Oddelek za fiziko

Seminar Ia – 1. letnik, II. Stopnja

Torijev reaktor

Avtor: Aljoša Polšak

Mentor: prof. dr. Iztok Tiselj

Ljubljana, april 2013

Povzetek

V seminarju opišemo možno izrabo torija kot potencialnega jedrskega goriva. V prvem delu

seminarja predstavimo osnovne lastnosti torija, sledi opis torijevega gorivnega kroga. Nato

sledi opis možnih implementacij torijevega gorivnega kroga v jedrske elektrarne. V zadnjih

dveh poglavjih si ogledamo pretekle in sedanje projekte ter reaktor na staljeno sol, kot enega

od možnih prihodnih projektov.

2

Vsebina 1 Uvod ................................................................................................................................................ 3

2 Torij kot jedrsko gorivo ................................................................................................................... 3

2.1 Torij ......................................................................................................................................... 3

2.1.1 Fizikalne lastnost ............................................................................................................. 4

2.1.2 Kemijske lastnosti ........................................................................................................... 4

2.2 Pojavnost v naravi ................................................................................................................... 4

2.2.1 Naravne zaloge ................................................................................................................ 4

2.3 Gorivni krog ............................................................................................................................ 5

2.3.1 Fisijske lastnosti urana 233 ............................................................................................. 5

2.3.2 Primerjava z uranom 238 ................................................................................................. 7

2.3.3 Stranski produkti gorivnega kroga .................................................................................. 8

2.4 Glavne prednosti torijevega gorivnega kroga .......................................................................... 9

2.5 Glavni problemi torijevega gorivnega kroga ......................................................................... 10

3 Implementacija torijevega kroga v reaktorje ................................................................................. 10

3.1 Odprt in zaprt torijev cikel .................................................................................................... 10

3.1.1 Odprt gorivni cikel ........................................................................................................ 10

3.1.2 Zaprt gorivni cikel ......................................................................................................... 11

4 Pretekli in sedanji projekti ............................................................................................................. 11

5 Reaktor na staljeno sol .................................................................................................................. 13

6 Zaključek ....................................................................................................................................... 14

Bibliografija........................................................................................................................................... 14

7 Priloge ........................................................................................................................................... 15

7.1 Zaloge torija .......................................................................................................................... 15

3

1 Uvod

Dandanes več kot dvajset odstotkov električne energije pridobimo iz jedrskih elektrarn.

Trenutna tehnologija izrablja možnost jedrske cepitve urana in plutonija, pri čemer se sprošča

energija. Za začetek raziskovanja jedrske energije štejemo odkritje ionizirajočega sevanja

konec 19. stoletja. Dejansko raziskovanje in veliko vlaganje pa je prinesla druga svetovna

vojna z razvojem jedrskega orožja, ki je tudi končal vojno. Sledila je uporaba jedrske energije

v miroljubne namene in odprtje prvega komercialno delujočega jedrskega reaktorja leta 1960

(zaprli so ga leta 1992).

Manj znano je, da je v začetku razvoja obstajala tudi iniciativa za raziskave torijevega

gorivnega cikla in možnosti njegove izrabe v jedrskih elektrarnah. V Nacionalnem

Laboratoriju Oak Ridge so tako v šestdesetih letih prejšnjega stoletja že uporabljali torijev

gorivni krog v okviru eksperimentalnega reaktorja na stopljeno sol. Program se je končal leta

1976 [1]. Po tem je trajalo kar nekaj let zatišja na tem področju, nekaj vlaganj je bilo v Indiji,

ki je bila zaradi nepodpisa pogodbe o neširjenju jedrskega orožja izključena iz mednarodnega

trga urana. Ponovno se je interes za izrabo torijevega gorivnega kroga povečal v začetku

enaindvajsetega stoletja. V primerjavi z uranom se izboljša možnost nadzora nad gorivom (t.i

proliferation resistance) in poenostavi ravnanje z izrabljenim gorivom. Ne smemo pa

zanemariti dejstva, da so zaloge urana omejene in, da je po nekaterih ocenah torija v naravi

približno toliko kolikor je svinca.

