Torium – en studie ur ett kärntekniskt perspektiv

 

16 

 

3.2. Shippingport Atomic Power Station 

1954 invigdes världens första helt civila kärnkraftsverk i Shippingport, Pennsylva-

nia. Anläggningen hade ursprungligen en härd på 60 MW(e) (en andra härd installe-

rades 1964) av traditionell PWR-typ. 1977 laddades den ursprungliga härden om 

med toriumbaserat bränsle

24

. Bränslet utgjordes av ThO

2

 blandat med 1–5 % 

235

UO

2

 

i en komplex matris där halten uran varierade beroende på bränsleelementens place-

ring i härden. I de mer centrala delarna var den ursprungliga halten 

235

U högre vilket 

gjorde att reaktorn kunde starta så att mer fissilt material kunde produceras. Utanför 

denna zon fanns det en så kallad bridzon där halten 

235

U var lägre. Längst ut place-

rades nästan ren ThO

2

 som reflektormaterial. 

 

Under fem år, till hösten 1982, producerade anläggningen el och värme till konsu-

menter som förut, innan den stängdes av för att bränslet skulle kunna undersökas. 

Den ansågs då fortfarande vara ekonomiskt lönsam. Viss anpassning av härden och 

bränsleelementen gjordes vid omladdningen för att förbättra neutronbudgeten, bland 

annat så byttes vissa material ut mot andra med lägre tvärsnitt för neutroninfång-

ning. Det med tiden varierande neutronspektrumet hanterades med hjälp av i höjdled 

flyttbara bränsleelement i stället för de vanligare neutronabsorberande styrstavarna 

vilka skulle ha påverkat den magra neutronbudgeten för mycket. 

 

Efter avstängningen genomfördes en noggrann analys av bränslet där över 1000 

bränslestavar mättes med oförstörande metoder för att bränslets sammansättning 

som funktion av läge i härden skulle kunna fastslås. Dessutom löstes 17 stavar upp 

för att man skulle kunna bestämma innehållet av stabila ämnen. I de centrala zoner-

na hade halten fissilt material sjunkit marginellt jämfört med den ursprungliga sam-

mansättningen samtidigt som den hade mer än fördubblats i delar av bridzonen. 

Sammantaget hade halten fissilt material i form av 

233

U och 

235

U ökat med 1,7 % 

jämfört med halten 

235

U vid laddning. Man ska ta i beaktande att under tiden produ-

cerade reaktorn över 1 miljon MWh elkraft under nästan 30 000 så kallade full-

kraftstimmar. Detta kan jämföras med situationen att bränsletanken på en bil skulle 

innehålla mer bensin efter en långtur än innan. 

 

Analysen av härden, kyl- och kontrollsystemet gav vid handen att reaktorn inte hade 

påverkats av det nya bränslet. Dock upptäcktes det att den begränsade neutron-

budgeten krävde mycket noggranna beräkningar av den exakta bränslekonfigura-

tionen vilket försvårade konstruktionen av härden och tillverkningen av bränslet. 

Detta skulle fördyra konstruktionen av nya härdar så pass mycket att de enligt 1982-

års kostnadsläge skulle bli kommersiellt ointressanta. Dessutom krävde användandet 

av lättvatten och torium att avståndet mellan bränsleelementen minskades jämfört 

med en vanlig PWR vilket minskade vattnets kylkapacitet, vilket i sin tur gjorde det 

svårare att skala upp härden till en större modell med högre effekt. Beräkningar 

visade att den använda typen av bränsleknippen kunde användas i härdar på upp till 

1000 MW termisk effekt vilket då bedömdes vara för lite. 

3.3. HTGR-liknande reaktorer 

Torium har använts som bridmaterial i ett antal gaskylda högtemperaturreaktorer 

(High Temperature Gas-Cooled Reactors, HTGR, även Very High Temperature 

Reactors, VHTR). Reaktortypen finns i flera varianter där såväl bränslekonfigurat-

ionen som valet av gas i primärkretsarna kan variera. En av de tidigaste reaktorerna 

                                                           

24

 Olson GL, McCardell RK och Illum DB, Fuel Summary Report: Shippingport Light Water Breeder Reactor, 

INEEL/EXT-98-00799, Rev. 2. 

SSM 2013:03

---

 

17 

 

som använde torium var den tyska AVR-reaktorn

25

 (Atom Versuch Reaktor) i Jülich 

som var en heliumkyld kulbäddsreaktor (pebble bed) på 46 MW(th) som var kritisk 

med korta avbrott mellan 1967 och 1988. Reaktorns huvudsyfte var bränsleutveckl-

ing, vilket medförde att ett stort antal olika bränslesammansättningar användes un-

der åren. Grundkonfigurationen, ca 100 000 stycken 6 cm stora grafitkulor, var dock 

i stort sett oförändrad under åren. En typisk bränslesammansättning vid laddning var 

antingen ca 10 g uran varav 1 g 

235

U per kula eller 5–10 g torium. 

 

 

Figur 5:

 Kulformat bränsleelement för användning i HTGR-reaktorer. 

 

Reaktorn drogs med överhettningsproblem under delar av driftstiden och när demon-

teringsarbetet påbörjades 2010 så framgick det att reaktorinneslutningen delvis hade 

spruckit och ca 200 bränslekulor hade fastnat i olika sprickor. Inneslutningen kom-

mer därför mellanlagras i minst 60 år innan arbetet kan fortsätta. Kostnaden för 

arbetet, inklusive dekontamineringen av omgivande mark, beräknas vida överstiga 

bygg- och driftskostnaden. 

 

AVR följdes i dåvarande Västtyskland av THTR-300

26

 (Thorium High Temperature 

Reactor), som i stora delar var en uppförstorad variant av AVR. Effekten var 750 

MW(th), 300 MW(e), och härden blev kritisk första gången 1983. År 1987 började 

anläggningen leverera elkraft till kraftnätet. Bränslet var av samma typ som det som 

testades i AVR. Trots att anläggningen var en teknisk framgång så stängdes reaktorn 

av hösten 1989 på grund av höga driftskostnader jämfört med mer traditionella reak-

tortyper kombinerat med ett ökat motstånd mot kärnkraft i Tyskland. 

 

Liknande reaktorer har driftsatts i England (Dragon, forskningsreaktor), USA (Peach 

Bottom och Fort St. Vrain, kraftproducerande forskningsreaktorer) och Nederlän-

derna (avancerad forskningsreaktor). Forskningsreaktorerna har varit av så kallad 

breed-and-feed-typ där torium ingår i det ursprungliga bränslet och det 

233

U som 

bildas förbränns på plats utan någon separation och efterföljande bränsletillverkning. 

                                                           

25

 Moormann R, Kerntechnik, 74 (2009) 8-21. 

26

 Wachholz W, IWGGCR--19, 61-70; Dietrich G; Neumann W och Roehl N, IAEA-TECDOC--1043, 9-15. 

SSM 2013:03

---