Torium – en studie ur ett kärntekniskt perspektiv

 

21 

 

 

Figur 7:

 Modell av en reaktortank av AHWR-typ. 

 

Ännu har ingen reaktor av AHWR-typ byggts. Enligt den indiska regeringens planer 

ska den första reaktorn uppföras under den så kallade elfte planeringsperioden som 

infaller under 2007 till 2012

37

. Så vitt det är känt internationellt har inget konstruk-

tionsarbete påbörjats men anläggningen placeras troligen vid BARC utanför Bom-

bay där en mindre försöksanläggning har byggts och som används för att undersöka 

och utveckla koncept, material och utrustning för AHWR

38

. 

 

Det indiska toriumprogrammet är omfattande och täcker allt från prospektering och 

brytning till upparbetning och avfallshantering. Den uttalade genomförandeplanen 

rimmar relativt väl med målet att göra landet mindre beroende av uran samtidigt 

som energiproduktionen skulle öka avsevärt. Vid en närmare granskning framgår det 

att vissa delar av programmet passar in mindre väl. Framför allt är utbytet av 

233

U 

från det andra stegets PFBR-reaktorer så pass lågt under överskådlig tid att mängden 

inte räcker till de nödvändiga ca 250 kg per AHWR-reaktor och bränsleladdning. 

Samtidigt är priset per producerad kWh el nästan dubbelt så högt

32

 som för el produ-

cerad i PHWR-reaktorer om kostnaden för byggnation, drift och bränsle fördelas 

över reaktorns hela förväntade livslängd. Till detta kommer kostnaden för att uppar-

beta bränslet som kommer från det första stegets PHWR-reaktorer, produktionen av 

PFBR-bränsle och till slut upparbetningen av bränslet från dessa reaktorer. Skillna-

den mellan de två bränsletyperna (oxider i PWHR och AWHR, jämfört med kar-

bider i PFBR) gör att så stora delar av upparbetningsprocessen skiljer sig åt att sepa-

rata anläggningar krävs. 

 

Samtidigt ska AHWR-reaktorerna kunna drivas med enbart (Th-Pu)O

2

 och det nöd-

vändiga plutoniumet kan fås från PHWR-programmet

32

. Det kan mycket väl finnas 

andra legitima skäl, inte minst nationell stolthet och personliga agendor hos enskilda 

beslutsfattare och forskare, men det finns få praktiska eller ekonomiska skäl som 

talar för det andra steget i det indiska toriumprogrammet. 

                                                           

37

 http://www.hindu.com/2008/04/09/stories/2008040959691700.htm. 

38

 http://www-naweb.iaea.org/napc/physics/research_reactors/database/. 

SSM 2013:03

---

 

22 

 

5. Toriumreaktorers härd 

För att undersöka härdegenskaperna hos toriumreaktorer har härdberäkningar ge-

nomförts. Flera olika koncept har presenterats för framtida toriumreaktorer. Dessa 

kan grovt delas in i två huvudsakliga typer, homogena och heterogena reaktorer. I en 

homogen reaktor är bränsleelementen praktiskt taget identiska i hela härden. Variat-

ioner i t.ex. anrikningsgrad kan förekomma men bränsleelementen skiljer sig i all-

mänhet inte från varandra. Däremot innehåller varje bränsleelement både fissilt och 

fertilt material. I en heterogen reaktor är härden indelad i flera regioner. En hetero-

gen reaktorhärd har en eller flera fissila regioner samt en eller flera fertila regioner 

(breeder blanket). På senare tid har forskning bedrivits främst med inriktning på 

homogena toriumreaktorer. Vidare kan toriumreaktorerna delas in i modeller av-

sedda för öppen respektive sluten bränslecykel. Skillnaden mellan en öppen och en 

sluten bränslecykel är att i den slutna cykeln upparbetas och återanvänds det an-

vända bränslet, medan bränslet i den öppna cykeln inte återanvänds utan deponeras. 

En sluten bränslecykel, där det använda kärnbränslet upparbetas och återanvänds, 

förefaller vara den mest troliga tekniken för framtida toriumreaktorer. Reaktorer 

utformade för sluten bränslecykel kan även användas för öppen bränslecykel. För att 

uppnå högre grad av energiutvinning då det använda bränslet inte upparbetas an-

vänds annorlunda bränslesammansättning med låganrikat uranbränsle, 

235

U/

238

U, i 

stället för 

233

U och 

239

Pu. 

 

En typisk homogen toriumreaktor påminner om en PHWR (Pressurized Heavy 

Water Reactor). Varje bränsleelement består av koncentriska ringar av bränslestavar 

där varje lager innehåller olika typer av bränsle. Olika lager kan exempelvis inne-

hålla torium samt plutonium eller uran. Bränsleelementen är vanligtvis vertikalt 

placerade i kylkanaler. Kylmediet utgörs av lättvatten och i regel tillåts ångbildning 

så att en axiellt varierande voidhalt uppstår. Bränslesammansättningen i de olika 

elementen varieras därför beroende på position i härden för att kompensera för skill-

naderna i moderering (lägre andel fissilt material i reaktorns övre del, där voidhalten 

är högre). Varje kylrör omges av ett rörtanksrör

39

 med mellanliggande gasspalt. 

Mellan calandriarören finns moderatorn, som i sin tur omges av en härdinneslutning. 

 

För att undersöka bränslesammansättningens förändring under en bestrålningscykel 

har en homogen toriumreaktor modellerats (reaktorbeskrivning i kapitel 5.1). Ett 

bränsleelement består av tre koncentriska ringar av bränslestavar. Det innersta ring-

lagret består av torium- och urandioxid, det mellersta lagret består också av torium- 

och urandioxid (

233

U) men med högre andel urandioxid och det yttersta lagret består 

av torium- och plutoniumoxid. I alla tre lagren transmuteras torium till 

233

U. I det 

yttersta lagret förbränns även plutonium. 

 

I en traditionell reaktor som använder sig av bränsle bestående av 

235

U och 

238

U ger 

bestrålning av 

238

U upphov till produktion av 

239

Pu. Under första delen av bestrål-

ningstiden sker en nettouppbyggnad av plutonium som sedan förbränns under den 

senare delen. Vapenplutoniumproducerande reaktorer är konstruerade för att anpassa 

ett antal systemparametrar och därmed optimera mängden plutonium som på så sätt 

bildas. Toriumreaktorn innehåller inte 

238

U och producerar därmed endast plutonium 

i extremt små mängder (hundradels µg per ton). Däremot ges en liten nettoprodukt-

ion av 

235

U (några gram per ton). Det plutonium som vid laddning förekommer i 

ytterlagren av bränsleelementen konsumeras nästan fullständigt under en driftscykel 

och det förekommer ingen period under bestrålningstiden då en nettouppbyggnad 

sker. Efter ca en sjundedel av en bestrålningsperiod understiger andelen plutonium 

som utgörs av 

239

Pu 90 % och vid bränslebyte är andelen endast ca 20 %. I pluto-

                                                           

39

 Eng. calandria tube. 

SSM 2013:03

---