Bistvo izrabe torija kot gorivnega materiala je njegova pretvorba v cepljiv uran 233. Tako si

bomo v drugem delu drugega poglavja ogledali fisijske lastnosti pridobljenega urana 233. Še

pred tem pa bomo opisali vse osnovne lastnosti naravnega torija. Implementacija gorivnega

kroga je možna na dva načina, ki ju spoznamo v tretjem poglavju. Ob koncu si bomo ogledali

še pretekle, sedanje in možen prihodnji projekt s tega področja.

2 Torij kot jedrsko gorivo Preden si lahko ogledamo delovanje samega reaktorja, moramo spoznati osnovne lastnosti

torija in njegovega gorivnega kroga.

2.1 Torij

Torij je element z vrstim številom 90. V naravi ga skoraj v celoti najdemo v obliki izotopa z

masnim številom 232, obstajajo pa tudi ostali izotopi z masnimi števili od 228 do 234. Torij je

radioaktiven element, saj vsi njegovi izotopi radioaktivno razpadajo (tabela 1). Kot lahko

vidimo torij 232 naravno razpada v radon 228 preko alfa razpada.

Izotop Pojavnost Razpolovni

čas

Način

razpada

Razpadna

energija

Razpadni

produkt

Th 228 V sledeh 1,9116 leta Alfa 5,520 MeV Ra 224

Th 229 V sledeh 7340 let Alfa 5,168 MeV Ra 225

Th 230 V sledeh 75380 let Alfa 4,770 MeV Ra 226

Th 231 V sledeh 25,5 ur Beta minus 0,39 MeV Pa 231

Th 232 100% 1,405*1010

let Alfa 4,083MeV Ra 228

Th 234 V sledeh 24,1 dni Beta minus 0,27 MeV Pa 234

Tabela 1: najbolj stabilni izotopi torija.

4

2.1.1 Fizikalne lastnost

Čisti torij ima obliko srebrno-belega kristala. Ob stiku s kisikom začne kristal črneti. Njegove

fizikalne lastnosti so močno povezane z vsebnostjo kisika v kristalu. Čisti torij ima gostoto

11,7 g/cm3. Tališče je pri 2115 K, vrelišče pri 5061 K. V kristalu tvori ploskovno centrirano

kubično strukturo.

2.1.2 Kemijske lastnosti

Torij ima več možnih oksidacijskih stanj: od 4 do 1. Najpogosteje ga najdemo v

oksidacijskem stanju 4. Primeri takšnih spojin sta torijev dioksid (ThO2) in torijev fluorid

(ThF4). V naravi ga najdemo tudi v obliki 3, in sicer kot torijev jodid (ThI3), vendar je ta manj

stabilen. Najbolj stabilen oksid je torijev dioksid, ki ima tališče pri 3300K.

2.2 Pojavnost v naravi

V naravi najdemo torij v praktično vseh kamninah in soleh. Skupno se v naravi najde tako

pogosto kot na primer svinec. Pojavlja se v obliki več mineralov, kot so: torit (ThSiO4),

toranit (Th02+UO2) in monazid. V toranitu je približno 12% torijevega dioksida, v monazidu

pa približno 2,5%. V manjših količinah torij najdemo še v alanitu (0,1 – 0,2 %) in cirkoniju

(do 0,4%). Njegove minerale najdemo na vseh kontinentih.

Če ga primerjamo z uranom 235, trenutno glavnim jedrskim gorivom, ugotovimo, da je

pojavnost torija 232 nekaj sto tisoč krat večja kot urana 235.

2.2.1 Naravne zaloge

Številke o zalogah torija se razlikujejo. To je posledica dejstva, da za torij ne obstaja

standardna klasifikacija torijevih rezerv. Trenutno ocenjene zaloge so ocenjene na okoli 7

milijonov ton [2]. Še leta 2001 je bila ocena 2 milijona ton [3] [4]. Znane zaloge po celinah so

zapisane v tabeli 2 (celotna tabela se nahaja na koncu seminarja)

Celina Znane zaloge torija v kilotonah

Evropa 1 300 – 1 500

Ameriki 1 500– 2 200

Afrika 650

Azija 2700

Avstralija 500

Skupno svet 6 700 – 7 600

Tabela 2: znane zaloge torija v naravi

Obstaja ocena, da zaloge urana, ki jih lahko izkoriščamo po ceni nižji od 130 dolarjev na

kilogram urana, znašajo približno 5 milijonov ton [2]. Pomembno je poudariti, da se ocenjene

zaloge tako torija kot urana večajo. Skupna ocena je, da je torij v naravi približno štirikrat bolj

pogost kot uran.

