12
härden för att på så sätt reglera reaktiviteten utan att för konverteringsfaktorn värde-
fulla neutroner går förlorade. De flesta typer av reaktorer drivna med
233
U reagerar
på ett säkrare sätt jämfört med reaktorer med bränsle bestående av
235
U och
239
Pu vid
lokala effektökningar, se nedan, vilket tillåter den längre responstiden som denna
kontrollmekanism ger jämfört med konventionella styrstavar. Snabbstopp sker ge-
nom att bor- eller kadmiumhaltiga föreningar injiceras i kylmediet.
Olika reaktortyper har självfallet olika konverteringsfaktorer, men man kan generellt
skilja på de reaktorer som har konstruerats för att i huvudsak generera kraft
och de
som är optimerade för att konvertera maximal mängd
232
Th till
233
U. Varje neutron
som går åt till att klyva en fissil kärna minskar den mängd som finns tillgänglig för
att konvertera torium. Den reaktortyp som har lägst teoretisk konverteringsfaktor är
lättvattenmodererade tryckvattenreaktorer
18
som kan ha en faktor så låg som 0,6.
Tungvattenmodererade tryckvattenreaktorer, t.ex. de indiska PHWR, har en konver-
teringsfaktor på 0,81 för metalliskt bränsle och 0,87 för oxidbränsle. Gaskylda reak-
torer av HTGR-typ (High Temperature Gas-Cooled Reactors) är i teorin ungefär lika
effektiva med en konverteringsfaktor på 0,82. I praktiken är dock den uppmätta
konverteringseffektiviteten betydligt lägre, och de två tidiga reaktorerna i Peach
Bottom respektive Fort St. Vrain uppvisade konverteringsfaktorer så låga som 0,4–
0,7 med en fallande tendens efterhand som mängden fissila isotoper minskade
19
.
I alla reaktorer med fertila material såsom
232
Th eller
238
U i form av fast bränsle
måste bränslet upparbetas med regelbundna intervall, oavsett konverteringsfaktorns
värde. I reaktorer med en konverteringsfaktor mindre eller större än ett kommer
reaktiviteten till slut minska respektive öka så pass mycket att driften inte kan fort-
sätta. Även i en reaktor med en konverteringsfaktor på exakt 1 måste bränslet bear-
betas eftersom bränslet påverkas av utbränningen, t.ex. genom utvidgning eller för-
sämrad termisk tålighet. Efterhand som andelen
232
Th-kärnor minskar, kommer
sannolikheten för att en neutron växelverkar med en parasiterande kärna i stället för
med en toriumkärna att öka, varför konverteringsfaktorn minskar med tiden.
2.3. Upparbetning av toriumbaserat bränsle
Torium är en aktinid vars kemiska egenskaper i grunden liknar de hos uran och
plutonium och därför kan en process som till stor del sammanfaller med den vanlig-
aste metoden för upparbetning av uranbaserat bränsle, PUREX
15
, användas. Meto-
den kallas THOREX då den har anpassats för upparbetning av toriumbaserat
bränsle.
Två viktiga faktorer tillkommer vid toriumupparbetning, nämligen hanteringen av
233
Pa och
232
U.
233
Pa sönderfaller till
233
U med en halveringstid på ca 27 dygn vilket
gör att halten
233
U ökar med tiden i bränsle som nyligen avlägsnats från reaktorn.
Som det framgår nedan krävs det för att även
233
Pa ska separeras från fissionspro-
dukterna att den kemiska miljön vid upparbetningsprocessen väljs på ett sådant sätt
att även vissa oönskade ämnen följer med. Detta problem kan lösas genom att bräns-
let lagras upp till ett år så att den absoluta majoriteten av
233
Pa-kärnorna har sönder-
fallit till uran. Samtidigt har bränslet då hunnit svalna något och delar av strålningen
från fissionsprodukterna har hunnit avklinga.
18
Kokvattenreaktorer är inte lämpliga att använda som bridreaktor på grund av reaktivitetens beroende på
graden av kokning och hålrumsbildning (
void fraction
).
19
The Use of Thorium in Nuclear Power Reactors, US AEC, WASH-1097.
SSM 2013:03
13
THOREX
20
delar många processer med PUREX, både i fråga om utrustning och
kemikalier, vilket är högst naturligt då torium liksom uran och plutonium tillhör
aktinidfamiljen av grundämnen. De lättare av dessa har en liknande elektronstruktur
med samma antal valenselektroner i icke-joniserat tillstånd, vilket gör att de kemiskt
beter sig relativt lika. Processen inleds med att inkapslingen i form av bränsleele-
ment eller ”breeding blanket”-inneslutning klipps upp. HTGR-reaktorer använder
bränsle som är inkapslat i kol, kisel eller kiselföreningar i form av små kulor. Ku-
lorna kan antingen krossas mellan valsar eller om de är gjorda av kol, eldas upp. I
det senare fallet tar bränslet ingen skada eftersom ThO
2
tål mycket höga temperatu-
rer, men vissa fissionsprodukter med låg kokpunkt förgasas. Rökgaserna måste där-
för tvättas, vilket är en komplicerad process. Om bränslet i kulorna är i form av
toriumkarbider eller någon annan organisk form måste det behandlas med per-
manganat innan det kan gå till det efterföljande upplösningssteget.
När bränsleinkapslingen har behandlats så att bränslet är exponerat löses det upp i
salpetersyra saltat med aluminiumnitrat på samma sätt som i PUREX. Lösningen
blandas efter upplösningen med tributylfosfat, TBP, i någon form av motströms
extraktionsprocess vilket överför uran- och toriumjoner till den organiska fasen. I
det följande steget skiljer sig THOREX från PUREX. För att separera uran från
torium utnyttjas toriumjonernas starkare affinitet för den sura vattenfasen genom att
den organiska fasen får möta en vattenlösning med låg syrakoncentration där torium
extraheras men inte uran som stannar i den organiska fasen. Plutoniumhalten är så
pass låg att ämnet varken kan eller behöver avskiljas.
Om bränslet är så färskt att halten
233
Pa inte har hunnit sjunka i någon större ut-
sträckning måste även den isotopen avskiljas från syrafasen. Den kemiskt enklaste
metoden är att pH-värdet sänks till mycket låga nivåer. Då kommer även de två
fissionsprodukterna zirkonium och niob att överföras till den organiska fasen vilket
inte är önskvärt. Därför är det lämpligare att låta
233
Pa absorberas på MnO
2
eller
vissa speciella typer av glas varifrån ämnet sedan kan tillvaratas
genom lakning med
oxalsyra.
I reaktorer med bränsle i form av flytande salt, se nedan, kan upparbetningen, eller
snarare bearbetningen av bränslet ske under drift. Den mest lovande metoden bygger
på att vismut legerat med små mängder torium tillsätts bränsleströmmen. Torium-
metallen reducerar
233
Pa till metall som kan samlas upp på nät av rostfritt stål. När
isotopen har omvandlats till
233
U kan uranet återföras till bränsleströmmen under
drift i form av UF
6
.
Effektiviteten vid toriumupparbetning är ca hälften av den vid uranupparbetning
vilket skulle kräva dubbelt så stora anläggningar vid samma produktionskapacitet.
Samtidigt innehåller processen färre steg då man inte behöver separera ut plutonium
vilket å andra sidan minskar anläggningsstorleken.
20
Proc. Thorium Fuel Cycle Symposium, TID-7650 (1962) 385-453; Blanco RE
et.al.
,Aqueous Processing of
Thorium Fuels, ORNL-3219 (1962).
SSM 2013:03