1. No category

Kärnkraftsteknik
Föredrag av Bengt Lönnerberg på AFI 25 februari och 25 mars 2014.
Kommentarer till visade bilder.
Bilderna visas som miniatyrer i texten nedan. Fullstora bilder finns i separat fil.
Bild 1 Kärnkraftsteknik
Föredraget handlar huvudsakligen om ASEA-Atoms BWR.
Vi startar med neutronfysiken.
Bild 2 Kedjereaktion
En vanlig bild av kedjereaktionen i en kärnreaktor.
En neutron träffar en kärna av uran 235, U-235.
Kärnan klyvs då i två fragment samt några neutroner.
Det är klyvningen som ger energin.
Fragmenten blir nästan alltid olika stora; orsaken härtill är oklar.
Antalet neutroner är 2 à 3 med ett medelvärde v cirka 2,5.
En av dessa ska träffa en ny U-235 för att kedjereaktionen ska
vidmakthållas.
De övriga neutronerna absorberas av skilda material.
Bild 3 Isotopschema
Ordinatan visar alla grundämnen från 1 = väte till 92 = uran.
Talen är desamma som antalet protoner i respektive grundämne.
Dessutom fortsätter ordinatan med transuraner ovanför 92.
Abskissan anger antalet neutroner i kärnorna.
Varje grundämne kan ha olika antal neutroner, de utgör olika
isotoper av ämnet.
Det inramade området visar ungefär de kombinationer av protoner och neutroner som utgör
tämligen stabila isotoper. Utanför området är ämnena ostabila, radioaktiva.
Observera att området är svagt böjt: i den nedre änden är det ungefär lika många protoner som
neutroner i kärnorna, i den övre delen är det ungefär 50% mer neutroner än protoner.
Vismut med nummer 83 är det högsta ämnet som har en stabil isotop; alla isotoper där
ovanför är radioaktiva.
Bild 4 Lätta ämnens isotoper
Bilden är en detalj av isotopschemats nedre del och visar väte
helium, litium, beryllium och bor.
Dessutom visas en neutron, alltså utan någon proton. En ensam
neutron är inte stabil, den sönderfaller i en proton och en elektron.
Protonen bildar då kärnan till väte, H-1. (I schemat står H1, men
den vanlig beteckningen är H-1.) Halveringstiden är 10 minuter.
Protonen samlar på sig en elektron från omgivningen och bildar då en väteatom. I schemat
kan man se detta som ett hopp snett uppåt till vänster.
Schemat visar tre väteisotoper, H-1, H-2 (deuterium) och H-3 (tritium). (Det finns även H-4
som är mycket kortlivad och H-5, som är ännu mer kortlivad; de saknar betydelse här.) H-2 är
stabilt och finns i naturligt väte till ett antal av 1 à 2 av 10000. H-3 är radioaktivt med en
halveringstid på 12 år. Den sönderfaller till helium-3, He-3 genom att en neutron ombildas till
en proton, på samma sätt som beskrevs för neutronen ovan. Den avger därvid en elektron,
betastrålning. I naturen förekommer He-3 som drygt 1 på en miljon heliumatomer; den
vanliga isotopen är He-4.
På sista raden i rutorna står σ, vilket är infångningstvärsnittet för termiska neutroner, dvs
benägenheten att fånga in långsamma neutroner. Det uttrycks i ytenheten barn, se bild 8.
För H-1 anges värdet 0,3326 b, för H-2 0,519 mb, och för H-3 <6 µb. Det vanliga lätta vätet
har alltså betydligt större benägenhet att absorbera neutroner än tungt väte, deuterium. Tritium
ligger ännu lägre.
Bild 5 Uranisotoper
Bilden är en detalj av isotopschemats övre del och visar torium,
protaktinium, uran, neptunium och plutonium. Endast en liten
del av isotoperna finns med på urklippet, från och med 141 till
och med 147 neutroner.
Den intressanta delen här är U-235 och U-238. Det är U-235
som vi använder i de vanliga kärnkraftverken. I naturligt uran
finns den till 0,72%. Resten är U-238. För att kärnklyvningen
ska fungera bättre behövs mer än det naturliga innehållet och uranet anrikas på U-235 till 3 à
4 %.
Båda isotoperna är radioaktiva och sönderfaller med alfastrålning, dvs heliumkärnor He-4, till
Th-231 resp. Th-234. Kärnornas innehåll minskar alltså med de två protoner och två
neutroner, som avgår med He-4. Halveringstiderna är 704 miljoner år resp. 4468 miljoner år.
Av skillnaden i halveringstid förstår man att U-235 har sönderfallit fortare än U-238, vilket
innebär att i tidigare skeden av jordens historia har innehållet av U-235 varit större än dagens
0,72%.
När U-235 beskjuts med en neutron bildas i princip U-236, men kärnan blir så orolig att den
inte håller ihop utan genast sönderfaller i två delar så som nämndes i bild 2.
I reaktorn träffas ju även U-238 av neutroner. Den får då atomtalet 239, som dock har för
många neutroner. En neutron omvandlas till en proton, varvid en elektron avges, och kärnan
övergår till neptunium 239, Np-239. Denna övergår på samma sätt till Pu-239.
Pu-239 är också en klyvbar isotop och den bidrar till en stor del av energin i en reaktor när U235 börjar minska.
