View
0
Download
0
Category
Preview:
Citation preview
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]
Recommended