Na otázku, jaký je rozdíl mezi thoriovými a uranovými jadernými reaktory, existuje jednoduchá odpověď. Uranové reaktory mohou být stavěny už dnes, avšak jaderné palivo využívají velmi neúčinně. Thoriové reaktory na druhou stranu jsou velmi efektivní, ale to až na konci třífázového procesu, přičemž první fázi sdílejí obě technologie.
Uran
Uran je jediný prvek s přirozeně se vyskytujícím štěpitelným izotopem. Pouze několik izotopů je přímo štěpitelných, avšak všechny thoriové a téměř všechny uranové izotopy jsou množivé, což znamená, že v případě, kdy absorbují neutron, podstoupí dvojitý beta rozpad a stanou se z nich štěpitelné materiály.
Tento fakt má svá pozitiva i negativa.
Téměř všechen přírodně se vyskytující uran je v podobě izotopu U-238 (99,3 %). Kromě speciálních případů, izotop U-238 se po absorpci neutronu nerozštěpí, avšak během několika dní se přemění na izotop plutonia Pu-239.
V podstatě veškeré thorium vyskytující se na Zemi je v podobě izotopu Th-232, přičemž tento izotop se po absorpci neutronu rovněž nerozštěpí (až na zvláštní podmínky). Po absorpci neutronu se asi během měsíce přemění na izotop uranu U-233.
Izotop uranu U-233 je pro nás podstatný, neboť při zasažení neutronem o libovolné energii se s velkou pravděpodobností rozštěpí, přičemž reakce uvolní dostatek neutronů na pokračující přeměnu thoriových izotopů Th-232 na uran U-233. Funguje trochu jako jaderný katalyzátor umožňující, aby bylo thorium ve správně navržených reaktorech spotřebováváno jako palivo.
Jestliže thoriový reaktor zahájí provoz s izotopy uranu U-233, reaktor může využít thorium jako palivo a v podstatě využít velmi podstatnou část energie v něm obsaženou. To je jeden z důvodů, proč je jaderná komunita do thoriových reaktorů tak zapálená. Plně využité jaderné palivo znamená žádné plýtvání s jaderným palivem a eliminování problémů s dlouho žijícími radioaktivními izotopy v použitém jaderném palivu. Takovéto reaktory ale musejí být účinné i v oblasti chemické recyklace, což je jeden z hlavních důvodů, proč jsou pro thoriové reaktory velmi atraktivní reaktorové technologie založené na kapalných směsích fluoridových solí. Velkou výzvou je však rovněž nutnost zahájit provoz reaktoru s uranovým izotopem U-233.
Jednoduše řečeno nemáme k dispozici dostatek uranu U-233. V přírodě se totiž tento izotop nenachází a musí tak být vyprodukován z thoria. Avšak to je zatím velký technický problém – navrhnout thoriový reaktor, který produkuje více uranu U-233, než zkonzumuje. Je tak zapotřebí zdroj uranového izotopu U-233, což nás přivádí zpět k uranu a plutoniu.
Přidáme plutonium
Uran U-235 je jediným přírodně se vyskytujícím štěpitelným materiálem a právě to je hlavní důvod, proč stál na počátku rozvoje jaderné energetiky. Avšak tento izotop je velmi vzácný, na 1 000 uranových jader připadá pouze sedm izotopů U-235.
V prvních reaktorech byl uran využíván ve své přírodní formě s obsahem uranu U-235 pouze v množství 0,7 %. O několik let později obohacování uranu (zvyšování procentuálního obsahu U-235) umožnilo využívat v reaktorech chladiva jako je lehká voda. Avšak i v těchto reaktorech připadá na jedno jádro uranu U-235 20 nebo 30 jader uranu U-238. Ve chvíli kdy se jádra uranu U-235 rozštěpí a uvolní neutrony, mnoho z nich je pohlceno jádry uranu U-238 a přemění se na plutonium Pu-239.
Problém plutonia Pu-239 je ten, že se rozštěpí pouze v 65 % případů, ve zbylých případech plutoniové jádro Pu-239 pohltí ještě jeden neutron a stane se z něj izotop Pu-240, který není využitelný jako jaderné palivo. A právě zde leží ten hlavní problém uranovo-plutoniového paliva.
Kvůli relativně malé pravděpodobnosti rozštěpení plutonia Pu-239 nedokážou plutoniové izotopy „vyrobit“ dostatečný počet nových izotopů Pu-239, aby byly nahrazeny přeměny na izotop Pu-240 (aspoň ne v klasických reaktorech pracujících s pomalými neutrony). Izotop uranu U-233 tímto neduhem netrpí.