5

2.3 Gorivni krog

Torij sam po sebi ni cepljiv element. V reaktorju ga moramo najprej spremeniti v cepljiv uran

233. Torijevo jedro najprej zajame nevtron in tako dobimo torij 233. Ta izotop torija je zelo

nestabilen in ima razpolovni čas 21,83 minut [5], razpade v protaktinij 233 preko beta

razpada. Tudi protaktinij je nestabilen in preko še enega beta razpade v uran 233. Razpolovna

doba protaktinija 233 je 27,4 dni [6]. Celoten potek lahko predstavimo z enačbo (1) :

232 233 232 233

90 90 91 92n + Th Th Pa U . (1)

Uran 233 je cepljiv element in ga uporabim za pridobivanje energije. Za uporabo v gorivnem

ciklu torij za razliko od urana ne zahteva obogatitve, potrebujemo pa začeten vir nevtronov,

za kar uporabimo kakšen drug vir, na primer uran 235 ali plutonij 239. Potencialno lahko v

gorivnem krogu ves torij spremenimo v uporaben uran 233. Pri trenutno delujočih reaktorjih

lahko izrabimo manj kot 10% naravnega urana [6].

2.3.1 Fisijske lastnosti urana 233

Kot smo videli, v reaktorju dejansko energijo dobimo pri cepitvi urana 233. Če uran 233

primerjamo z ostalimi fisijskimi elementi, ugotovimo, da je prav uran 233 najboljši fisijski

element. To vidimo skozi primerjavo fisijskih presekov za uran 233, ki je prikazan na sliki 1,

in fisijskimi sipalnimi preseki ostalih elementov, ki so prikazani na sliki 2. Resonančna

območja, ki jih najdemo v fisijskem (pa tudi ostalih) preseku so posledica notranje strukture

jeder in se pojavijo kadar imajo nevtron enako energijo, kot energijski nivoji v jedru.

Slika 1: fisijski presek urana 233 [4].

Pri fisiji pa ni pomemben samo fisijski sipalni presek, temveč tudi absorpcijski. Tudi tukaj se

pri termičnih nevtronih (nevtroni z energijami med 0,001 eV in 1,0 eV) uran 233 izkaže za

najboljšega. Absorpcijski sipalni presek urana 233 je namreč (pri termalnih nevronih)

približno 46 barnov, kar je dosti manj kot pri uranu 235 (101 barn) in plutoniju 239 (271

barnov) [3]. Vidimo, da fisijski preseki padajo z naraščajočo energijo, saj ima hitrejši nevtron

manjšo verjetnost, da se zaleti v jedro kot počasnejši.

6

Za ohranjanje verižne reakcije je pomembno tudi, koliko nevtronov v povprečju dobimo pri

eni cepitvi. Kot je razvidno iz slike 3, je tudi tukaj uran 233 primerljiv z ostalimi elementi. V

velikem delu spektru ima tudi največje razmerje pridobljenih nevtronov, kar zmanjša težave z

ohranjanjem verižne reakcije in oploditvijo torija.

Slika 2: sipalni preseki fisijskih elementov [4].

Še posebej pomembno je, da ima uran 233 znatno več kot dva nevtrona na fisijo pri nizkih

energijah vpadnih nevtronov. Iz tega razloga je mogoče tudi narediti termični oplodni reaktor.

Slika 3: število pridobljenih nevtronov pri fisiji v odvisnosti od energije vpadnega nevtrona

[6].

Pri enem fisijskem razpadu urana 233 dobimo 197,9 MeV energije [7]. Razdelitev energije je

prikazana v spodnji tabeli. Za primerjavo povejmo, da se pri fisiji urana 235 sprosti 202,5

MeV energije, pri fisiji plutonija 239 pa 207,1 MeV energije.

Če to primerjamo z energijo pridobljeno pri razcepu urana 235 in plutonija 239, vidimo, da so

razlike zelo majhne in je tako z energijskega stališča uran 233 povsem primerljiv z izotopi, ki

poganjajo večino današnjih reaktorjev.