Infångningstvärsnittet anges här till σf=582 b för U-235 och σ=2,7 b resp. σf<0,5 mb för U238. σf avser fission, klyvning, och σ infångning som leder till Np-239 och Pu-239.
Bild 6 Klyvning av U-235
Här är åter isotopschemat. En röd linje ligger mellan U-236
och origo. Den visar var de klyvningsprodukter, som kan
bildas av U-235, kan uppstå. Oftast hamnar det ena fragmentet
under mittpunkten av linjen och det andra över. Linjen ligger
till höger om det huvudsakligen stabila området. Fragmenten
skulle alltså få för många neutroner, vilket förklarar att ett par
neutroner sänds ut vid klyvningen. Det är detta som är grunden
för kedjereaktionen.
Bild 7 Fissionsfragment
Detta visar sannolikheten för klyvningsprodukterna av U-235. Abskissan visar atomtalet,
summan av neutroner och protoner. Observera att skalan är logaritmisk, så topparna är alltså
betydligt högre än vad bilden visar. Se först på kurvan thermal. Det är resultatet av klyvning
med långsamma neutroner, se bild 8.
Fragmenten ligger i huvudsak mellan 85 och 105 resp. mellan 120 och 135. Typiska
representanter för de förra är krypton 85 och strontium 90. Den senare blev ju bekant efter
Chernobyl-haveriet. Typexempel för den senare gruppen är jod
129, xenon 133 och cesium 137, vilken också drabbade oss efter
Chernobyl.
Det finns också en kurva benämnd 14 MeV. Den visar resultatet
av klyvning med snabba neutroner, som skiljer sig något från den
andra. Men det är inte så många uranatomer som klyvs av snabba
neutroner. Om MeV se bild 11.
Bild 8 Fissionstvärsnitt
Neutronerna som bildas vid klyvningen har en mycket hög
rörelseenergi, upp till 14 MeV. Det ger dem en hastighet på ungefär 20000 km/s, alltså cirka
7% av ljushastigheten.
Sannolikheten för infångning i en kärna av U-235 är dock
betydligt högre för en långsam neutron, 2 km/s. Den kallas
termisk ty hastigheten ligger i samma område som
omgivningens molekyler.
Kurvan visar tvärsnittet för infångning i U-235 vid olika
energier (hastigheter) hos neutronen. Tvärsnittet är ungefär 1 i
kurvans högra del, 106 MeV, som motsvarar den höga
hastigheten. Vid lägre energi (hastighet) är tvärsnittet många
10-potenser högre. Värdet 582 barn (584 enl. fig.) syns vid energin strax under 0,1 MeV.
Urankärnans storlek är givetvis densamma oavsett neutronens hastighet. Det fiktiva
fissionstvärsnittet är dock ett smidigt sätt att räkna sannolikheten för att neutronen träffar
kärnan.
Varför fissionstvärsnittet visar denna egenskap har jag inte funnit någon förklaring till, det
kanske inte finns någon. Men man kan tänka sig att det finns ett kraftfält i närheten av
atomkärnan, som attraherar neutronen, men en snabb neutron hinner förbi kraftfältet, medan
en långsam neutron hinner dras in i kraftfältet.
Tvärsnittet uttrycks i barn =10-28 m2.
Vi jämför med en protons tvärsnittsyta. Den har radien mellan 0,805 ± 0,011 och 0,862 ±
0,012 femtometer. Dess yta blir då med πr2=3,14*(0,85)2≈2,3*10-30 m2. Ytan hos en kärna av
U-235 kan räknas som en klump med cirka 40 protoners yta. Det ger en yta på cirka 90*10-30
m2 eller ≈10-28 m2, dvs ungefär en barn.
Under krigsåren fann en fysiker vid Purdue University i USA att urankärnan verkade ”stor som en lada” (big as a
barn) för termiska neutroner i jämförelse med den verkliga storleken. Det blev grunden till ytmåttet ”barn”.
Bilden visar ett tätt sicksack-mönster mitt i kurvan. Det är s k resonansfrekvenser och det
hoppar vi över i detta sammanhang.
Vi behöver alltså bromsa, moderera, de snabba neutronerna för att sannolikheten för
infångning i U-235 ska bli större och att därmed funktionen infångning och klyvning ska bli
så stor att en kedjereaktion består. Det sker enklast genom att neutronen får studsa mot andra
atomkärnor. Allra effektivast är vätekärnan som ju har samma storlek som neutronen. Man
kan jmföra med en biljardboll som ju förlorar sin hastighet snabbt efter bara några studsar mot
andra lika stora bollar.
Vatten är med sitt stora innehåll av väte ett bra medium för bromsning/moderering. Redan
efter cirka 15 studsar mot väte har neutronen kommit ner i det termiska området.
Kol i form av grafit används också i en del reaktorer. Kolatomens kärna är ju betydligt större
än vätets och det krävs fler studsar innan neutronen nått termisk hastighet, cirka 20 till 25.
Bild 9 Neutronens väg från fission till ny urankärna
På vägen från en klyvning till nästa träff på en atomkärna
av U-235 passerar neutronen det övriga bränslet,
konstruktionsmaterial i härden, vatten (i en vattenkyld
reaktor) och till slut in i bränslet igen. Alla material kan
fånga neutroner och man måste välja sådana i härden som
inte absorberar alltför många. En neutron ska ju bli kvar till
nästa klyvning.
