Kärnkraftsteknik Föredrag av Bengt Lönnerberg på AFI 25 februari
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].
© Copyright 2024