18
Reaktorn i Nederländerna använde med framgång ett homogent bränsle i vatten-
lösning under 3 år.
De kraftproducerande HTGR-reaktorerna i USA var dock mindre framgångsrika på
grund av alltför komplicerade värmeväxlare, där vatten som har använts som tät-
ningsmedel mellan cylinderväggarna och rörliga kolvar som kompenserar för tryck-
ändringar i reaktorn, har läckt in i systemet.
SSM 2013:03
19
4. Indien
Indiens intresse för toriumbaserad kärnkraft drivs av landets relativt små tillgångar
på uran jämfört med landets toriumreserv
27
. Indien har kända uranreserver (Rea-
sonably Assured Resources, RAR) på 54 000 ton och uppskattade reserver på ytter-
ligare 23 000 ton
28
vilket kan jämföras med reserven av torium som uppskattas
uppgå till mellan 290 000 och 600 000 ton, se avsnitt 1.1. Landet har därför startat
ett projekt som i tre steg ska balansera behovet och tillgången på nukleära bränslen.
I det första steget används PHWR-reaktorer för att producera plutonium (och el-
kraft) som sedan kan användas i det andra steget. De indiskkonstruerade PHWR-
reaktorerna bygger på samma principer som CANDU-reaktorer (Canadian Deute-
rium-uranium) och delar många tekniska lösningar. Reaktortypen drivs med natur-
ligt uran och bränslet kan bytas under drift. För att optimera neutronspektrumet byts
bränsleelementen i den centrala zonen ut mer sällan jämfört med de i den yttre reg-
ionen vilket ger en jämnare neutronfördelning. Detta kan man bara göra under nor-
mal, stabil drift så vid den initiala bränsleladdningen byts i stället ett fåtal element i
den centrala regionen ut mot element tillverkade av utarmat uran vilket ger en mot-
svarande reaktivitetssänkning. I sin ambition att använda torium där så är möjligt har
man i det indiska kärnenergiprogrammet i några reaktorer i stället ersatt element
med toriumelement
29
. I en typisk konfiguration har ca 35 av 3672 bränsleelement
bytts ut
och det
233
U som bildats har tagits till vara.
I det andra steget, som ännu bara är på forsknings- och prototypstadiet, utnyttjas det
plutonium som tagits tillvara från steg 1 som bränsle i snabba bridreaktorer (
Fast
Breeder Reactors, FBR). Det relativt hårda neutronflödet från härden omvandlar
238
U eller
232
Th som placeras i en heterogen konfiguration runt härden till
239
Pu re-
spektive
233
U. I försöksreaktorn FBTR
30
(Fast Breeder Test Reactor) vid IGCAR
(Indira Gandhi Center for Atomic Research), Kalpakkam, har bara försök med uran
genomförts, men i den prototypreaktor som är under uppförande vid samma forsk-
ningsanläggning och som planeras tas i drift under vintern 2010–2011 ska även
torium användas. Ytterligare fyra reaktorer av samma typ, PFBR (Prototype Fast
Breeder Reactor), ska enligt den indiska regeringens planer uppföras innan 2020
31
.
Till 2052 ska antalet reaktorer mångdubblas enligt samma planer.
PFBR-reaktorer är relativt ineffektiva toriumproducenter samtidigt som kostnaden är
hög och tekniska riskerna stora
32
, framför allt för läckage av det metalliska kylmed-
let och skador på pumpar och ventiler. Till den initiala bränsleladdningen av en
PFBR-härd krävs det ca 1,9 ton plutonium och årligen ytterligare 1 ton vid bränsle-
byten. Om det uttagna bränslet upparbetas kan 630 kg plutonium återanvändas vilket
ger en årlig förbrukning på 370 kg. Samtidigt produceras enbart 390 kg fissilt
material i den omgivande manteln vilket gör nettoökning i det närmaste försumbar. I
dag är produktionen av plutoniumbränsle från upparbetat bränsle från PHWR-
reaktorer så pass liten att huvuddelen av det genererade bränslet från existerande
PFBR-reaktorerna kommer att behövas för att förse nya PFBR-reaktorer med
bränsle. Det kan dock noteras att PFBR-reaktorerna enligt beräkningar
32
är utmärkta
27
Shaping the Third Stage of Indian Nuclear Power Programme, Department of Atomic Energy, India.
28
http://www.world-nuclear.org/info/inf53.html.
29
Mishra S, Modakb RS och Ganesan S, Annals of Nuclear Energy, 36 (2009) 948-955.
30
Ramana MV, Science and Global Security, 17 (2009) 54–67.
31
http://www.hinduonnet.com/2005/09/07/stories/2005090704781300.htm.
32
Glaser A och Ramana MV, Science and Global Security, 15 (2007) 85-105.
SSM 2013:03
20
för att producera plutonium av vapenkvalitet. Om alla tillgängliga positioner för
omvandling av fertilt material fylls med
238
U så kan en sådan reaktor producera 140
kg plutonium per år med en
239
Pu-halt på ca 97 %.
Figur 6:
Den första PFBR-reaktorn under uppförande i Kalpakkam.
För att lösa problemet med tillgång på bränsle så har ett tredje steg föreslagits där
modifierade
33
PHWR-reaktorer kallade AHWR
27
(Advanced Heavy Water Reactor)
laddas med en blandning av två olika bränsleelement, dels en typ som innehåller
PuO
2
-ThO
2
och dels en som innehåller
233
UO
2
-ThO
2
, se kapitel 5. Hela härden väger
13,8 ton varav 200 kg är plutonium vid laddning
34
. Reaktortypen ska även kunna
använda andra typer av bränslen utan torium. Torium ska omvandlas
in situ så att en
utbränning på i snitt 34 GWd/ton uppnås innan reaktorn behöver laddas om. Utbrän-
ningen i de element som innehåller plutonium är något lägre än genomsnittet och
efterhand som bränslet förbrukas minskar halten
239
Pu med över 90 %, samtidigt
som mängden tyngre plutoniumisotoper ökar, vilket gör det använda bränslet oan-
vändbart som vapenmaterial. Det använda bränslet ska sedan upparbetas så att to-
rium och
233
U kan tas till vara samtidigt som det kvarvarande plutoniumet antingen
kan användas som PFBR-bränsle eller AHWR-bränsle. Vid en omladdning har ca
1,4 ton torium omvandlats till
233
U varav 850–1000 kg har förbränts under tiden
35
om 60–70 % av energin
36
kommer från fission av
233
U. Sålunda skulle denna reak-
tortyp kunna användas för att omvandla för kärnvapenproduktion oanvändbart reak-
torplutonium till i princip användbart
233
U.
33
Bland annat har kylmedlet bytts ut mot lättvatten (moderatorn utgörs fortfarande av tungt vatten) och bräns-
leelementen har packats tätare.
34
R.K. Sinh, och A. Kakodkar, Nuclear Engineering and Design, 236 (2006) 683-700.
35
Detta förutsätter en konverteringsfaktor på 1,05 vilket ligger i linje med de teoretiska värden som har rap-
porterats för AHWR-reaktorer och som har observerats i HTGR-reaktorer. Dock uppskattar M.V. Ramana (se
ovan) att den förväntade faktorn snarare ligger i storleksordningen 0,6-0,7 vilket skulle påverka bränslebudge-
ten avsevärt och kräva betydligt mer plutonium i härden. Notera att omladdningen sker kontinuerligt och inte
satsvis som i räkneexemplet.
36
http://www-nds.iaea.org/workshops/smr1944/Participants/29-May-Thu/Amit_Thakur.ppt.
SSM 2013:03