Benutzer:Quantensittich/Thorium Zyklus

Der Thoriumzyklus ist ein Brennstoffkreislauf, der das Thoriumisotop ²³²Th als Brutmaterial benutzt. Im Reaktor wird ²³²Th durch Neutroneneinfang und anschliessenden Zerfall zu dem künstlichen, spaltbaren Uranisotop ²³³U, das als Spaltmaterial verwendet werden kann. Dieser Vorgang ist vergleichbar zu dem in einem Uran-Brutreaktor, in dem aus dem natürlichen ²³⁸U ebenfalls durch den Einfang von Neutronen das Spaltbare Isotop ²³⁹Pu entsteht. Im Gegensatz zu natürlichem Uran enthält natürliches Thorium nur sehr geringe Mengen an spaltbarem Material (wie zum Beispiel ²³¹Th), die nicht ausreichen um es so anzureichern, dass eine nukleare Kettenreaktion einsetzt. Deswegen ist anderes spaltbares Material, oder eine andere Neutronenquelle notwendig um den Zyklus zu starten. Abhängig von der Art des Kernreaktors wird das entstehende ²³³U entweder direkt dort als Spaltmaterial benutzt, oder wird chemisch von dem gebrauchtem Brennstoff getrennt, um daraus neue Brennstäbe herzustellen.

Der Thoriumzyklus hat potentiell mehrere Vorteile, im Vergleich zu normalen Uranreaktoren, wie zum Beispiel ein größeres Vorkommen an Thorium, im Vergleich zu Uran, sowie bessere physikalische und nukleare Eigenschaften, eine geringere Entstehung von Plutonium und Actinoiden. Ausserdem wäre es mit Thorium, in herkömmlichen Leichtwasserreaktoren, schwieriger Material für Kernwaffen zu erzeugen, was aber nicht für Flüssigsalzreaktoren gilt.

Geschichte

Bedenken über die begrenzten, weltweiten Uranvorkommen sorgten zuerst für ein steigendes Interesse am Thoriumzyklus. Die Vorstellung war, dass Thorium, nach einem Verbrauch der Uranvorkommen, als spaltbares Material dienen kann. Da Uran für die meisten Länder aber relativ einfach zu beschaffen war, schwand der Forschungsaufwand am Thoriumzyklus. Eine Ausnahme war das indische Kernenergieprogramm, was mit dem Vorkommen von 25% der weltweiten Thoriumvorkommen in Südindien erklärt werden kann. Im 21. Jahrhundert wuchs das Interesse am Thoriumzyklus wieder, aufgrund des geringeren Risikos einer Kernwaffenproduktion und besseren Eigenschaften des entstehenden radioaktiven Abfalls.

In den 1960er Jahren nutze das Flüssigsalzreaktor Experiment im amerikanischen Oak Ridge National Laboratory ²³³U um die Funktionsfähigkeit eines Teils des Flüssigsalz-Brutreaktors zu demonstrieren, der für den Betrieb mit dem Thoriumzyklus entwickelt wurde. Die Experimente am Flüssigsalzreaktor erforschten die Spaltbarkeit von Thorium, indem Thorium(IV)-fluorid in flüssigem Salz gelöst wurde, weswegen es unnötig war Brennstäbe aus Thorium herzustellen. Nach der Entlassung des Leiters Alvin Weinberg wurden dem Programm die Fördermittel gestrichen.

2006 stellte Carlo Rubbia das Konzept eines Hybridreaktors, als einen neuen und sicheren Weg vor, um Kernenergie zu nutzen, der sich auf bestehende Technologie stützt. Rubbia's Vorschlag zeigte einen Weg die Entstehung von hochradioaktivem Abfall zu verringern und Energie aus natürlichem Thorium und abgereichertem Uran zu gewinnen.

Kirk Sorensen, ein ehemaliger NASA Wissenschaftler und Chef Techniker bei Flibe Energy, war lange Zeit ein Befürworter des Thoriumzyklus, insbesondere der Flüssig-Fluorid-Thorium-Reaktoren. Er erforschte Thoriumreaktoren zuerst bei der NASA, wo er anKraftwerkstechnologien für Mondkolonien arbeitete. 2006 startete er "energyfromthorium.com" um Informationen über diese Technologie bereitzustellen und diese bekannter zu machen.

Eine Studie des MIT von 2011 zeigte, dass es kaum Anzeichen für einen entstehenden relevanten Marktanteil von mit Thorium betriebenen Reaktoren gibt, obwohl es dafür keine großen technischen Hindernisse in heutigen, oder künftigen Leichtwasserreaktoren gibt, trotz der potentiellen Vorteile.

Nukleare Reaktionen mit Thorium

Während dem Thoriumzyklus entsteht spaltbares Material, wenn ²³²Th ein Neutron (entweder ein schnelles oder thermisches Neutron) einfängt und zu ²³³Th wird. Dieses Isotop zerfällt über einen Beta-Minus-Zerfall zu ²³³Pa, das danach über einen weiteren Beta-Minus-Zerfall zu dem spaltbaren Isotop ²³³U umgewandelt wird.

