Det har skrivits ganska mycket om torium både i svenska och utländska medier den senaste tiden, framförallt på grund av att den indiska satsningen på toriumreaktorer uppmärksammats. Med anledning av detta tänkte jag göra en kort sammanfattning av teknologin samt mina tankar kring den.
För att förklara på vilket sätt torium är användbart i energisammanhang får man gå tillbaka och titta på kärnkraftens bränslecykel. Det existerar endast ett klyvbart, fissilt, ämne i naturen i erforderliga mängder. Det är uranisotopen 235U som utgör ungefär 0,7 % av naturligt uran. Återstående 99,3 % utgörs av den icke klyvningsbara men fertila isotopen 238U. Att en isotop är fissil innebär att den med hjälp av en neutron kan klyvas i två lättare delar varvid stora mängder energi erhålls. Detta är själva principen bakom konventionell kärnkraft. Att en isotop är fertil innebär att den kan fånga upp en neutron och omvandlas till en fissil isotop. I fallet med 238U innebär detta att plutonium (239Pu) bildas vilket i sin tur kan klyvas varvid energi alstras.
Fördelen med att driva en reaktor med 238U istället för 235U är att mängden naturligt uran som krävs för att utvinna en given mängd energi drastiskt minskar och med det också mängden avfall. Dessutom slipper man den energikrävande anrikningsprocessen. Nackdelen är att betydande mängder plutonium måste hanteras vilket, förutom att det är långlivat radioaktivt, är huvudbeståndsdelen i kärnvapen. Vidare kräver omvandlingen av 238U till 239Pu ”snabba” neutroner med hög energi till skillnad från vanliga lättvattenreaktorer där ”långsamma”, termiska, neutroner används. Detta ställer särskilda krav på reaktordesignen.
Det finns dock ett tredje fissilt ämne, uranisotopen 233U. Denna existerar, precis som plutonium, inte naturligt utan erhålles genom att torium (232Th) fångar upp en neutron och omvandlas via 233Th och 233Pa (Protaktinium) till 233U.
Det finns många fördelar med att använda torium som källa till fissilt bränsle framför uran. En av dessa är att omvandlingen kan ske med hjälp av termiska neutroner vilket innebär att man slipper många av de svårigheter som är förknippade med snabba reaktorer. Vidare skapar en bränslecykel baserad på torium inga ämnen som är lämpliga för tillverkning av kärnvapen och det avfall som produceras i reaktorn är många gånger mer kortlivat än motsvarande från en konventionell lättvattenreaktor. Sist men inte minst är torium tre till fyra gånger vanligare i jordskorpan än uran. Detta tillsammans med att allt torium kan utnyttjas till skillnad från bråkdelen av en procent i fallet med 235U gör att bränsleresurserna blir enorma.
Allt är dock inte guld och gröna skogar, det finns nackdelar också med torium. En betydande sådan är att för att överhuvudtaget få igång processen måste en initial laddning fissilt bränsle redan vara på plats innan omvandlingen från torium till 233U kan ta vid. De alternativ som finns idag är att använda anrikat 235U eller plutonium från utbränt kärnbränsle från våra befintliga lättvattenreaktorer. Ytterligare ett problem är att det är svårare att producera bränslestavar av torium då dess sintringstemperatur är mycket hög. Sist men inte minst är 233U betydligt mer aktivt än 239Pu vilket gör det svårare att hantera.
Vissa av dessa negativa effekter kan dock mitigeras i en så kallad LFTR, Liquid Flouride Thorium Reactor. Reaktorn, som är en typ av MSR, håller bränslet upplöst i kylmediet vilket i sin tur består av smält salt. I och med detta försvinner behovet av bränsletillverkning. Dessutom hanteras det smälta bränslesaltet per definition i en avskärmad anläggning vilket gör att hanteringsproblematiken delvis försvinner. Det finns dock betydligt fler fördelar med en LFTR som kommer av den enkla anledningen att det är en MSR, bland annat den överlägsna säkerheten och effektiviteten.
För att producera 1 GW(e) förbränner en lättvattenreaktor 15–20 ton bränsle per år lite beroende på vilken reaktorgeneration man tittar på. Detta motsvarar mer än 150-200 ton naturligt uran som skall brytas och anrikas. Motsvarande siffra skulle vara under ett ton torium då i princip all energi går att utnyttja i en LFTR. Tittar man vidare på faktorer som EROEI skulle en LFTR hamna i samma storleksordning som den FBR jag räknat på tidigare, med den väsentliga skillnaden att bränsletillverkningen faller bort. Vidare är det rimligt att anta en högre effektivitet i en LFTR då den opererar vid en högre temperatur samt en högre kapacitetsfaktor då den inte behöver ställas av för byte av bränsle.
Som jag nämnt tidigare arbetar företaget Flibe Energy med att ta fram en liten, modulär LFTR.