7

Takojšnja energija U 233 [MeV] U 235 [MeV] Pu 239 [MeV]

Kinetična energija fragmentov 168,2 169,1 175,8

Kinetična energija nevtronov 4,9 4,8 5,9

Energija gama žarkov 7,7 7,0 7,8

Zakasnela energija

Energija beta delcev 5,2 6,5 5,3

Energija anti-nevtrinov 6,9 8,8 7,1

Energija zaostalih gama žarkov 5,0 6,3 5,2

SKUPAJ 197,7 202,5 207,1

Tabela 3: pridobljena energija pri razcepu urana 233.

2.3.2 Primerjava z uranom 238

Gorivni krog torija lahko primerjamo z gorivnim krogom urana 238, ki ga trenutno

uporabljamo v oploditvenih reaktorjih (slika 4).

Slika 4: primerjava gorivnega kroga torija in urana 238 [6].

Vidimo lahko, da iz urana 238 dobimo plutonij 239. Pomembna razlika med krogoma je v

vmesnem produktu. Pri uranu 238 je to neptunij 239, ki pa ima v primerjavi s protaktinijem

dosti krajši razpolovni čas in je tako proces pridobivanja cepljivega plutonija hitrejši. Pri

nadaljnjem procesu se oba izotopa obnašata podobno. Razlike se pojavijo v verjetnosti, da pri

trku nevtrona pride do cepitve posameznih jeder. Tako je ta verjetnost pri uranu 233 večja kot

8

pri plutoniju 239 (90% proti 65% verjetnosti (slika 4)). V kolikor, v tej fazi, pride do zajetja

nevtrona dobimo (v primeru torijevega gorivnega kroga) uran 234, in nato s ponovnim

zajetjem uran 235. Pri gorivnem krogu urana 238 je produkt zajetja nevtrona plutonij 240, ki s

ponovnim zajetjem nevtrona preide v cepljiv plutonij 241. Ponovno lahko primerjamo

možnosti za cepitev jedra in vidimo, da je uran 235 boljši fisijski material od plutonija 241,

vendar je tukaj razlika manjša in znaša 80% za uran 235 in 75% za plutonij 241.

V trenutnih elektrarnah (npr. NEK) se ob koncu gorivnega kroga porablja predvsem plutonij.

Razmerje med pridobljenim plutonijem na cepitev uranovega jedra je 1:2. Torej na dve

cepitvi urana dobimo eno cepljivo plutonijevo jedro. Takšen reaktor pridela premalo goriva,

da bi ga lahko imenovali oplodni (oplodni reaktor je tisti, ki v gorivnem ciklu pridela več

goriva kot ga istočasno porabi).

2.3.3 Stranski produkti gorivnega kroga

Seveda uran 233 ni edino jedro, ki ga pridobimo v gorivnem krogu. Obstreljevanje torijevih

jeder z nevtroni prinese še nekatere druge produkte. Posledica teh jeder je tudi dolgotrajna

radioaktivnost samega jedrskega goriva. Eden od glavnih krivcev za dolgotrajno

radioaktivnost je protaktinij 231 z razpolovno dobo 3,27* 104 let, ki ga dobimo pri (n,2n)

reakciji torija.

Drugi pomemben stranski produkt gorivnega kroga je uran 232, ki ima razpolovno dobo 72 let

[4]. Problem tega jedra je, da v svoji razpadni verigi vsebuje jedra, ki pri razpadu oddajajo

visoko energijske gama žarke. Podobno kot protaktinij 231 tudi uran 232 nastane preko (n,2n)

reakcije, je pa možnih več različnih procesov:

232 233 233 233 232

90 90 91 92 92n + Th Th Pa U + n U + 2n , (2)

232 233 233 232 232

90 90 91 91 92n + Th Th Pa + n Pa + 2n U (3)

in

232 231 231 232 232

90 90 91 91 92n + Th Th + 2n Pa + n Pa U . (4)

Uran 232 preko alfa razpada preide v torij 228 in se tukaj priključi razpadni verigi naravnega

torija (slika 5). Vidimo lahko, da so od te točke naprej razpolovni časi dokaj kratki, vse dokler

ne pridemo do stabilnega svinca 208. V celotnem procesu se sprosti približno 9 MeV energije.

Za primerjavo povejmo, da se v celotni razpadni verigi urana 238 sprosti približno 85 MeV

energije, vendar so razpolovni časi mnogo daljši (že prvi v verigi – alfa razpad urana 238 –

ima razpolovno dobo 4,5 milijarde let). Podobno je tudi pri uranu 235, kjer se sprosti

približno 80 MeV energije, tukaj pa ima prvi razpad razpolovni čas 0,7 milijarde let.

