Torium – en studie ur ett kärntekniskt perspektiv

 

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

---