Toto je hlavní důvod, proč dnešní reaktory musejí být pravidelně odstavovány, aby se u nich část použitého paliva vyměnila za čerstvé. Reaktorům totiž během provozu dochází palivo, které by zvládalo generovat energii a dostatek neutronů. Jaderní inženýři tomuto procesu říkají ztráta reaktivity.
V dnešních reaktorech navíc existuje ještě několik dalších viníků, kteří stojí za úbytkem neutronů: lehký vodík který absorbuje neutrony, kovový obal palivových souborů a dokonce i štěpné produkty, které v palivu zůstaly z předchozích reakcí. Avšak hlavním problémem stále zůstává, že izotopy Pu-239 pohlcují neutrony – namísto toho, aby se rozštěpily – a reaktoru tak postupně dochází palivo.
Po 70 let se vlády, výzkumníci i jaderní specialisté snažili najít cestu k řešení tohoto problému, přičemž přišli s jedním možným řešením: když je jádro plutonia Pu-239 zasaženo rychlým neutronem namísto pomalým, pravděpodobnost, že izotop neutron absorbuje a nerozštěpí se, prudce klesne. A protože rozštěpení izotopu plutonia Pu-239 vytvoří dva až tři další neutrony, je v reaktoru dostatek neutronů na výrobu více Pu-239 (z uranu U-238) než reaktor spotřebovává. Reaktorům pracujícím na této bázi se říká rychlé množivé reaktory, přičemž slovo „rychlé“ nemá nic společného s tím, jak rychle tyto reaktory produkují energii nebo nové palivo, ale znamená to, že tyto reaktory pracují s rychlými neutrony místo s pomalými jako konvenční reaktory.
Všechny dnešní konvenční jaderné reaktory využívají pomalé neutrony, přičemž rychlé neutrony zpomalují takzvanými moderátory v podobě vody nebo grafitu. V rychlých reaktorech se samozřejmě takovéto materiály v cestě neutronů nesmí nacházet. To je také důvod, proč rychlé reaktory využívají chladivo v podobě tekutého sodíku, nebo olova, která jsou na atomární úrovni mnohem těžší než vodík nebo uhlík.
Avšak rychlé reaktory jsou velmi náročná zařízení na navržení a provoz. Například favorizované chladivo pro tyto reaktory – tekutý sodík – je velmi vysoce reaktivní, přičemž sodík reaguje nejen s vodou nebo vzduchem, ale se všemi materiály, které dokážou přijmout elektrony. A my žijeme v prostředí plném materiálů přijímajících elektrony. Tento problém sice řeší využití olova jako chladiva, avšak jeden zásadní problém i nadále zůstává. Řízení rychlých reaktorů je velmi náročné.
Na scénu přichází thorium
Protože plutonium nemůže katalyzovat efektivní spotřebu uranu v reaktorech na bázi pomalých neutronů a protože reaktory na bázi rychlých neutronů mají své problémy a nebezpečí, možnou odpovědí je začít využívat thorium. Myšlenka je odstranit z použitého jaderného paliva plutonium, které je chemicky odlišní od uranu, a nechat jej štěpit v blízkosti thoria. Neutrony, které se při štěpení plutonia vytvoří, budou zachyceny v thoriu, které se přemění na uran U-233.
Tento způsob elegantně řeší několik problémů. Eliminuje plutonium z použitých palivových souborů pro dnešní uranové reaktory a pomáhá produkovat uran U-233, který je nutný k zahájení účinného provozu budoucích reaktorů poháněných thoriovým palivem.
Tento třífázový systém byl pravděpodobně poprvé navržen na konci roku 1944 Eugenem Wignerem na Chicagské univerzitě. Ve skutečnosti o postavení thoriového reaktoru na uvedených principech se například Indie snaží již více než 50 let.
V rámci tohoto třífázového plánu pro efektivní využívání thoria nejprve uranové reaktory spotřebují uran U-235. Během štěpných reakcí jsou generované neutrony pohlceny izotopy uranu U-238 za vzniku plutonia Pu-239. Plutonium Pu-239 je následně chemicky extrahováno a vloženo do jiného reaktoru na druhou fázi.
Během druhé fáze se nechá rozštěpit plutonium Pu-239. Během štěpných reakcí se vyprodukují neutrony, které jsou pohlceny thoriem za vzniku uranu U-233, který je rovněž chemicky separovatelný pro třetí fázi.
Během třetí fáze je uran U-233 rozštěpen za vzniku neutronů, které opět pohltí thorium za vzniku dostatečného množství nových izotopů uranu U-233 k udržení jaderné reakce (která produkuje využitelné teplo pro výrobu elektřiny) po tak dlouhou dobu, dokud bude v reaktoru k dispozici dostatek thoria.