Samega urana 232 kemično ne moremo ločiti od uporabnega urana 233. Obstaja pa možnost

kemične ločitve torija 228 od goriva. S tem odstranimo velik del sevanja, ki nastane v drugem

delu razpadne verige.

9

Poleg protaktinija 231 in uran 232 so za visoko radioaktivnost izrabljenega goriva odgovorni

izotopi torij 229, uran 230 in cepitveni produkti kot sta: jod 129 in cezij 135.

Slika 5: razpadna veriga torija 232 [6].

2.4 Glavne prednosti torijevega gorivnega kroga

Če povzamemo glavne značilnosti torijevega gorivnega kroga lahko izluščimo kar nekaj

prednosti [6]:

a. Po nekaterih ocenah je v naravi štirikrat več torija kot urana. Pri tem je pomembno,

da je praktično ves torij v obliki enega izotopa, ki ga lahko tudi uporabimo. Zato je

sicer potreben oplodni reaktor vendar pa ta v tem primeru deluje s termičnimi

nevtroni. Pri uranu je uporabnega je 0,7% urana, možna pa je tudi uporaba urana

kot oplodnega materiala v današnjih termičnih reaktorjih (del tega procesa

uporabljamo v sedanjih reaktorjih).

b. Uran 233, ki ga pridobimo v gorivnem krogu je najboljši fisijski material, kar jih

poznamo. Nekateri avtorji celo trdijo, da takšno gorivo proizvede manj gorivnih

strupov in je reaktor tako bolj reaktiven [6]

c. Spojine torija so med najbolj stabilnimi kar jih poznamo. Torijev oksid ima tališče

pri 3500K, za razliko od uranovega oksida, ki ima tališče pri približno 2900K, kar

omogoča višje temperature v reaktorju (višji izkoristek).

d. Torijev, uranov in plutonijev oksid imajo podobne fizikalne značilnosti, kar

omogoča enostavno pripravo hibridnih oksidnih goriv, ki so tudi dobro stabilna.

e. Na dolgi rok pri normalnih reaktorjih veliko nevarnost predstavlja plutonij. Pri

uranu 238 je dovolj že eno samo zajetje nevtrona, da dobimo transuransko jedro.

Pri toriju je za to potrebnih šest zajemov, pri čemer pa bo 98%-99% torijevega

goriva že pred tem razpadlo pri fisiji ali urana 233 ali 235. Tako je možnost

nastanka transuranskih jeder v torijevem gorivnem krogu manjša. Iz tega razloga

se zmanjša tudi dolgotrajna radioaktivnost izrabljenega goriva.

10

2.5 Glavni problemi torijevega gorivnega kroga

Kot vsako drugo jedrsko gorivo ima tudi torij svoje slabosti. Nekaj smo jih že našteli in, če jih

povzamemo, lahko vidimo naslednje [6]:

a. Torijev reaktor zahteva prisotnost začetnega fisijskega materiala, ki pa je lahko le uran

235 ali plutonij 239, kasneje pa morda uran 233, ki nastaja v reaktorju. Zunanji vir

nevtronov pomaga le v kolikor smo že prej dosegli dovolj veliko kritičnost reaktorja

b. Učinek protaktinija 233, ki ima relativno dolg razpadni čas. Tudi po zaustavitvi

reaktorja, bi ta še vedno razpadal in bi tako pridobivali uran 233. Problematični so tudi

ostali stranski produkti, ki oddajajo močno gama sevanje. Prav tako je razgradnja

torijevega oksida težja kot razgradnja uranovega oksida.

c. Radioaktivnost sveže pridobljenega torija (pa tudi že starejšega) je večja od urana, saj

ima v razpadni verigi agresivne beta in gama sevalce (enako kot smo jih videli v

razpadni verigi urana 232).

d. S stališča vojaške uporabe, je uran 233 zelo uporaben. Njegova kritična masa je nekje

med kritičnima masama urana 235 in plutonija 239. Ravnanje z uranom 233 je lažje

kot na primer s plutonijem, saj emitira manj spontanih nevtronov. Vseeno je, zaradi

prisotnosti urana 232, rokovanje z njim še vedno zelo težavno in ga je dokaj preprosto

odkriti. Prav zaradi visoke možnosti odkrivanja in nadzora je uporaba takšnega goriva

še vseeno manj sporna kot izraba trenutnih izotopov.

