Jadrová energia – Bude Tórium jadrové palivo budúcnosti?
Urýchlený rast globálnej spotreby energie a zvýšený dopyt po energii bez uhlíka ukazujú ako jednu z nádejných ciest jednoznačne využívanie jadrovej energie. V súčasnosti (a zrejme ešte dosť dlho) je jasným favoritom v tejto oblasti ako jadrové palivo Urán. V budúcnosti sa nádejne pozeráme na využitie jadrovej fúzie (čo ale isto iste „nebude už zajtra“) a ďalšia nádejná cesta je, aby sa v budúcnosti ako jadrové palivo využívalo Tórium.
Urán a Tórium – dve božstvá na našej oblohe.
Chemický prvok Urán (so symbolom „U“ a atómovým číslom 92) bol objavený Martinom Heinrich Klaprothom v 1789, ktorý pomenoval nový prvok na počesť Herschelovho objavu planéty Urán v roku 1781. Eugène-Melchior Péligot bol prvý, ktorý urán izoloval ako kov. Jeho rádioaktívne vlastnosti objavil v roku 1896 Henri Becquerel. Výskum vedcov Otta Hahna, Lise Meitnerovej, Enrica Fermiho a ďalších, ako napríklad J. Roberta Oppenheimera, nakoniec priviedol k použitiu uránu v atómových bombách a taktiež ako paliva v jadrovej energetike. Prírodný urán je slabo rádioaktívny, pretože prakticky všetky izotopy uránu sú nestabilné. Urán je najťažší prírodne sa vyskytujúci prvok dostupný vo veľkom množstve. Ťažšie tzv. „trans-uranické“ prvky sú buď vyrobené človekom, alebo existujú iba ako stopové množstvá v ložiskách uránovej rudy ako produkty aktivácie. Predpokladá sa, že zemský urán bol vytvorený v jednej alebo viacerých supernovách pred viac ako 6 miliardami rokov. Novšie výskumy naznačujú, že určitý urán vzniká aj pri zlučovaní neutrónových hviezd. Rádioaktívny rozpad uránu, ktorý je v kontinentálnej kôre prispieva asi k polovici tepelného toku Zeme. Predpokladáme, že v zemskej kôre sa nachádza okolo 40 biliónov ton uránu, ale väčšina je žiaľ distribuovaná v nižšej stopovej koncentrácii. Urán je štiepiteľný a aj štiepny jadrový materiál.
V starom preklade z gréčtiny znamená „Urán“, buď „oblohu“, alebo „nebo“, a bol to pôvodne jeden z gréckych prvotných božstiev zosobňujúcim otca oblohy a manžel Gaie, prvotnej Matky Zeme. V rímskej mytológii je Urán je spájaný s rímskym bohom Caelom.
Mimochodom s menom Uránu (ako planéty) to nebolo pôvodne také jednoznačné. Kedysi starí Gréci a Rimania poznali iba päť „blúdiacich hviezd“: Merkúr, Venušu, Mars, Jupiter a Saturn. Po objavení (pomocou ďalekohľadu) šiestej planéty v roku 1781 došlo k dlhodobým sporom ohľadom jej názvu. Jej objaviteľ William Herschel ju najprv pomenoval „Georgium Sidus“ (teda Hviezda Georga) podľa svojho panovníka a mecenáša Georga III. Toto meno preferovali aj anglický astronómovia, ale iní ako napríklad Francúzi uprednostňovali „Herschel“. Nakoniec sa meno Urán začalo akceptovať v polovici 19. storočia, po návrhu astronóma Johanna Bode ako logický doplnok k názvom existujúcich planét, pretože Mars (v gréčtine Ares), Venuša a Merkúr boli deťmi Jupitera (Grécky Zeus), syn Saturna, a Saturn (grécky Cronus), syn Urána. Anomálne je to, že zatiaľ čo ostatní majú rímske mená, Urán je meno odvodené z gréčtiny, na rozdiel od rímskeho Caela.
Aj chemický prvok Tórium (so symbolom Th a atómovým číslom 90) je slabo rádioaktívny, pretože aj jeho všetky známe izotopy sú nestabilné. Tórium objavil nórsky amatérsky mineralóg Morten Thrane Esmark v roku 1828 a identifikoval ho švédsky chemik Jöns Jacob Berzelius, ktorý ho pomenoval po Thorovi, severskom bohovi hromu.
Tórium-232 je prvotný nuklid, ktorý v súčasnej podobe existuje viac ako desať miliárd rokov; a bol vytváraný v jadrách umierajúcich hviezd tzv. „procesom r“ a následne rozptýlený po galaxii super-novami a zlúčením neutrónových hviezd. Vo vesmíre patrí tórium k najvzácnejším z prvotných prvkov, pretože je jedným z dvoch prvkov, ktoré sa dajú vyrobiť iba v procese r (druhým je práve urán), a tiež preto, že sa pomaly rozpadáva od v okamihu, keď bol sformovaný.
