Voidkoeffisient

Fra Wikipedia, den frie encyklopedi
Gå til: navigasjon, søk

Innen kjernekraft er voidkoeffisient (også kalt «voidkoeffisient for reaktivitet») et nummer som kan bli brukt til å estimere hvor mye reaktiviteten for en kjernereaktor endres når voider (tomrom) dannes i reaktorens moderator eller kjølesystem. Reaktivitet, innen atomfysikk måler gradene av med forandring under en nøytron multiplikasjon i en reaktorkjerne. Reaktiviteten har direkte relatert til tendensen i en reaktorkjerne til å endre effektnivå. dersom reaktivitet er positiv, har kjernens effekt en tendens til å øke, hvis den er negativ, har kjernens effekt en tendens til å avta, hvis reaktivitet er null, har kjernen effekt en tendens til å forbli stabil. Det er viktig å merke seg at reaktiviteten i seg selv ikke bestemmer gradene som en reaktor kjerne endrer sin termiske utgangseffekt til. Det bestemmer kjernens tendens til å endre seg, og derfor tilsier den mengden av reaktivitet av motsatt tegn som må tilføres av reaktorens kontrollsystem for å oppnå ønsket utgangseffekt (eller effektendring i det hele). Det kan bli sammenlignet med en bils reaksjon til eksterne og interne friksjonskrefter, ettersom forholdene rundt endres, og dermed de mottiltakene som føreren må svare med (ofte ubevisst) for å opprettholde fart, eller utføre en ønsket manøver.

Reaktiviteten er påvirket av mange faktorer, inkludert temperaturen og tettheten til kjølevæsken/moderatoren, brenselstemperatur og tetthet, og den strukturelle temperaturen og tetthet. Netto reaktivitet i en reaktor er summen av alle disse bidragene, hvorav voidkoeffisienten kun er en av dem. Reaktorer der enten moderatoren eller kjølesystemet er flytende, vil vanligvis ha en voidkoeffisient som er negativ, dersom reaktoren er under-moderert, eller positiv, dersom reaktoren er over-moderert. I reaktorer der hverken moderatoren eller kjølesystemet er flytende, feks. Grafitt-moderert eller gasskjølt, vil ha en voidkoeffisient som er tilnærmet lik null.

Forklaring[rediger | rediger kilde]

En kjernefysisk fisjon drives av en kjernereaksjoner, der hvert atom som spaltes frigir varme og nøytroner. Hvert nøytron kan kollidere med andre kjerner og forårskae at disse også blir spaltet. Hastigheten til disse nøytronene påvirker dets mulighet til å ytterligere spalting, som da er grunnen til at det benyttes en nøytronabsorberende materialer. Spesielt trege nøytroner blir absorbert lettere enn raske nøytroner, så en nøytronmoderator som senker farten på nøytronene vil øke reaktiviteten til en kjernereaktor. På den andre siden, vil nøytronabsorberende materiale senke reaktiviten for en kjernereaktor. Disse to mekanismene blir brukt for å kontrollere den termiske utgangseffekten for en kjernereaktor.

For å holde en kjernereaktor i stand, få den til å fungere, og for å ta ut nyttig kraft, må det benyttes et kjølesystem. Noen reaktorer sirkulerer vann under trykk, noen bruker flytende metall, som feks. sodium, NaK, bly eller kvikksølv, mens noen bruker gass. Dersom kjølevæsken er flytende, kan den begynne å koke dersom temperaturen i reaktoren stiger. Denne kokingen fører til voider på innsiden av reaktoren. voider kan også oppstå dersom kjølevæsken forsvinner fra reaktoren på grunn av en eller annen ulykke. Noen reaktorer opererer med konstant kokende kjølevæske, og de bruker da den genererte dampen til å spinne turbinene.

Den flytende kjølevæsken kan opptre som en nøytronabsorberer eller som en nøytronmoderator. Uansett, så vil mengden av void i reaktoren påvirke reaktorens reaktivitet. Endringen i reaktivitet på grunn av endring i void på innsiden av reaktoren er direkte proporsjonal med voidkoeffisienten.

En positiv voidkoeffisient betyr at reaktiviteten øker etter hvert som innholdet av void i reaktoren øker på grunn av økt koking eller tap av kjølevæske, feks. dersom kjølevæsken opptrer som en nøytronabsorberer. Dersom voidkoeffisienten er stor nok, og kontrollsystemet ikke reagerer raskt nok, kan skape en «positiv feedback loop» som fort kan koke all kjølevæske i reaktoren. Det var dette som skjedde under ulykken i Tsjernobyl. Bygging av reaktorer med en positiv voidkoeffisient er ulovlig i USA.