Bilden visar schematiskt neutronens väg. Den brutna linjen genom vattnet symboliserar
bromsningen/modereringen.
Bild 10 Klyvningsprocessens hastighet
Bilden visar hur fort en fission utvecklas efter en neutroninfångning.
På 10-14 sekunder börjar kärnan dela sig.
Efter ytterligare 10-14 till 10-12 sekunder är kärnans delning
fullbordad och neutroner sänd ut.
Klyvningsfragmenten är då (oftast) radioaktiva och det tar
sekunder till många år innan de har klingat av till stabila
isotoper. Detta är en del av resteffekten som gör att härden
måste kylas under lång tid efter avstängning av reaktorn.
Resteffekten kommer också från transuraner i bränslet. Se bild
26 och 27.
Bild 11 Hur frigörs energin?
Den största delen av energin från fissionen får man av fragmentens rörelseenergi, 170 MeV.
Fragmenten sitter ju fast i bränslets struktur varför denna rörelseenergi blir till värme i
bränslet. Neutronernas inbromsning och infångning samt gammastrålningen från fissionen
bidrar med cirka 25 MeV. Totalt frigörs alltså ungefär 195
MeV vid varje klyvning.
Nu är 1 MeV=1,602*10-13 J.
Antalet klyvningar som behövs för att få den termiska
effekten 3300 MW, som är effekten hos F3 och O3 då de
levererades blir med värdet ovan
3300*106/(195*1,602*10-13) ≈ 1*1020 klyvningar per
sekund.
Med Avogadros tal blir antalet atomer i ett gram U-235: 6,02*1023/235 =2,56*1021
Den mängd uran som behöver klyvas för effekten 3300 MW är alltså
1020/2,56*1021=0,039 g/s
Ett driftår omfattar cirka 26 000 000 sekunder (10 månaders fulleffektdrift) och förbrukningen
per år blir då
0,039*26*106≈106 g eller 1 ton U per år.
(Man kan jämföra detta med att cirka 140 bränsleelement byts ut varje år och att varje
bränsleelement innehåller 168 kg uran. Av uranet har ungefär 3,5% klyvts eller 5,9 kg.
Förbrukningen är alltså 5,9*140=988 kg.)
Med förbrukning menas här att uran övergått till andra ämnen. Massförbrukningen kan lätt
beräknas med Einsteins kända formel E=m*c2.
m=3300*106/(3*108)2=347*10-10 W*s2/m2 = 0,0347 mg/s.
Det är alltså bara ungefär en tusendel av uranets U-235 massa som övergår i energi.
Bild 12 Härdkonstruktionen balanseras för att ge en kontrollerad kedjereaktion
Vi lämnar nu kärnfysiken och övergår till bränsle- och härdkonstruktion.
Bilden visar SVEA 100, som har 100 stavar i fyra knippen om 5*5. Stavarnas diameter är
cirka 8 mm.
Bränslet måste innehålla tillräckligt mycket U-235 för att neutronen
ska hitta nästa kärna.
Konstruktionsmaterialet får inte absorbera för många neutroner.
Det ska finnas tillräckligt mycket vatten för att neutronen ska
bromsas till en termisk hastighet.
I ASEA-Atoms (och andra lättvattenreaktorers) bränsle anrikas U235 i bränslet till 3 à 4 %. Bränslet inkapslas i zirkaloy som
huvudsakligen består av zirkonium. Zirkonium har egenskapen att
absorbera ytterst lite av neutronerna. Knippena finns i en box med måtten 140*140 mm, som
också består av zirkaloy. Mellan boxarna finns en vattenspalt på några mm. I denna spalt kan
styrstaven föras in som syns i figuren. Under drift är styrstavarna i stort sett utdragna ur
härden.
Bränsleelementet har ett kors som också är vattenfyllt. Det bildas av dubbla väggar av
zirkaloy.
Det är balansen mellan zirkaloy, bränslets anrikning och mängden vatten som möjliggör att
neutronerna kan bromsas, att inte för många absorberas och att en hittar en ny urankärna att
klyva, vilket ger kedjereaktionen.
ASEA:s första bränsle hade 8*8 stavar som hade en diameter av cirka 11 mm.
På 80-talet utvecklade Erland Tenerz, då chef för bränslefabriken, och hans medarbetare den
nya typen av bränsle, som kom att kallas SVEA efter namnsdagen då det presenterades. Idén
var att smalare stavar utnyttjade bränslet bättre (det yttersta skiktet av staven är lättast
åtkomlig för neutronerna, varför klenare dimension är en fördel), det bromsande vattnet
fördelas bättre genom vattenkorset (och modererar neutronerna bättre). Mängden uran var
densamma som i det äldre bränslet och mängden zirkaloy var densamma trots det
tillkommande korset, eftersom zirkaloy-tjockleken kunde reduceras.
(Erland Tenerz har berättat att han lade fram förslaget för ASEA-Atom:s direktion i början av 80-talet. Efter en
lång teknisk dragning sade direktörerna nej, för det skulle kosta många miljoner att ändra tillverkningen. I
direktionen satt bl a Kurt Milikovsky tillsammans med statens företrädare.
På kvällen ringde Kurt M till Erland och bad honom komma till Stockholm och dra konstruktionen i detalj. Sagt
och gjort. Efter flera timmars dragning sade Kurt M: kör igång! Erland sa’ ”men direktionen sa’ ju nej”. Strunt i
det sa’ Kurt M. Det tar jag hand om.
