Tor jako alternatywa dla uranu – nietypowe podejście Indii do energetyki jądrowej

Tor jest 90. pierwiastkiem układu okresowego, którego najczęściej występującym izotopem jest posiadający 142 neutrony tor-232. Szacuje się, że światowe zasoby toru są około trzy razy większe od zasobów uranu. Sam tor-232 nie jest izotopem rozszczepialnym, ale po przyjęciu neutronu tworzy niestabilny tor-233, który po rozpadzie beta minus tworzy również niestabilny protaktyn-233, który po następnym rozpadzie beta minus tworzy rozszczepialny uran-233 mogący zostać wykorzystany jako paliwo jądrowe. Reakcja ta ma dodatni bilans neutronów. Z tego powodu jest samopodtrzymująca się – niemniej jednak do zajścia potrzebuje inicjującej partii materiału rozszczepialnego, którym mogą być rozszczepialne izotopy uran-235 lub pluton-239.

Trzyetapowy program energetyki jądrowej

W latach 50’ w Indiach powstała koncepcja trzyetapowego programu energetyki jądrowej opartego na torze. Główną przyczyną jej powstania była niemożność oparcia indyjskiej energetyki jądrowej na lokalnym uranie ze względu na jego zbyt małe zasoby i z drugiej strony największe na świecie zasoby toru w postaci złóż monacytu na południowym wybrzeżu Indii. W pierwszym etapie programu założono wykorzystanie reaktorów ciężkowodnych typu PHWR w celu produkcji plutonu, który mógłby posłużyć jako wstępny materiał rozszczepialny potrzebny do zajścia reakcji transmutacji toru-232 w uran-233. W kolejnym etapie pluton-239 ma zostać wykorzystany jako paliwo dla prędkich reaktorów powielających, w których ma już powstawać pierwszy uran-233. Trzeci etap zakłada wykorzystanie reaktorów opartych na torze, które wytwarzają więcej paliwa, niż same konsumują.

Etap I – reaktory PHWR

W pierwszym etapie wykorzystane zostały ciężkowodne reaktory ciśnieniowe, dlatego że w przeciwieństwie do bardziej popularnych reaktorów lekkowodnych mogą pracować na niewzbogaconym uranie. Wynika to z zastosowania jako moderatora i chłodziwa ciężkiej wody, w której zamiast wodoru-1 jest deuter cechujący się mniejszą absorbcją neutronów. Więcej neutronów w rdzeniu sprawia nie tylko to, że jest większa szansa na rozszczepienie uranu-235, ale zwiększa także prawdopodobieństwo na wychwyt neutronu przez uran-238 i jego przemianę w pluton-239, przez co reaktor PHWR jest lepszym wyjściem z punktu widzenia produkcji plutonu od reaktora PWR. Aktualnie w Indiach pracuje 18 reaktorów PHWR, 2 mają zawieszone funkcjonowanie i 2 są w budowie. Większość z nich to reaktory indyjskiego modelu IPHWR-220 oraz IPHWR-540 bazujące na kanadyjskich reaktorach CANDU (w której to technologii zostały wybudowane 2 najstarsze indyjskie reaktory Rajasthan-1 i Rajasthan-2), w budowie są dwa reaktory IPHWR-700 o większej mocy niż IPHWR-220.

• Zobacz również: Co emituje elektrownia jądrowa?

Etap II – reaktory FBR

W drugim etapie w rdzeniu reaktora ma być przepalane paliwo MOX (Mixed Oxide- zmieszane tlenki uranu i plutonu) do produkcji, którego zostanie wykorzystany pluton-239 wytworzony w pierwszym etapie. W reaktorze FBR energia jest produkowana przez rozszczepienie plutonu-239, a zawarty w paliwie MOX uran-238 służy do wytwarzania jeszcze większej ilości plutonu. Rdzeń reaktora ma być otoczony płaszczem torowym, w którym to zachodziłaby reakcja przemiany toru-232 w uran-233 i tym samym uzyskując pierwszy uran-233 w cyklu. 

W Indiach na ukończeniu jest budowa reaktora PFBR (Prototype Fast Breeder Reactor). Jest to reaktor działający na neutrony prędkie, więc nie wymaga moderatora, chłodzony ciekłym sodem z budową basenową. W przypadku reaktora PFBR płaszcz otaczający rdzeń będzie się składał z samego uranu-238 w celu produkcji plutonu. Uruchomienie reaktora jest planowane na 2024 rok (po 14 latach opóźnienia, budowa rozpoczęta w 2004), po jego uruchomieniu Indie staną się drugim po Rosji krajem z działającym komercyjnie reaktorem prędkim.

Etap III – reaktory AHWR, zamknięty cykl paliwowy

Trzeci etap cyklu jest planowany na ok. 30-40 lat po rozpoczęciu komercyjnego funkcjonowania przez flotę reaktorów prędkich aktualnie jest on w fazie badań. Zakłada się wykorzystanie w nim zaawansowanego reaktora ciężkowodnego – AHWR. Rdzeń reaktora AHWR składa się z pionowych rur, do których załadowywane jest paliwo MOX (w zależności od miejsca w rdzeniu – w wewnętrznym i środkowym pierścieniu mieszaninę uranu-233 i toru, a w zewnętrznym plutonu i toru) w rurach znajduje się także wrząca lekka woda pełniąca rolę chłodziwa. Rdzeń jest zanurzony w ciężkiej wodzie działającej jako moderator. Według planów reaktor AHWR ma pracować w zamkniętym cyklu paliwowym, w którym zwracany jest tor-232 i uran-233. Paliwo ma znajdować się w reaktorze przez 4 lata, by po 2 latach poświęconych na schłodzenie i ponowne przetworzenie go znowu zostać wykorzystanym w reaktorze.

Jeżeli Indiom udałoby się zrealizować w pełni plan oparty na cyklu torowym, to w ostatnim jego etapie reaktor AHWR byłby de facto odnawialnym źródłem energii, ponieważ przepalane w nich paliwo może być wykorzystywane wielokrotnie, a sam reaktor wytwarza więcej materiału rozszczepialnego niż zużywa na produkcję energii. Jednakże torowy cykl paliwowy ma również wady takie jak pojawienie się skomplikowanego procesu separacji uranu-233, a także ogromne koszty związane z wdrożeniem nowych technologii takich jak reaktory powielające, dlatego też, przynajmniej na razie, większość państw będzie trzymać się sprawdzonej technologii jaką są reaktory przepalające uran-235.

Bibliografia źródła:
1. Stępień Michał, Gurgacz Sebastian, Niewiński Grzegorz: Tor a bezpieczeństwo energetyczne. Reaktory torowe, Rynek Energii, KAPRINT, vol. 137, no. 4, 2018, pp. 79-84
2. Oettingen Mikołaj, Gajda Paweł: Badania nad torowym cyklem paliwowym w Akademii Górniczo-Hutniczej, Postępy Techniki Jądrowej, vol. 62, no. 2, 2019
3. world-nuclear.org, pris.iaea.org, aris.iaea.org

Materiał został przygotowany przez Koło Naukowe Energetyków Jądrowych URANIUM, AGH.
Kamil Grabowski