En negativ voidkoeffisient betyr at reaktiviteten avtar etterhvert som innholdet av void i reaktoren øker – men det betyr også at reaktiviteten øker dersom innholdet av void avtar i reaktoren. I reaktorer med kokende vann, med stor negativ voidkoeffisient, vil en plutselig trykkøkning (forårsaket av feks. brudd på en ventil til damprørene) føre til en plutselig avtagning i voidkoeffisient Det økte trykket vil føre til at noe dampboblene kondenserer (kollapser); og den termiske utgangseffekten vil muligens øke helt til den blir stanset av sikkerhetssystemer. Ved økt voiddannelse på grunn av høyere effekt, eller på grunn av feil i komponenter som kontrollerer effekten, kan innholdet av void øke, og effekten synke. Alle reaktorer med kokende vann er utformet for å håndtere denne type hendelser, noe som er påkrevd. På den andre siden, dersom en reaktor er disignet for å operere uten voider, kan en stor negativ voidkoeffisient fungere som et sikkerhetssystem. Tap av kjølesystem i en slik reaktor senker den termiske utgangseffekten, men den genererte varmen blir ikke lengre fjerner, så temperaturen kan stige dersom alle andre sikkerhetssystemer feiler.

Derfor, for stor voidkoeffisient på den ene eller den andre måten, kan være et designproblem, og kan kreve mer forsiktighet og raskere fungerende kontrollsystemer. Gasskjølte reaktorer har ikke problemer med dannelse av voider.

Reaktordesign[rediger | rediger kilde]

  • BWR-reaktorer har generelt negativ voidkoeffisient, og ved normal operasjon tillater den negatvie voidkoeffisienten reaktoreffekten å bli justert ved å endre vannstrømmen gjennom kjernen. Men, den negative voidkoeffisienten kan forårsake uventede økninger i reaktoreffekten ved hendelser (som feks. brudd på en ventil på damprøret) hvor reaktortrykket får en plutselig økning. I tillegg kan den negative voidkoeffisienten resultere i effektsvinginger dersom det oppstår en plutselig redusksjon i kjerneflyten, som kan bli forårsaket av en feil i en resirkuleringspumpe. Rektoerer med kokende vann er utformet for å sikre at nivået på trykkøkningen fra en plutselig stengt ventil på et damprør er begrenset til et akseptabelt nivå, og de inkluderer flere sikkerhetssystemer utformet for å sikre at en plutselig økning i reaktoreffekten blir stanset før en evt. brensel- eller rørskade kan oppstå.
  • PWR-reaktorer opererer uten voider, og vannet fungerer som både moderator og kjølevæske. Derfor vil en stor negativ voidkoeffisient sikrer at utgangseffekten ikke forsvinner dersom vannet koker eller blir borte.
  • CANDU-reaktorer har en positiv voidkoeffisient som er liten nok til at kontrollsystemet lett kan reagere på kokende kjølevæske før reaktoren når farlige temperaturer.[1][2][3]
  • RBMK-reaktor, en slik reaktor som ble brukt i Tsjernobyl, har en farlig høy voidkoeffisient. Dette er nødvendig for at reaktoren skulle gå på uanriket uran, og samtidig ikke behøve tungtvann. Før Tsjernobylulykken hadde disse reaktorene en positiv voidkoeffisient på 4,7 beta, mens etter ulykken ble den redusert til 0,7 beta. Dette ble gjort for at alle RBMK-reaktorene skulle kunne fortsette å operere trygt og produsere etterlengtet kraft til daværende Sovjetunionen og deres satellitter.
  • FBRreaktorer bruker ikke moderatoere, siden de går på raske nøytroner. Men kjølevæsken (ofte bly eller sodium) kan fungere som en nøytronabsorberer.
  • Magnoxreaktorer, avanserte gasskjølte reaktorerer og PBR-reaktorer er gasskjølte og voidkoeffisienten er derfor ikke noe problem. Noen kan til og med bli utformet slik at tap av kjølevæske ikke fører til nedsmelting, selv i fravær av aktive kontrollsystemer. Som ved hvilken som helst reaktordesign, er tap av kjølevæske bare en av mange mulige som potensielt kan føre til en ulykke.

Se også[rediger | rediger kilde]

Referanser[rediger | rediger kilde]

  1. ^ «Chernobyl - A Canadian Perspective – En brosjyre som beskriver kjernereaktorer generelt og RBMK reaktorer spesielt, mens de fokuserer på sikkerhetsforskjellen mellom dem og en CANDU-reaktor» (engelsk). Atomic Energy of Canada Ltd. (AECL), designer of the CANDU reactor. Besøkt 16. juni 2009. 
  2. ^ Whitlock, J.J. «Hvorfor har CANDU-reaktorer ha en positiv voidkoeffisient?» (engelsk). The Canadian Nuclear. Besøkt 16. juni 2009. 
  3. ^ Whitlock, J.J. «Hvordan kan CANDU-reaktorer møte høyere sikkerhetsstandarder, til tross for en positiv voidkoeffisient.». The Canadian Nuclear. Besøkt 16. juni 2009.