Magne Guttormsen Fysisk institutt, UiO

Transkript

1 Magne Guttormsen Fysisk institutt, UiO

2 Første reaktor i 1954, Obninsk, USSR 440 fisjonsreaktorer i drift (2010) 60 under bygging 150 under planlegging 340 er foreslått Installert effekt på 376 GW e = 10% Brenselssyklusen: bryting av malm reaktordrift brukt brensel og avfallsdeponering FYS Tsjernobylullykken satt stopper for økende utbygging (1986). Også jordskjelv og Tsunami i Fukushima (2011) satt bremser på utviklingen, spesielt for Tyskland og Japan.

3 FYS

4 Spontan: Eneste naturlig forekommende er 235,238 U. Tyngre kjerner fisjonerer også spontant, men med så kort halveringstid at de ikke finnes i naturen. Indusert: I laboratoriet og i kjernereaktorer. Det vanlige er nøytronindusert fisjon. Kjedereaksjon: Tilstrekkelig virkningstverrsnitt Nok fisjonsnøytroner slik at minst ett nøytron kan gi ny fisjon Tilstrekkelig kvanta Fissile kjerner: 233 U, 235 U (0.72%) og 239 Pu Fertile kjerner: 233 U og 239 Pu lages ved nøytroninnfangning i hhv 232 Th og 238 U FYS

5 Deformasjon medfører: Overflaten blir større, a 2 øker Coulomb-leddet blir mindre, a 4 minker Utfra den halv-empiriske masseformel vil det være fordelaktig å dele kjerner med A > 80. Men dette gjelder bare de tyngste kjernene. Kjernene kan ha stabil deformasjon for Z 2 /A < 50. Dette gjelder de fleste kjerner langs betastabilitetslinjen: Z 2 /A ( 12 C) = 3 Z 2 /A ( 57 Fe) = 12 Z 2 /A( 162 Dy) = 27 Z 2 /A ( 238 U) = 36, 238 U lever ca år, og det er tunneling som gir fisjon. FYS Spontan fisjon skjer for Z 2 /A > 50. Like-like kjerner fisjonerer raskest, pga par-kraft, som gir høy eksitasjonsenergi.

6 Q = M(A, Z) 2M( A 2, Z 2 ) a /3 ( ) A 2/3 + a 4 ( /3 ) Z 2 A 1/3 Q(235 U) = 180 MeV FYS

7 Ved spontan og nøytronindusert fisjon ved lave energier, blir massefordelingen asymmetrisk med ett lett (A ~ 95) og ett tungt (A ~ 140) fragment. 235 U <- 233 U 239 Pu -> FYS

8 Prompte nøytroner: Fisjonen tar lang tid s. Så sendes nøytroner ut meget raskt s. Antallet avhenger av innkommende nøytronenergi: ν(e n ) = ν 0 + c E E n Forsinkede nøytroner: Fisjonsfragmentene desintegrerer ved β-decay, for 235 U: 55.7s 250 kev % 22.7s 560 kev % 6.2s 405 kev % 2.3s % 0.6s % 0.2s % En 235 U fyrt reaktor er lettest å kontrollere. FYS

9 Normalt opprettholdes kjedereaksjonen ved neste generasjons prompte og forsinkede nøytroner. Altså må hver fisjon gi opphav til en ny fisjon. Kritisk reaktor: Dannes like mange nøytroner i hver generasjon Umoderert: Nøytronenergi ca 2 MeV gir virkningstverrsnitt 5 barn Moderert: Termiske nøytroner 0.1 ev gir virkningstverrsnitt 500 barn Termisk reaktor: Moderatoren ligger mellom brenselselementene. Nøytronene kjøles ned ved elastiske støt. Ønskes minst mulig innfangning. Hurtig reaktor: Brider gir flere nøytroner til overs, som kan brukes til å lage fissile kjerner: 239 Pu og 233 U fra de fertile kjernene: 238 U og 232 Th. Brennstoff: Homogent eller heterogent reaktorbrensel FYS

10 Nøytronmultiplikasjonsfaktoren: k = antall n dannet i tidsintervallet Δt fra t 0 antall n dannet i tidsintervallet Δt fra t 0 Δt der t kalles generasjonstiden. Reaktorens tilstand karakteriseres vha k: k < 1 Underkritisk og nøytronfluksen avtar k = 1 Kritisk og nøytronfluksen er konstant k > 1 Overkritisk og nøytronfluksen øker Nøytronene kan mistes ved absorpsjon eller lekkasje: k = k P, der k >1 og P <1 hvis vi ønsker k =1. k avhenger av brensel, moderator, kjølemedium, konstruksjonsmateriale P er non-leakage propability FYS

11 k = η ε p f η ε p f En fisjon gir ν nye nøytroner, men noe absorberes i 235 U, som gir η. Vi har η = 2.287, og for 233 U, 235 U og 239 Pu. Hurtig fisjonsfaktor på i 238 U, gir effektiv formering. Sannsynlighet for at resonansinnfangning ikke skjer. Termisk nyttefaktor, 1-f absorberes i kjølemediet og brensel. FYS