3 Implementacija torijevega kroga v reaktorje

Torijev gorivni krog lahko uporabimo v praktično vseh današnjih reaktorjih. Obstajajo študije,

ki analizirajo možnosti uporabe torijevega kroga v praktično vseh trenutnih reaktorjih.

Dejansko izvedenih je bilo zgolj nekaj predlogov podanih v študijah (glej naslednje poglavje).

Začetne in tudi najbolj temeljite raziskave so potekale na visoko temperaturnih reaktorjih.

Vendar so nato raziskave zaradi dostopnosti in enostavne uporabe urana in plutonija zamrle.

Danes se torij največkrat pojavlja v povezavi z reaktorji na staljeno sol, ki pa so še v razvojni

fazi in še ne obratujejo. Posebna verzija takšnega reaktorja je t.i LFTR (liquid fluoride

thorium reactor) reaktor.

3.1 Odprt in zaprt torijev cikel

Kot smo že videli lahko torij uporabljamo s pomočjo pretvorbe v cepljiv uran 233. Posledica

tega je, da lahko gorivni cikel uporabljamo na dva načina. Prvi možnost je tako imenovani

odprt gorivni cikel in druga zaprt gorivni cikel. Glavna razlika je v tem, ali uran 233 kemično

ločimo (zaprt cikel) ali ne (odprt cikel).

3.1.1 Odprt gorivni cikel

Pri odprtem gorivnem ciklu ne delamo kemične ločitve urana 233. Tako proces ne vključuje

dodatnih zapletov in predelave visoko radio-toksičnega goriva. Primer uporabe takšnega cikla

je t.i. Radkowsky-jev koncept lahkovodnega reaktorja.

Ključni del Radkowsky-evega koncepta je konstrukcija gorivnih elementov. Vsak gorivni

element vsebuje centralno seme fisijskega materiala, ki je navadno srednje obogaten uran ali

plutonij, in plašča iz torija. Centralne komponente v takšnem primeru pogosteje menjujemo

11

kot same gorivne elemente. Takšen reaktor, skupaj z optimalno moderacijo in dolgim

gorivnim časom elementov (900 dni za centralni del in 2620 za okolico [6]), omogoča do

približno 40% izrabo energije, ki jo vsebuje torij. Takšen koncept uporabe gorivnega kroga je

uporaben zaradi takojšne izrabe urana 233 in ne zahteva ravnanja z nevarnim uranom zunaj

sredice reaktorja.

3.1.2 Zaprt gorivni cikel

Pri zaprtem gorivnem krogu je nujna ločitev pridobljenega urana 233 od ostalega goriva. Tudi

v tem primeru lahko koncept uporabimo na primeru lahkovodnega reaktorja, ki bi v tem

primeru uporabljal kot gorivo mešanico torija in plutonijevega oksida. V primeru ločitve

urana 233 od ostalega goriva je potrebno posebno pozornost nameniti prisotnosti urana 232,

katerega negativne učinke smo si že ogledali v prejšnjem poglavju.

Pri takšni izrabi torijevega gorivnega kroga ločimo dve možnosti recikliranja [3]:

a. Uporaba (232

Th-233

U)O2 goriva in

b. Uporaba (osiromašen uran (vsebuje manj urana 235 kot naravni) – 233

U)O2

Pri uporabi prve možnosti pride do kopičenja urana 232 v uranu 233. V kasnejših krogih, pri

uporabi reprocesiranega urana pa dobimo dve vrsti »umazanega« urana z uporabo enake

tehnologije. Opcija z osiromašenim uranom, na drugi strani, omogoča lep prehod do

torijevega cikla in zahteva minimalne spremembe v reaktorskem dizajnu in ravnanju z

gorivom. Vendar se moramo pri drugi možnosti zavedati, da ne uporabljamo zgolj torijevega

cikla, temveč v nekem delu tudi uran 235 in uran 238, ki ga spreminjamo v cepljiv plutonij

239. Takšna uporaba tudi ne omogoča izrabe celotne možne energije shranjene v toriju in

prinaša tudi bolj radioaktivne odpadke ter tako ne izkorišča glavnih prednosti torijevega

gorivnega kroga.

