Torij kao nuklearno gorivo

Element torij sadrži samo jedan izotop Th²³² koji nije fisibilan te se ne može direktno koristiti kao nuklearno gorivo. No pretvorbom u fisibilni izotop U²³³ torij postaje značajan izvor nuklearnog goriva. Torij je u Zemljinoj kori tri do pet puta zastupljeniji od urana. Zalihe torija 2006. godine iznosile su 4.4 milijuna tona (ukupno poznate i procijenjene zalihe), međutim podaci isključuju podatke za veći dio država. Četiri godine kasnije zalihe su procijenjene na 5.5 milijuna tona. Najveće zalihe torija nalaze se u Indiji. Stoga je Indija preuzela vodeću ulogu u istraživanju i razvoju reaktora koji koriste torij kao nuklearno gorivo. Torijev gorivni ciklus je nuklearni gorivni ciklus u kojem se upotrebljava prirodni izotop torija, Th²³², kao oplodni materijal. U reaktoru s torijem dolazi do transmutacije Th²³² u fisibilni izotop U²³³ nakon uhvata neutrona i dva ß- raspada. Proizvedeni nuklid U²³³ može izgarati in-situ ili se kemijski ekstrahira iz istrošenog goriva i onda služi za proizvodnju svježih gorivnih elemenata.

Torijev gorivni ciklus ima nekoliko prednosti u odnosu na uranijev:

• Veća zastupljenost torija u prirodi,
• Bolja fizička i nuklearna svojstva (talište ThO₂ je pri 3300 °C),
• Manja opasnost od širenja nuklearnog naoružanja,
• Manja toksičnost radioaktivnog otpada,
• Manja proizvodnja transuranskih elemenata.

Razrađeni su načini korištenja torijskog goriva u postojećim nuklearnim reaktorima. U fazi razvoja su i novi tipovi reaktora koji će koristiti torij kao nuklearno gorivo.

Th²³² nije fisibilan i njegova direktna upotreba u termičkim nuklearnim reaktorima i u tom smislu slična je kao i upotreba U²³⁸ samo što upotrebom torija uhvatom neutrona umjesto fisibilnog Pu²³⁹ nastaje, također fisibilni, U²³³. Dakle, upotreba torija bez nekog fisibilnog izotopa u reaktoru je nemoguća. Torij je u Zemljinoj kori tri do pet puta zastupljeniji od urana. Zalihe torija 2006. godine iznosile su 4,4 milijuna tona (ukupno poznate i procijenjene zalihe), međutim podaci isključuju podatke za veći dio država. Četiri godine kasnije zalihe su procijenjene na 5,5 milijuna tona. U donjoj tablici prikazano je stanje zaliha torija početkom 2010. godine po državama.

Uloga torija je „proizvodnja“ fisibilnog izotopa U²³³, a idealno bi bilo kada bi gorivo koje sadržava torij proizvelo više U233 nego što je tokom izgaranja potrošeno. Ili, drugačije rečeno, faktor konverzije bi morao biti >1,0 pa tada govorimo o oplodnom reaktoru. Termički oplodni reaktor s torijem jedino je moguć upotrebom U²³³ kao fisibilnog materijala, a nije moguć samo s uranovim gorivom. Korištenje torija u gorivu koje sadržava plutonij ili ostale transuranijske elemente povoljno je jer ne dolazi do stvaranja novog plutonija iz torija kao u slučaju prisustva uranija, gdje uhvatom neutrona U²³⁸ nastaju transuranijski elementi s dugim vremenom poluraspada. Uz to, potrošnja Pu, dobivenog ili recikliranjem istrošenog goriva ili iz rastavljenog nuklearnog oružja, približno dvostruko je veća kod goriva s torijem nego kod klasičnog U-Pu goriva. Torij, u formi torij-oksida ThO₂, nije pomiješan s fisibilnim izotopima već je oplodni dio, nazvan blanket, fizički odvojen od fisibilnog dijela zvanog jezgra. ThO₂ u odnosu na UO₂ ima bolju termičku vodljivost, više talište i niži koeficijent termičke ekspanzije. Uhvatom neutrona U233 prelazi u U232 uz emisiju dva neutrona. U²³² raspada se ß-raspadom, a neki izotopi u lancu emitiraju gama zrake visoke energije. Zbog toga je istrošeno torijsko gorivo nepovoljnije za preradu a i lakše ga je otkriti, te je time torijsko gorivo inherentno sigurnije na proliferaciju nuklearnog oružja.