Zásoby tória v zemskej kôre sú minimálne trikrát väčšie ako uránu. Podľa periodickej tabuľky je tórium 41. najpočetnejším prvkom v zemskej kôre.
Tórium nie je štiepiteľný a ani štiepny jadrový materiál, je to množivý jadrový materiál, ktorý je však po absorpcii neutrónov a následnom jadrovom rozpade možné premeniť na už štiepny izotop.
Urán a Tórium – ako jadrové palivo.
S určitým nadhľadom by sa dalo povedať, že Tórium a Urán majú zaujímavý vzťah v tom, že si navzájom dopĺňajú a konkurujú.
Dnes je pre jadrové reaktory na celom svete hlavným palivom urán.
Ale na to aby mohol byť ako palivo použitý, musí prejsť celým technologickým procesom: najprv ho musia vyťažiť, chemicky spracovať, izotopicky obohatiť a technologicky dať do vhodnej palivovej formy. Po ťažbe sa uránová ruda drví aby sa vytvorila kaša z jemných častíc rudy a iných materiálov. Kaša sa vylúhuje kyselinou sírovou alebo zásaditým roztokom, aby sa urán rozpustil, a zostane nerozpustená zvyšná hornina (a ďalšie minerály). Viac ako polovica uránových baní v súčasnosti používa tzv. metódu „in-situ“, kde sa ťažba uskutočňuje priamo vylúhovaním na mieste. Voda vstrekovaná s kyslíkom (alebo so zásadou, kyselinou alebo iným oxidačným roztokom) cirkuluje cez uránovú rudu a extrahuje urán. Roztok uránu sa potom prečerpá na povrch. Roztok je potom oddelený, prefiltrovaný a o vysušení´ získame koncentrát oxidu uránu, často nazývaný (kvôli farbe) „žltý koláč“. Prevažná väčšina jadrových reaktorov používa ako palivo izotop uránu-235; tvorí však tvorí iba 0,7% vyťaženého prírodného uránu, a preto sa musí zvyšovať procesom nazývaným „obohacovanie“. To zvyšuje koncentráciu izotopu uránu-235 z 0,7% na 3% až 5%, čo je úroveň použitá vo väčšine reaktorov. Určitý počet reaktorov, (napríklad CANDU z Kanady), používa ako palivo prírodný urán, ktorý sa nemusí obohacovať. Existuje viacero možností obohacovania, ale zatiaľ najefektívnejší je použitie odstrediviek, čo vyžaduje, aby bol urán v plynnej forme. Toho dosahujeme „konverziou“, pri ktorej sa oxid uránu premieňa na inú zlúčeninu (hexafluorid uránu), čo je plyn pri relatívne nízkych teplotách. Hexafluorid uránu vchádza do odstrediviek s tisíckami rýchlo sa točiacich vertikálnych trubíc, ktoré separujú izotop uránu-235 od mierne ťažšieho izotopu uránu-238. To čo zostáva (kvázi ako odpad, ktorý sa však neskôr dá opätovne použiť!) je tzv. „ochudobnený urán – DU“. No a nakoniec z toho vyrobíme jadrové palivo v požadovanej forme. Už (obohatený) urán opäť prevedieme z plynu na prášok (oxid uraničitý). Tento prášok lisujeme na malé pelety a zapekáme na tvrdý keramický materiál v forme maličkých peliet, ktoré sú následne vkladané do tenkých rúrok známych ako palivové tyče, ktoré sa potom zoskupia a vytvoria palivové kazety. Počet palivových tyčí použitých na výrobu každej palivovej kazety je veľmi rôzny, v závislosti od typu reaktora. A potom už palivo zavážame do tzv. „aktívnej zóny“ jadrového reaktora, kde normálne zostáva niekoľko rokov.
Rozdiel medzi štiepiteľným, štiepnym a množivým jadrovým materiálom
Štiepne jadrové materiály sú podmnožinou štiepiteľných jadrových materiálov.
Štiepiteľný jadrový materiál pozostáva z izotopov, ktoré sú schopné podstúpiť jadrové štiepenie po zachytení buď rýchleho neutrónu (vysoko energetický neutrón - povedzme> 1 MeV) alebo tepelného neutrónu (nízko energetický neutrón - povedzme 0,025 eV). Typické štiepiteľné materiály sú: Urán-238, Plutónium-240, ale tiež aj Urán-235, Urán-233, Plutónium-239, a Plutónium-241.