${\ce {{\overset {neutron}{n}}+{^{232}_{90}Th}->{^{233}_{90}Th}->[\beta ^{-}]{^{233}_{91}Pa}->[\beta ^{-}]{\overset {fuel}{^{233}_{92}U}}}}$

Radioaktive Abfälle

Kernspaltung produziert radioaktive Abfälle, die Halbwertszeiten von einigen Tagen bis hin zu 200.000 Jahren haben können. Einigen Studien zufolge werden beim Thoriumzyklus sämtliche entstehenden Aktinoide wieder verbraucht, so dass nur Spaltprodukte übrig bleiben, die nach einigen hundert Jahren ungefährlicher wären, als das Uranerz, das man schwachangereichert in einem Leichtwasserreaktor der selben Leistung verwendet hätte. Andere Studien sagen voraus, dass es zur Produktion von Aktinoiden kommen kann und das diese, nach mehreren Zyklen den radioaktiven Abfall sogar dominieren würden.

Verwendete Reaktortypen

Thorium Brennstoffe wurden in vielen verschiedenen Reaktortypen eingesetzt, unter anderem in Leichtwasserreaktoren, Schwerwasserreaktoren, Hochtemperaturreaktoren, Brutreaktoren und Flüssigsalzreaktoren.

Liste von Reaktoren mit Thoriumbrennstoff

Aus IAEA TECDOC-1450 "Thorium Fuel Cycle – Potential Benefits and Challenges" (Thorium Brennstoff Zyklus – Mögliche Vorteile und Herausforderungen) Tabelle 1: Thorium Nutzung in verschiedenen experimentellen und Leistungsreaktoren.

Name	Country	Reactor type	Power	Fuel	Operation period
AVR	Deutschland (west)	HTGR, experimental (pebble bed reactor)	015000 15 MW(e)	Th+Vorlage:SimpleNuclide2 Driver fuel, coated fuel particles, oxide & dicarbides	1967–1988
THTR-300	Deutschland (west)	HTGR, power (pebble type)	300000 300 MW(e)	Th+Vorlage:SimpleNuclide2, Driver fuel, coated fuel particles, oxide & dicarbides	1985–1989
Lingen	Deutschland (west)	BWR irradiation-testing	060000 60 MW(e)	Test fuel (Th,Pu)O2 pellets	1968–1973
Dragon (OECD-Euratom)	UK (auch Schweden, Norwegen und Schweiz)	HTGR, Experimental (pin-in-block design)	020000 20 MWt	Th+Vorlage:SimpleNuclide2 Driver fuel, coated fuel particles, oxide & dicarbides	1966–1973
Peach Bottom	Vereinigte Staten	HTGR, Experimental (prismatic block)	040000 40 MW(e)	Th+Vorlage:SimpleNuclide2 Driver fuel, coated fuel particles, oxide & dicarbides	1966–1972
Fort St Vrain	Vereinigte Staten	HTGR, Power (prismatic block)	330000 330 MW(e)	Th+Vorlage:SimpleNuclide2 Driver fuel, coated fuel particles, Dicarbide	1976–1989
MSRE ORNL	Vereinigte Staten	MSR	007500 7.5 MWt	Vorlage:SimpleNuclide2 molten fluorides	1964–1969
BORAX-IV & Elk River Station	Vereinigte Staten	BWR (pin assemblies)	002400 2.4 MW(e); 24 MW(e)	Th+Vorlage:SimpleNuclide2 Driver fuel oxide pellets	1963–1968
Shippingport	Vereinigte Staten	LWBR, PWR, (pin assemblies)	100000 100 MW(e)	Th+Vorlage:SimpleNuclide2 Driver fuel, oxide pellets	1977–1982
Indian Point 1	Vereinigte Staten	LWBR, PWR, (pin assemblies)	285000 285 MW(e)	Th+Vorlage:SimpleNuclide2 Driver fuel, oxide pellets	1962–1980
SUSPOP/KSTR KEMA	Niederlande	Aqueous homogenous suspension (pin assemblies)	001000 1 MWt	Th+HEU, oxide pellets	1974–1977
NRX & NRU	Kanada	MTR (pin assemblies)	020000 20 MW; 200 MW (see)	Th+Vorlage:SimpleNuclide2, Test Fuel	1947 (NRX) + 1957 (NRU); Irradiation–testing of few fuel elements
CIRUS; DHRUVA; & KAMINI	Indien	MTR thermal	040000 40 MWt; 100 MWt; 30 kWt (niedrige Leistung, Forschung)	Al+Vorlage:SimpleNuclide2 Driver fuel, ‘J’ rod of Th & ThO2, ‘J’ rod of ThO2	1960–2010 (CIRUS); others in operation
KAPS 1 &2; KGS 1 & 2; RAPS 2, 3 & 4	Indien	PHWR, (pin assemblies)	220000 220 MW(e)	ThO2 pellets (for neutron flux flattening of initial core after start-up)	1980 (RAPS 2) +; continuing in all new PHWRs
FBTR	Indien	LMFBR, (pin assemblies)	040000 40 MWt	ThO2 blanket	1985; in operation
Petten	Niederlande	High Flux Reactor thorium molten salt experiment	060000 45 MW(e)	?	2019