SVEA-konstruktionen blev och är en stor framgång.
Långt senare fick Erland tillfälle att nämna frågan för Percy Barnevik. ”Skulle du ha låtit oss köra igång?”
”Aldrig i livet” sa’ Percy.
Där ser man skillnaden mellan att ha en tekniker i ledningen och en räknenisse!)
Eftersom vätet i vatten har en viss benägenhet att absorbera neutroner, se text till bild 4, kan
man i stället använda ”tungt vatten”, alltså med deuterium i stället för vanligt väte. Då
behöver uranet inte anrikas på U-235. Ågesta hade tungt vatten och i princip uran utan
anrikning. Även Marviken var tänkt att köras med tungvatten. Kanadas reaktorer Candu drivs
med tungvatten. Efter Marviken valde dock Sverige lättvattenlinjen.
Bild 13 SVEA 96
Här har man tagit bort de fyra centrala stavarna i
bränsleelementet. Det ger plats för mer vatten och ger en
ännu bättre bromsning/moderation. Bilden visar också
storlehen på en urankuts. Kutsen av urandioxid är
pressad och sintrad till en densitet på över 10 g/cm3.
Bild 14 Oklo
Från gruvan Oklo i Gabon bryts uran för kärnkraften.
1972 upptäcktes att halten av U-235 var ovanligt låg.
Det visade sig att det funnits naturliga reaktorer i
området för 2 miljarder år sedan. Halten av U-235 var
då högre än i dag, cirka 3%, och med grundvatten
bildades dessa naturliga reaktioner. Reaktionerna höll
på av och till i 100 000 år. Jämför med det som står om uranisotopernas halveringstid för bild
5.
Bild 15 SVEA-bränsle
Bilden visar ett bränsleelement av SVEA-bränslet.
Knippet är cirka 4 m långt, varav 3,65 m utgörs av
urankutsarna.
Bränslet omges av en box av zirkaloy, som dels leder
kylvattnet genom bränslet, dels utgör en hanteringsenhet
när bränslet sätts ner i eller tas upp ur härden.
Bild 16 Reaktorhärd
Härden i Forsmark 3 och Oskarshamn 3 består av 700 bränsleelement. Forsmark 1 och 2 har
något färre element och Olkiluoto 1 och 2, som konstruerades för
2000 MW termiskt, har 500 element.
I Fi, F2 F3 och O3 är härdens diameter cirka 4 m. Den omges av
en inre tank, moderatortanken, som fått sitt namn av vattnets
modererande funktion. Utanför moderatortanken finns en spalt,
fallspalten, där kylvattnet strömmar neråt för att åter gå upp
genom härden. Mitt i härden visas en styrstav. Det finns 169
styrstavar i F3 och O3, ungefär en för fyra bränsleelement. De
förs upp från styrstavsledrören, som syns under härden.
Ovanför härden finns ett antal strilmunstycken som kan kyla
härden om den vanliga vattencirkulationen av någon anledning inte ger tillräcklig kylning.
Bild 17 Reaktortank
Reaktortankarna i Forsmark och O3 är cirka 21 m hög. Höjden
bestäms av härdens höjd, av styrstavarna, som ska rymmas under
härden, av ångseparatorerna som skiljer ångan från det
återcirkulerande vattnet och av fuktavskiljarna som tar bort
praktiskt taget alla resterande fuktdroppar ur ångan innan den
går ut genom ångledningarna till turbinen.
Övriga reaktorer har nästan samma höjd.
Innerdiametern är i Forsmarks och O3:s tankar 6,4 m och
godstjockleken är 17 cm. Vikten är 700 ton. Tanken är
dimensionerad för drift vid 70 bar.
Bilden visar också kjolen där tanken vilar på reaktorbyggnadens
betongfundament.
Man ser utloppen för ångan, inloppen för matarvatten och inloppen för härdstrilens vatten.
Matarvattnet fördelas i den övre delen av fallspalten där det blandas med det återcikulerande
vattnet från ångseparatorerna. Under tanken visas motorhusen till huvudcirkulationspumparna, som pumpar vattnet genom härden. Ett pumphjul syns i fallspalten i
tanken. Vidare ses rören för styrstavsmanövreringen med motorerna längst ner.
Orsaken till att man valt 70 bars drifttryck är att de experiment som gjordes, främst av
Westinghouse på 40- och 50-telen utfördes vi trycket 1000 psi, pounds per square inch, vilket
motsvarar 70 bar. De gällde kylning av bränslet och tryckfallet genom bränslet vid
tvåfasflöde. Så genomgripande experiment har såvitt jag vet aldrig gjorts senare och därför
behåller man försiktigtvis detta drifttryck.
Bild 18 Principbild av kokarreaktorns funktion
Bilden visar att vatten (blått) kommer in i härden underifrån, det
kokar i härden (rött för ånga) och går genom ångseparatorerna
där vattnet skiljs ut och ångan fortsätter upp till fuktavskiljarna.
Vattnet går ner genom fallspalten och pumpas ner under härden
för att åter gå igenom härden. Den ånga som försvinner ut
genom ångledningarna ersätts med matarvatten i övre delen av
fallspalten.