V nekaterih tipih reaktorja (npr. ruski WWER-1000) bi lahko uran 235 menjali s pridobljenim

uranom 233. Takšna menjava povzroči povečanje temperaturnega koeficienta reaktivnosti.

Druga možnost bi bila menjava urana 235 s plutonijem 239. V tem primeru se temperaturni

koeficient reaktivnosti zmanjša in preide v negativno območje. Torej bi takšno možnost lahko

uporabljali saj zadostuje varnostim standardom glede koeficienta reaktivnosti. Dodatek

plutonija tudi nadomesti zmanjšano količino nastalega urana 233. Izkaže se, da je najboljša

opcija uporaba sredice kjer sta plutonij in uran ločena (druga možnost je mešanica). Takšna

sredica omogoča lažji nadzor reaktorja, manjši nevtronski fluks in lažje rokovanje z gorivom.

4 Pretekli in sedanji projekti

V poročilu Agencije za jedrsko energijo iz leta 2011 lahko zasledimo nekaj držav kjer so

uporabili torij v zadnjih desetletjih. Te države so: Nemčija, Velika Britanija, Združene države

Amerike, Kanada in Indija. Detajli o pomembnejših projektih so zapisani v tabeli 4.

Vidimo lahko, da se je večina projektov odvijala v sedemdesetih in osemdesetih letih

prejšnjega stoletja. Trenutno se torij kot gorivo uporablja v eksperimentalnih projektih v

Kanadi in Indiji. V Indiji nekateri reaktorji delujejo tudi komercialno in prispevajo k

proizvodnji električne energije.

Pomen oznak v tabeli:

HTGR – visoko temperaturni plinsko hlajen reaktor.

12

BWR – vrelni reaktor.

MSBR – oplodni reaktor na stopljeno sol.

LWBR – lahko vodni oplodni reaktor.

MTR – raziskovalni reaktor za testiranje materialov.

PHWR – težkovodni reaktor

LMFBR – tekoče kovinski oplodni reaktor

Ime projekta Država Tip reaktorja Moč Delovanje

AVR Nemčija HTGR -

eksperimentalen

15 MW(e) 1967–1988

THTR-300 Nemčija HTGR 300 MW(e) 1985–1989

Lingen Nemčija BWR Irradiation-

testiranje

60 MW(e) 1968-1973

Dragon(OECD-Euratom) Velika

Britanija

HTGR –

eksperimentalno

20 MWt 1966–1973

Peach Bottom ZDA HTGR -

eksperimentalno

40 MW(e) 1966–1972

Fort St Vrain ZDA HTGR 330 MW(e) 1976–1989

MSRE ORNL ZDA MSBR 7.5 MWt 1964–1969

BORAX-IV & Elk River

Station

ZDA BWR 2.4 MW(e);

24 MW(e)

1963 - 1968

Shippingport ZDA LWBR PWR 100 MW(e) 1977–1982

Indian Point 1 ZDA LWBR PWR, 285 MW(e) 1962–1980

NRX & NRU Kanada MTR 20MW;

200MW

1947 (NRX) +

1957 (NRU)

CIRUS;DHRUVA; in

KAMINI

Indija MTR Thermal 40 MWt; 100

MWt; 30 kWt

1960-2010 (CIRUS);

ostali delujejo

KAPS 1 &2; KGS 1 &

2;RAPS 2, 3 & 4

Indija PHWR, 220 MW(e) 1980 (RAPS 2) +;

nadaljevanje v novih

PHWRs

FBTR Indija LMFBR 40 MWt 1985; v delovanju

Tabela 4: Preteki in sedanji projekti torijevih reaktorjev [1].

13

5 Reaktor na staljeno sol

V zvezi z reaktorji, ki za gorivo uporabljajo torij, se pogosto omenja tako imenovani reaktor

na staljeno sol oziroma MSR reaktor. Reaktor je še v razvojni fazi in tako lahko predstavimo

le osnovni koncept delovanja takšnega reaktorja.

Takšen reaktor bi za delovanje uporabljal staljeno fluoridno sol (ki ima visoko vrelišče

1673K) skupaj z fisijskim in oplodnim (fertilnim) materialom, to mešanico uporabljamo tudi

kot hladilo. Za moderator takšnega reaktorja bi služil grafit, deloval pa bi v območju

epitermičnih nevtronov (nevtroni z energijami med 1.0 eV in 0,1 MeV) [3]. Takšen reaktor bi

tako lahko deloval pri višjih temperaturah kot sedanji in imel tako višji izkoristek.

