Folyékony sóolvadékos tóriumreaktor

A Wikipédiából, a szabad enciklopédiából
A lap korábbi változatát látod, amilyen Jávori István (vitalap | szerkesztései) 2020. november 2., 15:18-kor történt szerkesztése után volt. Ez a változat jelentősen eltérhet az aktuális változattól. (→‎Források)
Sóolvadékos reaktor vázlata

A folyékony sóolvadékos tóriumreaktor egy IV. generációs atomreaktor-típus, melyben a hűtőfolyadék és az üzemanyag szerepét is ugyanaz az olvadt só közeg tölti be. Ez a sóolvadék általában valamilyen fluorvegyületet jelent (a fluornak csak egy stabil izotópja van, így a sugárszennyezésre is jóval kevésbé fogékony más elemeknél), melyben az üzemanyag (a tórium és az aktiválásához szükséges kis mennyiségű U233) oldott formában van jelen.

Története

A tórium használatának lehetőségét atomreaktorban már Wigner Jenő is felvetette, mivel a tórium lényegesen nagyobb mennyiségben fordul elő a földkéregben, mint az urán, illetve megfelelően megépített erőműben felhasználva jelentősen több energia nyerhető egységnyi mennyiségű tóriumból, mint a hagyományos erőművekben felhasznált uránból, ezért a keletkező nagy aktivitású hulladék is kevesebb, egységnyi előállított energiára vetítve.

Működési elve

A tórium izotópjainak bomlása nem termel neutronokat, ezért láncreakció létrehozására nem alkalmas. Mégis, vannak kísérleti erőművek tórium üzemanyaggal. A láncreakció megindításához olyan anyagot használnak, amely primer neutronforrás. A jelenlegi kísérleteknél ez urán-233, amely maga is mesterségesen előállított izotóp, és UF4, vagy UF6 formájában elegyítik a rendszerrel.[1] A 232Th egy neutron befogásával 233U-má alakul át. A rendszer maga az LFTR (liquid fluoride thorium reactor) sóolvadékos üzemű reaktor.[2] A sóolvadék általában erősen korrozív hatású LiF, vagy BeF2, ebben oldódik fel a tórium fém. A reaktor primer körében tehát LiF-ban oldott Th cirkulál, és hőcserélőn adja át a hőt a reaktor szekunder körében áramló folyadéknak. A hatvanas években néhány évig már működött egy kísérleti sóolvadékos (MSRE) erőmű az Egyesült Államokban (Oak Ridge), kb. 7,4 MW teljesítménnyel. A hőmérséklet a LiF és az UF6 eutektikus pontja közelében (tehát folyékony állapotú üzemanyaggal), 700 fok felett működött. A sóoldat jól bírta a nagy neutronfluxust, ám a reaktor szerkezeti anyagaiban károsodást észleltek. A fémes szerkezeti anyagok (nikkel–molibdén ötvözet) korróziója olyan mértékű volt, hogy ezt a kísérletet be kellett fejezniük.

A reakció lefolyása a következő:

A tórium egy neutron befogása után 233-as tömegszámú tóriummá alakul, amely β-bomlással 233-as protaktíniummá változik. Ez egy újabb β-bomlással, elektron és antineutrínó kibocsátása árán 233-as tömegszámú uránná alakul.[3]

Források

  1. Zsuzsa, Szentgyörgyi: Megváltó tórium?. nol.hu, 2011. [2011. november 7-i dátummal az eredetiből archiválva]. (Hozzáférés: 2011. április 22.) Vázlatos leírás a tóriumos erőműről
  2. Az LFTR sóolvadékos erőmű leírása az angol wikipédiában találhatő
  3. IAEA-TECDOC-1450 Thorium Fuel Cycle-Potential Benefits and Challenges (PDF). International Atomic Energy Agency, 2005. május 1. (Hozzáférés: 2009. március 23.)