Vid full effekt utgör ångan och matarvattnet cirka 15
viktsprocent av härdflödet. Volymmässigt är det cirka 70
procent av flödet i härdens utlopp.
Vattnet modererar neutronerna bättre än ångan genom
skillnaden i densitet. Det betyder att mer vatten i härden ger en
ökad effekt. Det blir då enkelt att ändra effekten i härden genom
att ändra härdflödet genom huvucirkulationspumparna. Högre
flöde = mer vatten i härden = högre effekt och lägre flöde = mer
ånga i härden = lägre effekt. Reaktorns effekt kan på detta sätt varieras från 100% ner till
cirka 65%. Vill man sänka effekten ytterligare får man skjuta in styrstavarna.
Regleringen med pumparna är en egenskap som tryckvattenreaktorer inte har. Vattnet i
härden kokar inte. Där regleras effekten genom att mer eller mindre bor tillsätts i vattnet,
vilket är en betydligt långsammare process.
Bild 19 Styrstav
Styrstaven består överst av den korsformade delen som förs in mellan bränsleelementen som
visades på bild 12. Den är gjord av rostfritt stål med en tjocklek på 8 mm. Bladen har hål där
stavar av borkarbid är insatta. Det är bors egenskap att absorbera neutroner som nyttjas för att
stänga av reaktorn eller reglera effekten. När stavarna dras
ner ur härden hamnar de i styrstavsledrören. Stavarna har en
förlängning som vilar på muttrar i drivdonshusen under
reaktortanken. Muttern löper upp eller ner på en skruv som
vrids genom drivdonsmotorn längst ner på drivdonshuset.
Rörelsen från botten och in i härden tar cirka 4 minuter. Det
finns en snabbare funktion då styrstaven trycks upp med
vatten under högt tryck. Styrstaven trycks då upp som en
kolv in i härden och i det övre läget stannar den genom att en
klaff fäster på en steglinjal i drivdonets rör. Detta är
reaktorns snabbstoppsfunktion och den tar cirka 6 sekunder. Drivdonsmuttern drivs upp av
motorn och kan hämta styrstaven för senare nerfärd.
Styrstaven är cirka 4 m lång och ledröret alltså också lika långt. Drivdonshuset har samma
längd, det ska ju rymma hela rörelsen. Med övergångsdelen blir totallängden cirka 15 m.
Bild 20 Borisotoper
Här är åter de lätta ämnenas isotopschema.
Naturligt bor består av två isotoper, B-10 och B-11. Det finns
20% av B-10 och 80% av B-11. B-10 har den största
absorptionsförmågan med ett absorptionstvärsnitt σ=3837b.
B-11 har σ=5,5 mb och har ingen betydelse i processen.
När B-10 absorberar en neutron övergår den till litium 7,
varvid en alfapartikel; heliumkärn, sänds ut. Det innebär att
styrstavens inneslutna volym med borkarbid successivt fylls
med helium under visst tryck allteftersom B-10 övergår till litium.
När B-10 är utbränt måste styrstaven bytas ut eftersom den inte längre kan tjänstgöra som
absorbator. Stavarna byts ut efter 10-20 år.
Det kan nämnas att även rostfritt stål absorberar neutroner i viss utsträckning men det räcker
inte för styrning av effekten.
Bild 21 Huvudprocess BWR
Från reaktortanken går ångan till högtrycksturbinen och efter expansion där till
lågtrycksturbinerna, som vanligen är tre stycken. Ångan kondenseras till vatten i kondensorn
genom kylning med havsvatten (Östersjö-vatten för Forsmark och Oskarshamn), som pumpas
genom tubknippen i kondensorn.
Trycket i kondensorn är cirka 0,02 bar, vilket motsvarar
kondensationstemperaturen cirka 20°C. Ju lägre
temperatur, desto bättre verkningsgrad, vilket ger bättre
eleffekt från reaktorn under vintern.
Kondensatet pumpas med kondensatpumpar till ett
filtersystem, som fångar upp eventuella orenheter, och
matarvattenpumpar för den åter in i reaktorn. Kondensorns
storlek bestäms av att dess vatten ska räcka till två minuters inpumpning i reaktorn. Detta är
ett speciellt krav i kokvattenreaktorn och hänger samman med att det ska alltid finnas
tillräckligt med vatten för kylning av härden genom den ordinarie matarvattenvägen.
Turbinkondensorn ska också kortvarigt kunna ta emot all ånga om turbinen inte är tillgänglig.
För att turbincykeln ska få en bättre verkningsgrad värms ångan upp mellan högtrycks- och
lågtrycksturbinerna. Dessutom förvärms matarvattnet i flera steg på vägen in i reaktorn.
Matarvattenflödet var i F3 och O3 1624 kg/s vid leverans, men det har senare ökats genom
genomförda effektökningar och bör nu vara cirka 1800 kg/s vid full effekt.
Verkningsgraden i turbincykeln är 35% vilket innebär att 65% av värmen kyls bort till havet. I
kol- och oljeeldade kraftverk går man upp till 150 à 200 bar och uppnår där en verkningsgrad
på upp mot 50%.
Den ånga som kommer från reaktorn är ”torr” genom att fuktavskiljarna tar bort nästan alla
fuktdroppar. Vattnet i reaktorn kan innehålla partiklar som lossnat från metallerna i
konstruktionen och dessa partiklar blir radioaktiva vid passagen genom härden. Sådana
partiklar vill man i största möjliga utsträckning undvika i turbinen och därför är det viktigt att
fukten inte följer med ut från reaktorn.