Reaktori koji mogu koristiti torij
Torij se kao nuklearno gorivo može koristiti u sedam tipova reaktora. Prvih pet su već reaktori u pogonu, a zadnja dva su još konceptualni.

1. Teškovodni reaktori (Pressurized heavy water reactor – PHWR)

Teškovodni reaktori vrlo su prikladni za upotrebu torija zbog odlične ekonomiije neutrona – odnosno reaktori imaju nisku parazitsku apsorpciju neutrona zbog upotrebe teške vode umjesto obične, što znači da će više neutrona biti apsorbirano u toriju. Nešto tvrđi spektar (prosječna energija neutrona viša nego u slučaju lakovodnih reaktora zbog slabije moderacije teške vode u odnosu na običnu vodu), pogoduje boljoj konverziji torija u U233 zbog rezonantnih apsorpcija torija za neutrone energija između 10 eV i 2000 eV. Također, gorivo se može mijenjati u toku pogona reaktora. Teškovodni reaktori (osobito kanadski reaktori CANDU) već su dugo godina u komercijalnoj upotrebi, a torij kao gorivo dugo godina je testiran u Kanadi u NRX i NRU reaktorima. CANDU reaktori vrlo su fleksibilni što se tiče prebacivanja na gorivo s torijem. Potencijalna primjena je u poboljšanom CANDU 6 i ACR-1000 reaktorima s 5% Pu gorivom (iz reaktora) i torijem. Smatra se da bi se u zatvorenom gorivnom ciklusu 80% energije dobivalo iz U233 dok bi ostatak dolazio iz plutonija, slabo obogaćenog urana ili urana dobivenog recikliranjem istrošenog goriva.

2. Visokotemperaturni plinom hlađeni reaktori (High-Temperature Gas-Cooled Reactors – HTRs)

Ovi reaktori prikladni su za izradu TRISO (Tristructural-isotropic) goriva s torijem koji je pomiješan s obogaćenim uranom ili plutonijem. Čestice goriva ugrađuju se u grafitne matrice vrlo otporne na visoke temperature. Takvo gorivo može postići vrlo visoke odgore.

3. Reaktori s ključajućom vodom (Boiling Water Reactor – BWR)
Istraživanja goriva na bazi torija u srednjem dijelu neutronskog spektra gusto pakirane rešetke (manji omjer moderator/gorivo ili podmoderirani reaktor) BWR-a istraživan je na Purdue University i Brookhaven National Laboratory. Rezulatati istraživanja su pokazali gorivo s torijem ima negativniji temperaturni koeficijent šupljina, veći konverzijski faktor, poboljšanje ne-proliferacijskih karakteristika i smanjenu proizvodnju dugoživećih izotopa u odnosu na gorivo s čistim UO₂. Najveći faktor konverzije u lakovodnim reaktorima dobiva se upotrebom plutonija u gusto pakiranoj rešetki. Problem je održanje negativnog temperaturnog koeficijenta reaktivnosti šupljina pa se zbog toga uvode prazni štapovi unutar gorivnih elemenata.

4. Reaktori s vodom pod tlakom (Pressurized Water Reactor – PWR)

Gorivo s torijem za PWR-e je heterogene izvedbe zbog postizanja što višeg odgora. Nažalost, postizanje viših faktora konverzije u PWR-ima (veća proizvodnja U₂₃₃) nije moguća. Ipak, zbog velikog iskustva s PWR-ima upotreba torija se čini vrlo izvjesna.

5. Brzi reaktori (Fast Neutron Reactors – FNR)

Brzi reaktori su reaktori u kojima su fisije uzrokovane brzim spektrom neutrona i imaju potencijal za korištenje torija. Doduše, nema prednosti upotrebe torija u odnosu na gorivo s osiromašenim uranom kao oplodnim materijalom u brzim reaktorima zbog većeg udarnog presjeka U238 za fisiju brzim neutronima i fisijskom doprinosu ostatnog U²³⁵. Uz to već postoje velike količine osiromašenog urana.

Iskoristivost torija istraživana je u Francuskoj u svrhu:

• Dizajna jezgre s (Th, Pu)O₂ gorivom zbog izgaranja Pu i proizvodnje U²³³ za početni Th-U ciklus u brzim oplodnim reaktorima hlađenim tekućim metalom,
• Dizajna jezgre s (Th, U²³³) i postizanja faktora konverzije >1,0.