Sredico takšnega reaktorja bi sestavljal grafitni cilinder skozi katerega bi bila napeljana vodila

za staljeno sol, ki vsebuje torij/uran 233 in zagonsko sredstvo (najverjetneje plutonij).

Primarno hladilo (bi vsebovalo gorivo) bi potovalo v primarni toplotni izmenjevalec. V

primarnem toplotnem izmenjevalcu bi se toplota iz primarnega hladila prenesla na sekundarni

krog staljene soli, primarna sol pa bi nato potovala nazaj v reaktorsko sredico. Sekundarno

hladilo (prav tako staljena sol) bi nato potovala v uparjalnik in predala energijo. Tukaj bi se

voda, ki nadaljuje pot na turbino, uparila. Na spodnji sliki (slika 6) lahko vidimo shematično

predstavitev takšnega reaktorja.

Takšen reaktor bi imel delovno območje med 720 K in 1100 K. V krogu sekundarnega hladila

bi bila temperatura nižja kot v primarnem krogu. Primarni sistemi takšnega reaktorja bi bili

zgrajeni v večini iz niklja ali podobnih materialov [3]. Problem je v zaostali toploti, ki se

sprošča v celotnem primarnem sistemu. Potrebno bi bilo sprotno ločevanje zelo radioaktivnih

razcepnih produktov.

Slika 6: dizajn reaktorja na stopljeno sol [3].

14

6 Zaključek

V seminarju smo si ogledali možnost izrabe torija kot jedrskega goriva. Spoznali smo, da je

torij oplodljiv element. Z zajetjem nevtrona in sledečim dvojim beta razpadom dobimo

uporaben urana 233. Iz primerjave z ostalimi fisijskimi elementi smo ugotovili, da je ta uran

najboljši fisijski material, saj ima ob zelo podobnem sipalnem preseku in pridobljeni energiji

v zelo velikem delu spektra največje število oddanih nevtronov na cepitev. Ta lastnost

izboljša reaktivnost reaktorja in olajša njegovo upravljanje.

V drugem delu seminarja smo videli, da lahko torijev gorivni krog implementiramo v

praktično vse današnje reaktorje. Obstaja dve glavni možnosti: odprt in zaprt krog. Bistvena

razlika med krogoma je, da pri odprtem krogu urana 233 kemijsko ne ločimo od torija, v

zaprtem pa ga. Spoznali smo, da je v preteklosti potekalo več poskusov izrabe torijevega

kroga, danes pa delujejo le reaktorji v Indiji. Vedno več pa se tudi govori o možni množični

uporabi torija, saj ga je v naravi veš kot urana in tudi rokovanje z njim je preprostejše. Tako

smo na koncu seminarja spoznali še enega od možnih dizajnov: reaktor na stopljeno sol.

Bibliografija

[1] Wikipedia, Thorium fuel cycle. Pridobljeno 24.3.2013 iz

http://en.wikipedia.org/wiki/Thorium_fuel_cycle

[2] OECD, AEA, Uranium 2011: Resources, Production and Demand (OECD Publishing,

2012).

[3] International Atomic Energy Agency, Thorium fuel cycle — Potential benefits and

challenges (IAEA, Dunaj, 2005).

[4] M Lung, Nuclear science and technology - A present review of the thorium nuclear fuel

cycles (Office for Official Publications of the European Communities, Luksenburg, 1997).

[5] Wikipedia, Isotopes of thorium. Pridobljeno 12.3.2013 iz

http://en.wikipedia.org/wiki/Isotopes_of_thorium

[6] Otto Gremm Michael Lung, Prospectives of thorium fuel cycle, Nuclear Engineering and

Design 180, 133-146 (1998).

[7] M.G.Sowerby, National Physical Laboratory - Nuclear fission. Pridobljeno 12.3.2013 iz

http://www.kayelaby.npl.co.uk/atomic_and_nuclear_physics/4_7/4_7_1.html

[8] IAEA, Global Uranium Resources to Meet Projected Demand. Pridobljeno 6.3.2013

http://www.iaea.org/newscenter/news/2006/uranium_resources.html

15

7 Priloge

7.1 Zaloge torija

Povzeto po [2]