Så länge bränslets kapsling är hel kommer inte några ämnen ut från bränslestavarna. Skador
på bränslet förekommer ibland men reaktorägarna brukar då stänga av reaktorn och byta
bränsle för att inte få radioaktivitet i turbinanläggningen.
Det finns dock viss radioaktivitet i vattnet. Den kommer från syret i vattnet som genom
bestrålningen omvandlas till bl a syreisotopen O-19 och kväveisotopen N-16. Dessa isotoper
är radioaktiva med en stark gammastrålning och de har halveringstider på 29 resp. 7 sekunder
och de följer med ångan ut ur reaktorn. Denna strålning medför att turbinbyggnaden inte är
beträdbar under drift. Isotoperna hamnar snart i kondensorn. Eftersom halveringstiden är så
kort så blir det praktiskt taget ingen radioaktivitet kvar i kondensatet. Efter reaktorns
avställning är turbinen beträdbar redan efter några minuter.
Kondensatreningen ska fånga främmande partiklar i kondensatet. En sort av sådana är
saltvatten, som kan läcka in i kondensorn om någon tub i kondensorn skulle läcka. Reaktorn
innehåller ju mycket rostfritt material, som inte trivs särskilt bra med saltvatten, varför
kondensatreningen är viktig. Om läckage av saltvatten inträffar brukar man stänga av reaktorn
och plugga aktuellt rör.
Bild 22 Huvudprocess PWR
Tryckvattenreaktorn (Ringhals 2, 3 och 4) skiljer sig från kokarvattenreaktorn främst genom
att reaktorvattnet bara går mellan reaktorn och
ånggeneratorerna. Dessa genererar den ånga som driver
turbinen. Reaktorvattnet går alltså inte till turbinen.
Detta är givetvis en fördel då turbinsidan inte bli radioaktiv.
Emellertid finns risken att rör i ånggeneratorerna läcker och då
har man problem i alla fall.
En nackdel med tryckvattenreaktorn är att man får lägre
temperatur och tryck till turbinen, eftersom det krävs en
temperaturskillnad mellan sidorna i ånggeneratorn. Det resulterar i en lägre verkningsgrad för
tryckvattenreaktorn.
Reaktorkärlet blir mindre än i kokaren, men ånggeratorrerna bli stora, i stor set lika stora som
kokarens reaktortank.
Bild 23 Regelverk
Västvärldens reaktorkonstruktioner har i allmänhet styrts av
den amerikanska lagen, 10CFR50.
CFR betyder Code of Federal Regulation. Den består av ett
antal titlar, varav 10 avser energi. Kapitel 50 handlar om
kärnenergi. Fler detaljer finns i Appendix A.
Där står bl a krav på att det ska finnas en reaktorinneslutning
kring reaktortanken med krav på dess konstruktion, täthet
och kontrollerbarhet. Det står om skydd mot naturfenomen
och missiler, härdens nödkylning, redundanta system, tålighet mot enkelfel mm.
Speciellt kravet på inneslutning är viktigt. Det fanns ju ingen sådan i Tjernobyl.
Finland köpte Lovisa 1 och 2 av Sovjet och tvingade då fram en inneslutning. Den gjordes
med utgångspunkt av Westinghouse konstruktion.
Därför kallas ibland stationen i Lovisa för Easinghouse.
De flesta västländer har egna regelverk men de grundar sig oftast i denna amerikanska lag.
Bild 24 Reaktor-byggnad
Bilden visar en reaktorbyggnad av typ ABB-Atom.
Man ser reaktortanken där härden är markerad. Tankens kjol vilar på
ett betongfundament. Runt reaktortanken finns
reaktorinneslutningen och kring denna finns rum och korridorer för
hjälputrustning. Övest begränsas inneslutningen av
hanteringsbassängerna, där den mittersta har en kupol som avgränsar
vattnet från inneslutningens atmosfär. Bredvid
hanteringsbassängerna finns en bränslebassäng på var sida. Där
finns plats för nytt och använt bränsle. Över bassängerna finns laddmaskinen för bränsle och
för hantering av tunga komponenter.
Innan man kan komma åt bränslet i härden för byte, måste först vattnet i mittbassängen
tömmas. Sedan avlägsnas kupolen och man kommer då år reaktortankens lock. Sedan detta
lyfts undan fylls schaktet med vatten och bränslehanteringen kan påbörjas.
I reaktorinneslutningens nedre del syns kondensationsbassängen utanför det centrala schaktet.
Om turbinen av någon anledning inte kan ta emot ångan från reaktorn blåses ångan ner i
denna kondensationsbassäng. Den innehåller cirka 3000 m3 vatten och kan ta emot ånga i
minutskalan men sedan måste den givetvis kylas.
Bild 25 Nödkylsystem
Vi har talat om att reaktorhärden ska kunna kylas i alla lägen. Vanligen kyls den av det
cirkulerande vattnet som späds på med matarvatten. Om något fel uppstår så att matarvattnet
inte är tillgängligt så finns ett nödkylsystem.
Bilden visar två grupper av detta system. Det finns fyra grupper.