Iskoristivost torija istraživana je u referentnom EFR-u (European Fast Reactor, Europski brzi reaktor, 3600 MWt, 1450 MWe) i CAPRA jezgri. Jezgra, visine 1 m i promjera 4,05 m, sadrži PuO₂ i ThO₂ + PuO₂ u različitim zonama. Torij (ThO₂ + PuO₂) se nalazi u svih 78 vanjskih gorivnih elemenata, a u ostalim se elementima nalazi samo na njihovoj aksijalnoj periferiji: u 25 cm donjih i 15 cm gornjih područja. Pretpostavljeni udio fisibilnog plutonija je 62,34%. CAPRA jezgra je nešto drugačija jer nema aksijalnih i radijalnih oplodnih područja, a volumni udio PuO2 je od 43,2 do 45%. U usporedbi s referentnom (U-Pu)O₂ jezgrom (Th-Pu)O₂ EFR jezgra ima 35% manji temperaturni koeficijent šupljina, a za (Th-U) jezgru je 65% manji. Dopplerov temperaturni koeficijent je sličan za referentnu i (Th-Pu)O₂ jezgru.

Potrošnja plutonija u (Th-Pu)O₂ gorivu veća je u EFR i CAPRA jezgri u odnosu na (U-Pu)O₂ jezgru s tim da je CAPRA jezgra za 1/3 efikasnija u potrošnji plutonija od EFR jezgre. EFR jezgra s (Th-Pu)O₂ i ThO₂ kao oplodnim materijalom proizvodi potrebno gorivo za sličan (Th-U) reaktor nakon 15 godina rada. Udio fisibilnog U233 u različitim regijama varira pa nakon 1700 EFPD + 5 godina u jezgri iznosi gotovo 93%, te 95%, 98% i 96% u donjoj aksijalnoj, gornjoj aksijalnoj i radijalnoj periferiji.

6. Reaktori hlađeni rastopljenim solima (Molten Salt cooled Reactors – MSR)

MSR, reaktori IV generacije, prikladni su za korištenje torija. Upotreba torija ima prednost jer stvara manje aktinida nego uranij-plutonij gorivni ciklus. Dok se faktor konverzije >1,0 u U-Pu ciklusu može dobiti samo s brzim neutronskim spektrom, Th-U²³³ gorivni ciklus to može postići s manje ili više moderiranim spektrom. Zatrovanje reaktora zbog fisijskih produkata ima lošiji utjecaj na termički nego na brzi spektar pa bi brzina potrebnog reprocesiranje mogla postati problem. Međutim, MSR ima tekuće gorivo, pa je moguća kontinuirana ekstrakcija fisijskih produkata. MSR se može koristiti i za proizvodnju energije i za izgaranje aktinida. Standardni MSR bi trebao biti grafitom moderirani reaktor snage 1 GWe. Radna temperatura je 630 °C, a termodinamička efikasnost 40%. Grafitna matrica (jezgra) sadržava rešetku od heksagonalnih elemenata stranice 15 cm. Visina grafitne matrice je 3,20 m, a radius 1,60 m. Rastopljena sol struji kroz centralno postavljene kanale radiusa 8,5 cm. Trećina od ukupno 20 m3 rastaljene soli cirkulira u vanjskim krugovima, odnosno izvan neutronskog toka. Torij i grafit čine radijalni omotač jezgre i sprečavaju bijeg 80% neutrona štiteći vanjske dijelove od zračenja, a osim toga veći je i faktor konverzije nego kod centralno smještenog oplodnog materijala. Velike probleme u razvoju pričinjavaju proces reprocesiranja i temperaturni koeficijenti. Za slučaj termičkog spektra ukupan negativan termički koeficijenat će se morati naći kombinacijom termičkog koeficijenta soli (negativan) i termičkog koeficijenta grafita (pozitivan). Za izrazito termički spektar globalni koeficijent reaktivnosti je negativan zbog apsorpcije u moderatoru, a loša strana toga je niži faktor konverzije. Epitermički i brzi spektar čine se povoljniji jer kombiniraju viši faktor konverzije i negativne termičke koeficijente, ali brži neutronski tok skraćuje životni vijek grafita u reaktoru te se razmatra potpuno uklanjane grafitnih blokova. Posebnu pažnju treba posvetiti pronalaženju novih materijala za moderator koji imaju veću otpornost na zračenje i omogućuju višu radnu temperaturu. Izdvajanje toplinske energije iz jezgre još je jedan od izazova u razvoju MSR-a. Vrsta soli, veličina heksagonalne rešetke, određivanje različitih regija u jezgri, također zahtijevaju dublje istraživanje tako da za sada MSR i upotreba torija u njima ostaju jedna od opcija za razmatranje.

