Torium – en studie ur ett kärntekniskt perspektiv

 

14 

 

3. Toriumdrivna forsknings- och utveck-

lingsreaktorer 

I princip ända sedan tidigt 50-tal har toriumbränsle anförts som ett alternativ till de 

mer traditionella urandrivna fissionsreaktorerna. Strikt sett är torium inte ett fiss-

ionsbränsle utan ett bridmaterial som kan omvandlas till ett fissilt material, i detta 

fall 

233

U, se kapitel 5. Ett flertal olika sätt att göra detta har provats i olika forsk-

ningsreaktorer runt om i världen. Sammanfattningsvis kan det konstateras att en 

reaktor med tillhörande bränslecykelanläggningar baserade på toriumcykeln i prin-

cip är lika lätt (eller lika svår) att hantera som en reaktor baserad på uran eller pluto-

nium. Det tillkommer vissa komplikationer samtidigt som vissa andra potentiella 

problem undviks. Nedan följer en genomgång av de viktigaste projekt som har ge-

nomförts och där det finns detaljer publicerade. 

 

Utöver de nedan nämnda projekten så bedrivs det långt framskridna teoretiska stu-

dier

21

 angående möjligheten att byta ut upp till 20 % av bränslet i ryska lättvattenre-

aktorer av VVER-typ mot element som innehåller 5 % PuO

2

 och 95 % ThO

2

 vilket 

skulle öka den möjliga utbränningsgraden avsevärt samtidigt som delar av landets 

förråd av vapenplutonium skulle kunna användas för energiproduktion. 

3.1. Molten-Salt Reactor Experiment 

En av de tidigaste försöksreaktorerna med anknytning till toriumbränslecykeln var 

Molten-Salt Reactor Experiment (MSRE) som byggdes vid Oak Ridge National 

Laboratory i början av 60-talet

22

. Reaktorn laddades aldrig med torium men den 

drevs under flera år med 

233

U och kunde i princip användas för bridning av fissilt 

bränsle från torium. 

 

Arbetet med reaktorn inleddes 1960 med målsättningen att bygga en billig, enkel, 

robust och säker anläggning med samma material och teknologi som en eventuell 

framtida bridreaktor. Kunskap och erfarenheter från det samtida Aircraft Reactor 

Experiment effektiviserade utvecklingsarbetet och redan i juni 1965 var anläggning-

en klar att tas i drift. Resultatet blev en reaktor med 8 MW termisk effekt med grafit-

moderering och olika salter i både det primära och sekundära kylsystemet. 

 

Saltet i primärkretsen bestod av en eutektisk

23

 blandning av 

7

LiF, BeF

2

, ZrF

4

 och 

UF

4

, där huvuddelen utgjordes av 

7

LiF och BeF

2

. Andelen UF

4

 var mindre än 1 mol-

procent. Zirkonium användes som offermaterial för att undvika oxidering av uran till 

olöslig UO

2

 vilket skulle kunna leda till att uran ansamlades i farliga koncentrationer 

i tankar och rör. Härden var naturligt kriticitetssäker eftersom en höjd kriticitet i 

härden ledde till en ökad värmeutveckling som i sin tur fick följden att saltlösningen 

utvidgade sig så pass mycket att mängden uran i härden minskade och systemets 

kriticitet följaktligen minskade. Det smälta saltet pumpades genom det primära och 

sekundära kylsystemet med hjälp av mekaniska pumpar tillverkade av den nickelrika 

legeringen Hastelloy-N. Samma material användes i rör och ventiler. Anläggningen 

var utrustad med portar för till- och bortförsel av saltlösning under drift vilket läm-

                                                           

21

 Se t.ex. Breza J 

et.al.

, Annals of Nuclear Energy 37 (2010) 685–690, och referenser däri. 

22

 Haubenreich PN och Engel JR, Nuclear Applications and Technology, 8 (1970) 118–136. 

23

 En eutektisk blandning är en blandning med en minimal (eller i vissa fall maximal) smältpunkt. 

SSM 2013:03

---

 

15 

 

par sig för inkoppling av sekundärkretsar för t.ex. avskiljning av fissionsprodukter 

eller tillförsel av torium. 

 

 

Figur 4:

 Härden i MSRE sedd från ovan. 

 

Reaktorn laddades initialt med 69 kg U anrikat till 32 % 

235

U. Efter några initiala 

oplanerade stopp så drevs reaktorn i denna konfiguration i nästan två år innan den 

tömdes på det befintliga uraninnehållet på plats genom en fluoridiseringsprocess där 

uranet kunde tas ut som UF

6

. Notera att denna metod kan användas i liknande reak-

torer för att tappa av 

233

U även om anläggningen inte ursprungligen har byggts med 

separationsdel. 

 

Reaktorn laddades slutligen med 35 kg 

233

U i etapper under hösten 1968. Bränslet i 

form av UF

4

-

7

LiF-salt hade framställts i den närliggande Thorium-Uranium Recycle 

Facility och innehöll 220 ppm 

232

U som var så pass gammalt (se kapitel 5) att strål-

ningen från framför allt 

212

Bi och 

208

Tl gjorde bränslet mycket svårhanterligt. I de-

cember 1969 stängdes reaktorn av för gott och tester visade att de material som 

ingick i anläggningen inte hade påverkats på ett negativt sätt utöver det förväntade. 

 

Försöket visade att det gick att bygga en reaktor som använde 

233

U som bränsle 

under kontinuerlig drift. Även om anläggningen i detta fall inte konstruerades för 

bridning av torium till fissilt bränsle så tillåter reaktortypen detta. Dels kan torium 

placeras i direkt anslutning till reaktorn där neutronflödet omvandlar 

232

Th till 

233

U 

som kan tas tillvara i en separat anläggning för att sedan tillföras reaktorn på det sätt 

som gjordes i MSRE. Dels kan torium finnas i den ursprungliga saltlösningen 

och/eller tillsättas in situ varefter 

233

U skapas på plats. 

SSM 2013:03

---