12 θ ΔE E = 2A ( 1+ A) 1 cosθ 2 ( ) 4A ( 1+ A) ΔE 2 E 0 For en god moderator bør targetkjernen være lettest mulig, f.eks. proton. Da kan nøytronet miste all energi. Mot uran mister nøytronet maksimum 1.7% av dets energi. FYS

13 Vi antar alle spredningsvinkler er like sannsynlige. Da er: d de ln E = 1 E ξ = ΔE E Δ ln E ξ 2 A + 2 når A2 >>1 de E = ξσ vdt s Tiden dt kan uttrykkes ved å utvikle: E = 1 2 mv2 de = mvdv dt = 2 dv Σ s ξ v 2 cosθ = 0 I en tid dt vil nøytronet spres Σvdt ganger, som gir relativt energitap: Dette gir midlere nedbremsningstid: T m 0 T m = dt = 2 Σ s ξ v f v i dv v 2 2 Σ s ξv f FYS

14 Etter nedbremsing til termiske energier, vil nøytronene diffundere rundt omkring til en nøytroninnfangning inntrer. Dette kalles nøytrondiffusjon. Diffusjonstiden er gitt ved: T d = (v f Σ abs ) -1 Tabellen under viser at midlere nedbremsningstid er mye kortere enn diffusjonstiden, typisk 100 ganger raskere. Vi ser også at vann er en meget god moderator med E/E = 92%. FYS

15 Hvis reaktoren er kritisk på de prompte nøytronene, kalles reaktoren prompte kritisk. Anta at den gjennomsnittlige prompte nøytrongenerasjonstiden betegnes T p, da blir: kφ(t) = Φ(t +T p ) Φ(t)+ dφ(t) T p dφ(t) dt dt = k 1 Φ(t) = T 1 0 Φ(t) T p Her er T 0 reaktorperioden. Fluksen er konstant når k=1, og reaktorperioden blir uendelig lang. Generelt blir løsningen: som ved små t, går som: Φ(t) = Φ(0)e t/t 0 " Φ(t) = Φ(0) $ 1+ t # T 0 % ' & FYS

16 En liten andel β er forsinkede nøytroner. De prompte og forsinkede nøytronene bidrar til k-verdien, som kan skrives som: k = (1 β)k + βk prompte forsinkede I en prompte kritisk reaktor er (1 β)k = 1, som gir β = (k - 1)/k. Vi definerer reaktiviteten som: ρ = (k 1) / k. For ρ =1$, så er ρ = β, og reaktoren er prompte kritisk. For ρ = 0, så er reaktoren kritisk For ρ < 0, så er reaktoren underkritisk For ρ > 0, så er reaktoren overkritisk 239 Pu har bare 0.21% forsinkede nøytroner, slik at det er liten forskjell mellom kritisk og prompte kritisk. FYS

17 De forsinkede nøytronene kan endre reaktorperioden T 0 dramatisk, som gjør at reaktoren lettere kan kontrolleres. Hvis reaktiviteten økes litt over 0, så vil vi få en momentan fluksøkning pga de prompte nøytronene, og en langsom økning pga de forsinkede nøytronene. Disse to komponentene spiller sammen, og vi antar nå en enkel reaktor modell; homogen og uendelig stor. Tettheten av termiske nøytroner skrives som: n T = S A, som er differansen mellom produksjon og absorpsjon. t A = Σ a Φ og S = S p + S f, med bidrag fra prompte nøytroner lik S p = (1 β)k Σ a Φ. Bidrag fra de forsinkede nøytronene er: S f = pλc, der p = er andel forsinkede nøytroner som ikke forsvinner ved nøytroninnfangning λ = er desintegrasjonskonstanten for fisjonsproduktene C = er tettheten av fisjonsfragmenter FYS

18 Vi utnytter likningene fra foregående slide, og at Φ = n T v. Da blir tidsutviklingen av nøytronfluksen og tettheten av fragmenter, som gir forsinkede nøytroner, beskrevet ved: 1 Φ v t = ( 1 β )k Σ a Φ Σ a Φ + pλc C t = βk Σ a Φ λc p I siste likning er 4-faktorformelen brukt for å innføre k-verdien i en uendelig stor reaktor. En litt slitsom utledning (se tillegg B i boka) gir utfra disse to likningene: Φ(t) Φ $ β t λρ ' 0 β ρ ρe T p + βe β t & ), % ( der nøytrongenerasjonstiden er tilnærmet T p T d = 1 vσ a og reaktiviteten er ρ = ( k 1) / k. FYS

19 Vi rekkeutvikler eksponentene og får for små t: * Φ(t) Φ 0 1+ ρ $, β ρ & λ + β +, % T p ' - ) t / (./ Φ $ 1+ ρ ' 0 & t % T ) Φ $ 0 & 1+ t p ( % T 0 ' ) ( Fluksen er lineær i begynnelsen med stigning ρ/t p =1/T 0. Ved senere tider vil økningen avhenge av det langsomt stigende leddet exp(λρt/β). Figuren viser forløpet når ρ = +/ ved t = 0s, λ = /s, β = og T d = 0.001s. FYS