Varje grupp består av en högtryckspump som kan pumpa in
vatten i reaktorn under fullt drifttryck, 70 bar eller över. Vidare
finns en lågtryckspump som pumpar in vatten vid tryck under 20
bar. Den har ett större flöde. Gruppen har även en pump för
kylning av kondensationsbassängen, som behövs om ångan
blåsts ner till denna.
Varje grupp har sin egen kraftförsörjning med diesel samt styrsystem. Varje grupp har vidare
sin egen kylkrets som kyls av havsvattnet.
Bilden visar en ganska speciell situation, nämligen med det centrala schaktet fyllt med vatten.
Det är en yttersta nödfallssituation, som kan tillgripas om ingen annan kylning skulle fungera.
Bild 26 Resteffekt, korttid
För bild 10 nämndes resteffekten som kommer från avklingning
av fragmenten från klyvningen av uranet samt från avklingning
av transuranerna.
ANS, American Nuclear Society, presenterar den resteffekt som
man måste dimensionera kylsystemen för. Av bilden framgår att
resteffekten är cirka 6% av fulleffekt direkt efter reaktorns
avstängning. Efter tre timmar har den gått ner till 1%. Sedan går
det långsammare, efter 10 timmar finns fortfarande cirka 0,75%
kvar. Det innebär 25 MW för en 3300 MW reaktor.
Efter ett år utvecklas fortfarande nästan 0,05% av fulleffekten (syns inte i bilden). Detta är
dimensionerande för kylningen av bränslebassängerna.
Bild 27 Resteffekt, långtid
Bilden visar effektutvecklingen när bränslets placerats i en kapsel för slutförvaring. Bränsle
motsvarande cirka 2 ton uran sätts i varje kapsel.
10 år efter reaktorns avställning avger bränslet knappt 2 kW.
Man ser att efter 30 år har bidraget från aktiverade produkter gått ner till en obetydlig nivå.
Med aktiverade produkter avses ämnen som har utsatts för strålning och därför blivit
radioaktiva. Typexempel är kobolt, vars isotop 60 avger en hård gammastrålning. Den härrör
från järn och kobolt i konstruktionsmaterialet.
Efter cirka 350 år har klyvningsprodukterna, fragmenten från
uranet, också nått låga nivåer. Det som återstår är aktinider och
aktiniddöttrar, dvs transuraner och deras följdprodukter, som
behöver mer än 100 000 år för att klinga av till den nivå som motsvarar den naturliga
strålningen från uranhaltigt berg.
Bild 28 Avgasvägar
Vi har hittills huvudsakligen talat om säkerhetssystem. De är givetvis viktiga i en
reaktorkonstruktion och oftast är säkerhets- och driftsystem sammankopplade. Jag ska nämna
några andra driftsystem.
Den här bilden visar de vägar som avgaserna tar ut från
anläggningen.
Bilden visar dels ventilationssystemen som i alla normala
fall är helt utan radioaktiva ämnen. Luften från ventilationen
går direkt till skorstenen. I vissa fall, om man fått läckage i
något system med radioaktivt innehåll, leds ventilationen till
ett filtersystem innan det går till skorstenen. Detta visas inte
bilden.
Under normal drift går alla gaser över från reaktorn till
turbinanläggningen. Där finns ett flertal punkter där gaser skulle kunna nå omgivningen. De
flesta punkterna finns i axeltätningarna på högtrycksturbinen samt vid några ventiltätningar.
Med hjälp av labyrinttätningar leds dessa gaser till avgassystemet där de tas om hand genom
ett fördröjningssystem så att ing farliga gaser går till omgivningen.
Bilden visar även utlopp från axeltätningarna vid lågtrycksturbinen (egentligen –turbinerna,
eftersom det finns tre sådana). Detta är fel eftersom atmosfärstrycket vid dessa punkter är
större än ångtrycket och läckaget sker in vid turbinaxeln. Därifrån går detta läckage till
kondensorn, varifrån gaserna tas omhand i avgassystemet.
Gaser (bortsett från ånga) får inte stanna i kondensorn, bl a eftersom det försämrar
kondensorns funktion. Sådana icke kondenserbara gaser sugs ut genom en ejektor till
avgassystemet. Vid normal drift är det bara syre och väte som kommer till kondensorn, som
beskrevs i texten till bild 21. De är till viss del radioaktiva, som beskrevs för den bilden. De
avklingar ganska snabbt, men resten är inte kondenserbar. Den sugs via ejektorn ut till ett
avgassystem, innan den fortsätter till skorstenen. Om bränsleläckage uppstår kan dessa gaser
även innehålla gaser från bränslet, såsom xenon och krypton nämnda i texten till bild 7.
Avgassytemet är utformat så att dessa fördröjs så att de hinner klinga av till ofarliga nivåer
innan de får gå ut genom skorstenen.
Bild 29 Processchema
Här finns alla de viktiga processystemen i reaktoranläggningen.
Vi känner igen reaktortanken i reaktorinneslutningen.
Bränslebassängerna visas här en bit ovanför inneslutningen
av ritningstydliga skäl. De ligger givetvis direkt på
inneslutningen. Här visas även renings- och kylsystemet
för dessa bassänger.
Vi känner också igen turbinanläggningen, som här är något
mer detaljerad med tre kondensatpumpar, tre
matarvattenpumpar och sju filterkärl. Alla
mellanöverhettarna är visade.
