Torium – en studie ur ett kärntekniskt perspektiv
Yüklə 442,12 Kb. Pdf görüntüsü
|
- Bu səhifədəki naviqasiya:
- 2.3. Upparbetning av toriumbaserat bränsle
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 (
).
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 Yüklə 442,12 Kb. Dostları ilə paylaş:
|