20 T m T d T p, t T 0 Midlere nedbremsningstid Nøytrondiffusjonstiden Nøytrongenerasjonstiden Reaktorperioden FYS

21 Under er det vist en trykkvannsreaktor (PWR). Denne har tre forskjellige kretsløp. I kokvannsreaktor (BWR) går damp fra reaktoren direkte til turbiner. Termiske og hurtige reaktorer bygger på forskjellige prinsipper. FYS

22 Reaktiviteten kan kontrolleres på forskjellige måter: endre brenselets posisjon variasjon av teppet, dvs det fertile materialet i en brider tilsetting av nøytron-absorberende stoff til kjølemiddel/moderator nøytronabsorberende kontrollstaver Kontrollstavene kan ha bor eller kadmium med høyt absorpsjonstverrsnitt. I kjølevannet kan det tilføres H 3 BO 3 med 10 B som absorbator. Dette påvirker den termiske nyttefaktoren f. Xenon har høyt absorpsjonstverrsnitt. Samarium dannes fra neodymium. FYS

23 Vi definerer temperaturkoeffisienten utfra reaktiviteten: α T = dρ/dt Det er to α er; en for brenselet, α prompt, og en for moderator/kjølesystem. I brenselet gir høyere temperatur større Doppler-forbredning. I praksis gir dette bredere resonanser og mer sannsynlig for nøytroninnfangning i 238 U. Resonanspassasjeparameteren p blir mindre, og reaktiviteten reduseres. I Tsjernobylreaktoren var α prompt > 0, som ga eksplosiv utvikling med store utslipp. I kjølevannet bør også α T < 0. Ved utvidelse av kjølemediet vil noe væske fjernes fra reaktorkjernen, og f øker og dermed øker reaktiviteten. Men igjen kan p bli mindre pga Doppler-forbredning. FYS

24 Dannelse av fissilt 239 Pu og 233 U Produksjon av transuraner fra en 1000 MW e lettvannsreaktor FYS

25 FYS

26 En hurtig reaktor kan produsere mer fissilt materiale enn den forbruker. Da må η > 2. FYS

27 Avlsreaktorfaktoren er gitt ved G = η 2 tap Tapene kommer fra: Nøytronlekkasje Absorpsjon i reaktoren Tap av fissilt materiale i hele brenselssyklusen Med MOX brensel, blanding av PuO 2 og UO 2, i en hurtig Natriumkjølt reaktor, blir G ~ Fordoblingstiden T 2 blir ca år. FYS

28 PWR= trykkvannsreaktor, BWR = kokvannsreaktor, GCR= gasskjølt og grafittmoderert, AGR = avansert gassreaktor, PHWR = trykktungtvannskjølt og moderert, LWGR = lettvannskjølt og grafittmoderert (Tsjernobyltype), FBR = Fast Breeder Reactor FYS

29 Three Mile Island, Pennsylvania Nivå 5 på INES-skalaen. Loss-of-coolant accident i en13 mnd gammel PWR-reaktor, som måtte stenges permanent. Anslått kostnad, cleanup + property damages: ca 2-3 mrd $. Tsjernobyl, Ukraina Nivå 7. Kritikalitet og brann i en grafittmoderert reaktor. Minst 2x10 18 Bq utslipp. Opprenskning med over arbeidere. Fukushima, Japan Nivå 7. Jordskjelv og tsunami førte til full kjerne-nedsmelting i 3 reaktorer. Utslipp minst 9x10 17 Bq. Evakuering i en radius på 20 km. FYS

30 Termiske fisjonsreaktorer vil fortsatt dominere i lang tid. Utviklingen er skjedd i generasjoner: De første fra årene kalles generasjon I (GI) reaktorer Elektrisitetsproduserende reaktorer, som er de fleste av i dag, er GII GIII er forbedringer av GII på områdene: brenselsteknologi, passive sikkerhetssystemer, standardisering. Flere GIII og GIII+ reaktorer er under bygging GIV er under FoU, bygger på økonomi, sikkerhet, bærekraftighet, robusthet mot spredning av fissilt materiale. FYS

31 Det forskes på følgende konsepter, som vil kunne demonstreres rundt 2020: GFR-Gasskjølt hurtig reaktor, høy driftstemperatur, resirkulering av aktinider, reprosesseringsanlegg on site LFR-Blykjølt hurtigreaktor, avlsreaktor, aktinidebrenner, brenner også thorium MSR-Saltsmeltereaktor, ment til brenner av transuraner fra brukt LWR-brensel SCWR-Superkritisk vannkjølt reaktor, prototyp i 2022 SFR-Natriumkjølt hurtigreaktor VHTR-Meget høytemperatur reaktor (900 0 C) ADS Akseleratordrevet systemer. EU-prosjekt MYRRHA i Belgia FYS

32 FYS