Vi känner också igen de fyra grupperna av reaktorns nödkylsystem med kylkretsar. Till
vänster ser vi också vid beteckningen 354 det högtryckssystem som snabbstoppar reaktorn
genom att trycka in styrstavarna.
Bild 30 Reningssystem
Bilden visar reningssystemen för kondensatet från turbinkondensorn och för reaktorns vatten.
Kondensatreningen har nämnts förut, bild 21.
Från reaktorn strömmar kontinuerligt ett vattenflöde som motsvarar 2% av matarvattenflödet,
dvs cirka 30 kg/s. Det går genom en regenerativ värmeväxlare, en kylare och efter filtrering
åter via den regenerativa värmeväxlaren till reaktorn. Orsaken till kylningen är att
jonbytarmassan i filtret, som ska ta bort föroreningar, inte tål vattnets höga temperatur i
reaktorn; massans kemiska egenskaper bryts ner vid hög temperatur. Värmen från kylaren
används för uppvärmning av stationen.
Bild 31 Enlinjeschema
Anläggningens kraftförsörjning visas i detta enlinjeschema.
Ström från turbingeneratorn (G) går dels till
huvudtransformatorn till riksnätet på 400 kV, dels till två
transformatorer som förser anläggningen med ström till
egenförbrukningen. Anläggningens egenförbrukning är cirka
25 MW vilket är ungefär 2% av generatorns effekt. De stora
förbrukarna under normal drift är huvudcirkulations–
pumparna, kondensat- och matarvattenpumparna samt
kylvattenpumparna som kyler kondensorn. De ligger i
allmänhet på spänningen 10 kV.
När generatorn inte levererar ström tas strömmen från riksnätet genom huvudtransformatorn.
Det finns ytterligare en inmatningsväg: via det lokala kraftnätet på 110 kV. Det är anslutet till
en närliggande gasturbin som ger ström om ingen annan strömkälla är tillgänglig.
Schemat visar också de fyra säkerhetsrelaterade linjerna, en för varje grupp av
säkerhetssystem som visades på bild 25 och 29. Det finns en dieselgenerator för varje grupp
(G i olika färger). Varje grupp har vidare sin egen batteridriven källa för avbrottsfri ström. De
ger elkraft till kontrollutrustning, instrument och huvuddatorer, som måste få kontinuerlig
krafttillförsel, vilket är särskilt viktigt i incidenter då kraften från turbingeneratorn och yttre
nät saknas.
Övriga förbrukare, som nämnts för skilda hjälpsystem i tidigare bilder, syns inte på schemat
men de matas från spänningsnivåerna 660 V, 400V och 230 V; på schemat står de gamla
värdena 380 V och 220 V.
Bild 32 Anläggning
Bilden visar Forsmark 3. Oskarshamn 3 är i det närmaste identisk.
Närmast oss finns reaktorbyggnaden. Vi känner igen reaktorinneslutningen med
reaktortanken, kondensationsbassängen och hanterings- och bränslebassängerna. Man kan
skönja ett par av ångledningarna på deras väg mot
turbinen.
I reaktorhallen ovanför inneslutningen syns
traversen för bränslehantering och traversen för
lyft av reaktortankens lock och inneslutningens
kupol. Då tanken öppnas ställs kupolen och
locket i nischer i hallen, vilket bilden visar med
en brunbeige kupol och ett rött lock. Under
reaktorinneslutningen finns utrymmen för tankens
instrumentering och snabbstoppssystem.
I det närmaste hörnet av reaktorbyggnaden ses en dieselgenerator. De övriga tre står i var sitt
hörn av byggnaden för maximal separation. Till höger om den närmaste bränslebassängen
skymtar ett schakt som går ner till markplanet. Det är genom detta schakt som en behållare för
använt bränsle sänds ner för vidare transport till Clab, Centralt lager för använt bränsle, som
ligger vid Oskarshamns-verket.
Bakåt åt vänster från reaktorbyggnaden sträcker turbinbyggnaden ut sig. Man ser de tre
lågtrycksturbinerna (i rött) och generatorn längst bort (i blått). Högtrycksturbinen syns i brunt
närmast reaktorbyggnaden.
Till vänster om turbinbyggnaden finns en byggnad för diverse hjälpsystem och bortom den
byggnaden för kylvattenpumpar. Längst bort på den sidan finns ställverk och
huvudtransformator.
Längst till vänster finns ett hörn av avfallsbyggnaden. Där tas flytande och fast avfall om
hand. Flytande avfall bstår av vatten av olika kvalitéer; det renas och återanvänds. Resterna
från reningen och fast avfall sorteras och gjuts in i betong om det är aktivt. Därefter sänds
betongkollina till SFR, slutförvar för reaktoravfall, utanför Forsmark. Övrigt avfall kan sändas
till markdeponi.
Till höger om reaktorbyggnaden finns kontrollbyggnaden, där kontrollrummet skymtar i
mitten. Entrén till anläggningen finns i kontrollbyggnaden.
Bakom kontrollbyggnaden finns ytterligare en byggnad för hjälpsystem. Den innehåller också
en ”aktiv” verkstad.
Slutord
Med föredraget har jag velat ge en allmän information om funktionen och konstruktionen av
ett kärnkraftverk med huvudsaklig inriktning på Forsmark 3.
Frågor om ytterligare detaljer vill jag gärna besvara så långt möjligt.
e-post: [email protected].