Téměř všechny dnešní reaktory jsou využitelné pro první fázi tohoto plánu. Konvenční reaktory spotřebovávají již několik desetiletí uran U-235 za vzniku plutonia Pu-239, přičemž na použité jaderné palivo je v dnešní době hleděno jako na jaderný odpad nebo přinejmenším jako na nepříjemný vedlejší produkt. Plutonium z použitého jaderného paliva štěpící se v blízkosti thoria Th-232 za vzniku uranu U-233 přitom může vytvořit most spojující neefektivní využívání paliva v první fázi a efektivní udržitelnou třetí fázi.
Dosud byl postaven pouze jeden jediný reaktor, který lze považovat za představitele třetí fáze tohoto plánu. Byl jím poslední reaktor v jaderném zařízení Shippingport Atomic Power Station nacházející se v Pensylvánii. Experimentální reaktor byl pojmenován lehkovodní množivý reaktor a jako palivo využíval thorium/uran U-233. Ve skutečnosti se jednalo o přepracovaný tlakovodní reaktor. Experiment skončil úspěchem, přičemž ukázal, kolik uranu U-233 může být vyprodukováno, zatímco je štěpeno.
Avšak tlakovodní reaktory nejsou dnes pravděpodobnými kandidáty pro udržitelnou třetí fázi plánu na využívání thoriového jaderného paliva, neboť zvýšená potenciální výkonnost těchto reaktorů může být lehce ztracena v reaktorech, které pohlcují mnoho neutronů.
Dnešní lehkovodní reaktory ztrácí mnoho neutronů především kvůli lehkému vodíku v chladící vodě, která je moderuje. Lehkovodní reaktory rovněž ztrácí mnoho neutronů v kovovém obložení jaderného paliva a v produktech štěpení, které zůstaly uvězněny v pevném palivu. Jestliže tyto neutronové ztráty překročí hranici výkonu thoriového paliva, celá snaha na využití thoria může být k ničemu, tradiční uranové palivo by pak vyšlo ekonomičtěji. Experiment v jaderném zařízení Shippingport sice uspěl, ale nikdy se zde nezkoušela chemická recyklace paliva, která je pro udržitelný provoz nutná.
Mnohem lepší potenciál pro druhou a třetí fázi mají v tomto ohledu reaktory využívající tekuté fluoridové soli. Konkrétní směsi fluoridových solí – například s vysoce ochuzeným fluoridem lithným a fluoridem beryllia, může sloužit jako vhodné rozpouštědlo při minimální neutronové absorpci. Využívání grafitu jako moderátoru způsobí, že v reaktoru bude více materiálů zpomalujících neutrony, avšak grafit nepohlcuje ani zdaleka tolik neutronů jako lehký vodík. Grafit je rovněž chemicky kompatibilní s fluoridovými solemi, takže kovové obložení může být eliminováno, čímž se rovněž sníží absorpce neutronů. Thorium, uran i plutonium vytvářejí vhodné fluoridové soli, které se snadno rozpouštějí ve směsi LiF-BeF2, přičemž thorium a uran mohou být od sebe snadno ve fluoridové formě separovány, což je obrovský pokrok vůči dnešní keramické podobě jaderného paliva.
Na závěr
Jaký je tedy rozdíl mezi uranovým/plutoniovým a thoriovým reaktorem? Uranem poháněné reaktory jsou prvním krokem ve snahách o využívání jaderné energie, a to hlavně proto, že pouze uran má přírodně se vyskytující štěpitelný izotop. Avšak uvolnění všechny energie z uranu je velmi obtížné a vyžaduje to transformování uranu do plutoniových izotopů, které mohou být štěpeny v reaktorech na bázi rychlých neutronů.
Reaktory poháněné thoriem jsou vysoce účinné, pokud jsou provozovány za využívání uranu U-233 a vysoce efektivní chemické recyklace, což bude jednou umožněno díky reaktorům pracujícím s roztavenými fluoridovými soli. Potřeba uranu U-233 sice stále přetrvává, avšak štěpení plutonia v reaktorech s tekutými solemi za přítomnosti thoria v rámci druhé fáze permanentně eliminuje plutonium z první fáze využívající uran U-235 a současně generuje uran U-233 potřebný pro třetí fázi. V rámci tohoto plánu tak může být využit plný potenciál thoria, což by znamenalo začátek nové dlouhé cesty ke zlepšování veřejného přijetí jaderné energetiky a thoriových technologií.
Zdroj: Machinedesign.com