7. Akceleratorom pokretani sistemi (Accelerator-driven systems – ADS)
Ciklotroni ili akceleratori s visokim iznosima struje i energije mogu proizvoditi neutrone spalacijom teških elemenata. Snop protona visokih energija (energija >500 MeV) usmjerava se na metu visokog atomskog broja ( osiromašeni uran, torij, olovo, legura olovo-bizmut) i pri tome se oslobađa do jedan neutron po 25 MeV energije upadnog snopa protona. Tako npr. 1 GeV snop generira 20-30 spalacijskih neutrona. Iako je broj neutrona generiran po spalaciji visok, oni imaju vrlo malenu vjerojatnost izazivanja dodatnih fisija u meti. Metu je potrebno dodatno hladiti zbog zagrijavanja uzrokovanog akceleratorskim snopom. Ako se oko spalacijske mete postavi omotač od fisijskog materijala (npr. fisibilni uranij ili plutonij) moguće je održavanje fisije. Na navedenom principu baziraju se akceleratorom pokretani sistemi – ADS. U takvom sistemu neutroni generirani spalacijom uzrokuju fisiju goriva zajedno s neutronima oslobođenima u fisiji. Do 10% neutrona dolazi iz spalacije, a ostatak neutrona nastaje fisijom u omotaču. Da bi sustav bio u pogonu moraju se dovoditi neutroni u fisibilni materijal jer je omjer udarnog presjeka za fisiju i udarnog presjeka za apsorpciju nedovoljan za održanje lančane reakcije. Zaustavljanje reaktora jednostavno se obavlja isključivanjem protonskog snopa. Na donjoj slici dan je shematski prikaz ADS-a.

Shematski prikaz akceleratorom pokretanog sustava

Alternativan način korištenja torija je njegova upotreba u ADS-u. Koncept upotrebe Th-U233 gorivnog ciklusa predložio je nobelovac Carlo Rubbia. Jezgra ADS-a je uglavnom torij koji je smješten pri dnu 25 m visokog spremnika ispunjenog s približno 8000 tona rastaljenog olova, ili olovo-bizmut legure, koji služi kao primarno rashladno sredstvo. Izvan spremnika nalazi se zračni zazor zbog eventualnog odvođenja topline. Snop visokoenergijskih protona iz akceleratora dovodi se do mete unutar jezgre gdje izazivaju spalaciju, a spalacijom nastali neutroni ulaze u gorivo i transmutiraju torij u U233. Spalacijski neutroni uzrokuju i fisiju uranija, plutonija i eventualno prisutnih transuranijskih elemenata pri čemu se oslobađa energija. Teorijski, iz 10 MW protonskog snopa može se dobiti 1500 MW toplinske snage (600 MW električne), a za pogon akceleratora potrebno je 30 MW. Za više podkritičnu jezgru potreban je jači snop za postizanje istih rezultata. Današnji akceleratori sposobni su dati snop snage 1 MW. Za prototip ADS-a postoji više prijedloga. Jedan od njih je britansko-švicarski akceleratorom pokretani torijski reaktor (ADTR –Accelerator Driven Thorium Reactor) koji je u fazi izrade studije izvedivosti za 600 MWe olovom hlađen brzi reaktor. Studija predviđa desetgodišnji samoodržavajući torijev gorivni ciklus koji u početku koristi plutonij. Rastaljeno olovo koristi se i kao meta i kao rashladno sredstvo. S obzirom da je faktor konverzije 0,995 potrebna je snaga od 3-4 MW za akcelerator. Norveška studija iz 2008. godine sažeto prikazuje prednosti i nedostatke ADS-a s torijem. Studija predviđa da sistem neće biti operabilan u sljedećih 30 godina.

Prednosti	Nedostaci
Značajno manja proizvodnja dugoživućih aktinida	Kompleksnost
Minimalna vjerojatnost neželjenih reakcija	Manja pouzdanost sustava zbog slabije raspoloživosti akceleratora
Efikasno izgaranje sporednih aktinida	Veća produkcija hlapljivih izotopa u spalacijskoj meti
Nizak tlak u sistemu	Cijevi za snop mogu oštetiti kontejnment