Torium – en studie ur ett kärntekniskt perspektiv
Yüklə 442,12 Kb. Pdf görüntüsü
|
10
ingen isotop tyngre än 235 U förekommer i mer än mikrogrammängder per ton i här- den efter en utbränning 17 på 24 GWd/ton om den laddas med 3 % 233 U och för övrigt ren 232
Th.
Den relativt långa halveringstiden för 233 Pa (27 dagar, vilket kan jämföras med 239 Np
med 2,3 dagar), gör att viss försiktighet måste tillämpas. Den fördröjda omvandling- en gör att t.ex. reaktiviteten i en nyladdad härd med torium som fertilt material kommer att öka ganska kraftigt under de första månaderna vilket man måste ta hän- syn till vid konstruktionen av reaktorn så att tillräckliga säkerhetsmarginaler finns. På samma sätt kommer halten 233
U att öka i lagrat bränsle vilket kan leda till kritici- tetsolyckor om marginalerna är för snålt tilltagna.
Omvandlingen från 232
Th till 233
U. Greningskvoten för 233
U är ett genomsnitt för typiska termiska neutronenergier.
tiviteten beskrivs av konverteringsfaktorn C som definieras som kvoten mellan mängden omvandlat, nytt, bränsle och mängden förbränt bränsle. Om C är större än 1 producerar reaktorn mer fissilt material än vad som förbränns. På motsvarande sätt innebär ett värde mindre än 1 att mängden fissilt material i reaktorn minskar efter hand. Nettokonsumtionen av bränsle är proportionell mot 1 - C. En reaktor med en konverteringsfaktor på 0,6 förbrukar sålunda dubbelt så mycket bränsle per enhet producerad energi som en reaktor med en konverteringsfaktor på 0,8.
Konverteringsfaktorn är direkt beroende av antalet neutroner som finns tillgängliga för att omvandla fertilt till fissilt material och ges av skillnaden mellan antalet pro- ducerade neutroner och antalet som antingen går förlorade eller förbrukas i kedje- reaktionen,
17 Utbränningen anges som produkten av effekten som reaktorn har levererat (t.ex. antalet gigawatt, GW) och den tid som bränslet har befunnits i reaktorn (t.ex. antalet dygn, d) delat med mängden bränsle (t.ex. antalet ton, t) vilket ger enheten GWd/ton. SSM 2013:03
11
L n e C 1 ,
där e är en faktor som kompenserar för de neutroner som produceras genom fission med snabba neutroner av det fertila materialet, n är neutronproduktionsraten och L andelen neutroner som går förlorade genom olika neutronabsorberande processer som inte ökar mängden fissilt material eller som lämnar reaktorn. Nettoproduktions- raten för neutroner i en bridreaktor av toriumtyp är jämnare över tiden – efter den initiala perioden då halten 233
U byggs upp till jämviktsvärdet – jämfört med tradit- ionella reaktorer med anrikat uranbränsle. Vid fission av en 233 U-kärna går det effek- tivt åt två neutroner, en som omvandlar 232
Th till 233
U och en som klyver 233
U- kärnan. I en traditionell reaktor är det initialt huvudsakligen 235 U som klyvs vilket, eftersom den isotopen redan finns i bränslet, enbart kräver en neutron. Varefter tiden går så minskar andelen 235 U och en större andel av reaktiviteten beror på klyvning av 239 Pu som precis som 233 U först måste bridas, i detta fall från 238 U, vilket konsumerar ytterligare en neutron jämfört med klyvning av 235
U.
233 U har ett högre värde på n än 235
U vid termiska neutronenergier men samtidigt är e lägre för 232
Th än för 238
U. Sammantaget ger cykeln 233
U( 232
Th) 233
U ett högre värde på produkten av e och n än 239 Pu(
238 U) 239 U. Här avser den första isotopen den fissila isotopen i bränslet, den andra isotopen anger den fertila isotopen som om- vandlas till den tredje isotopen i uttrycket. För att maximera produkten bör neutro- nerna vara så termaliserade som möjligt. I grafit- och tungvattenmodererade reakto- rer kan neutronerna modereras kraftigt utan att större neutronförluster uppstår i mo- deratorn. I lättvattenreaktorer gör förlusterna av neutroner till den lätta väteatomen att reaktorer med hög bränsle/vatten-kvot måste användas vilket ger en större andel epitermiska neutroner, det vill säga neutroner med en energi mellan 1 eV och 10 keV. Antalet producerade neutroner per fission orsakad av epitermiska neutroner är lägre för 235 U än för 233 U vilket gör att den senare isotopen är att föredra som bränsle i lättvattenreaktorer som ska omvandla torium till fissilt 233
U.
Den största neutronsänkan som påverkar L är parasitiska förluster till 233 Pa och fiss- ionsprodukter såsom Xe och Sm. Neutronabsorption i 233
Pa leder inte bara till en förlust av neutroner utan även till förlusten av fissilt material eftersom 234 Pa sönder- faller till 234
U, som kräver ytterligare neutroner för att åter bli fissilt 235
U, det vill säga för varje kärna fissilt 235 U skulle reaktorn i stället kunna producera tre kärnor 233 U. Förlusterna till olika fissionsprodukter är svåra att kvantifiera exakt eftersom de beror på hur isotopfördelningen ser ut vilken i sin tur beror på reaktortypen och dess neutronspektrum. I snitt är minskningen av konverteringsfaktorn orsakad av förluster till fissionsprodukter i storleksordningen 0,02–0,03. Förlusterna till både 233
Pa och fissionsprodukter kan minskas avsevärt vid användningen av flytande bränslen, se nedan, om bränsleflödet renas från dessa. 233 Pa får sedan sönderfalla till 233 U avskilt från neutronflödet samtidigt som fissionsprodukterna kan hanteras sepa- rat och t.ex. deponeras.
En annan stor, men påverkbar, neutronsänka är reaktorns aktiva kontrollsystem som ofta utgörs av styrstavar tillverkade av eller impregnerade med ett kraftigt neutron- absorberande material. Vid normal drift i konventionella urandrivna reaktorer är stavarna i de flesta fall något inskjutna i reaktorn för att operatören ska kunna kom- pensera för minskad reaktivitet. Den minskning av konverteringsfaktorn som detta skulle leda till i en bridreaktor är så pass stor (och kraftigt beroende på den exakta reaktorkonfigurationen) att man i de flesta byggda eller planerade toriumreaktorer med fasta bränsleelement i form av stavar helt har frångått användandet av tradition- ella styrstavar som metod för att reglera reaktiviteten. I de flesta fall har i stället härden konstruerats så att delar av bränslet kan förskjutas i förhållande till resten av SSM 2013:03 Yüklə 442,12 Kb. Dostları ilə paylaş:
|