Štiepny jadrový materiál tvoria štiepiteľné izotopy, ktoré sú schopné podstúpiť jadrové štiepenie až po zachytení tepelného neutrónu. Napríklad Urán-238 nie je štiepny izotop, pretože Urán-238 nemôže byť štiepený tepelnými neutrónmi. Urán-238 nespĺňa tiež alternatívnu požiadavku na štiepne materiály. Urán-238 nie je schopný udržať reťazovú reakciu jadrového štiepenia, pretože neutróny produkované štiepením Uránu-238 majú nižšie energie ako pôvodné neutróny (zvyčajne pod prahovou energiou 1 MeV). Typické štiepne materiály sú: Urán-235, Urán-233, Plutónium-239, a Plutónium-241.
Množivý jadrový materiál pozostáva z izotopov, ktoré nie sú štiepiteľné tepelnými neutrónmi, ale je ich možné premeniť na štiepne izotopy (po absorpcii neutrónov a následnom jadrovom rozpade). V jadrovom inžinierstve nazývame množivý taký jadrový materiál (nuklid), ktorý je možné premeniť na štiepny materiál transmutáciou neutrónov a následným jadrovým rozpadom. Proces transmutácie množivých (niekedy nazývaných aj plodivých, od slova „plodiť“) materiálov na štiepne materiály sa nazýva „množenie jadrových palív“. Plodivé materiály nie sú schopné podstúpiť štiepnu reakciu po absorpcii tepelných (pomalých alebo nízkoenergetických) neutrónov a tieto materiály nie sú ani teda schopné zabezpečiť trvalú reťazovú reakciu jadrového štiepenia. Typické množivé (plodivé) jadrové materiály sú : Urán-238, Tórium Th-232.
Zvažovanie Tória ako jadrového paliva
Tórium sa všeobecne považovalo za alternatívu k uránovému palivu kvôli jeho relatívne veľkému prirodzenému množstvu a schopnosti množiť štiepne palivo (Urán-233) z prírodného tória (Tórium Th-232). Možné scenáre použitia tória v jadrovom palivovom cykle zahŕňajú použitie v rôznych typoch jadrových reaktorov (ľahkovodné, vysokoteplotné plynom chladené, rýchle reaktory chladené sodíkom, roztavenou soľou atď.), ako aj pokročilé systémy poháňané urýchľovačom alebo dokonca hybridné systémy jadrového štiepenia a fúzie. . Najpravdepodobnejšie použitie tória v krátkodobom horizonte je v súčasnosti pravdepodobné v prevádzke ľahkovodných reaktorov (LWR). Toto použitie je primárne založené na konceptoch, ktoré miešajú tórium s uránom (UO2 + ThO2), pridávajú množivé tóriové palivové prvky (ThO2) do palivových kaziet LWR alebo používajú zmiešané palivové kazety plutónia a tória (PuO2 + ThO2).
Pridanie tória do paliva pre súčasne prevádzkované ľahkovodné reaktory by ale malo zrejme za následok množstvo rôznych fenomenologických vplyvov na jadrové palivo. Tórium a jeho produkty ožiarenia a ožarovania majú také jadrové vlastnosti, ktoré sa líšia od vlastností uránu. Okrem toho samotný ThO2, alebo v zmesi s palivom UO2, vedie k rôznym doplňujúcim chemickým a fyzikálnym vlastnostiam paliva. No a samozrejme všetky tieto aspekty sú kľúčové pre otázky spojené s bezpečnosťou jadrových reaktorov.
Materiálové vlastnosti jadrových palív na základe Tória
Samozrejme, že je dôležité brať do úvahy niektoré kľúčové vlastnosti jadrového paliva na báze tória, ktoré je potrebné vždy zvážiť ešte pred použitím, a vyhodnotiť ich ešte pred prípadnými problémami v reaktore s cyklom tóriového paliva (hlavne v LWR).
Množivé materiály oproti štiepnym materiálom
Tórium sa vyskytuje prirodzene v prírode, rovnako ako urán. Ale na rozdiel od uránu prírodné tórium obsahuje iba jeden izotop a to tórium Th-232 s veľmi dlhým polčasom rozpadu (1,41 × 10 na desiatu rokov!). Prírodný urán obsahuje približne 0,72 hmotnostných percent urán-235, čo je štiepny materiál (štiepenie pri všetkých energiách neutrónov), a cca 99,27 hmotnostných urán-238, ktorý je aj množivý (zachytenie neutrónu vedie k produkcii štiepneho izotopu - Plutónia-239) a stopové množstvo uránu-234. Tórium Th-232 sa správa podobne ako Urán-238, pretože zachytením neutrónu vedie k produkcii štiepneho izotopu, v tomto prípade Uránu-233.
Aby teda bolo možné použiť tórium ako zdroj pre jadrové palivo, musíme najprv použiť iný štiepny materiál (napr. Urán-235, Plutónium-239, alebo Urán-233) použiť ako „pohon na rozbeh“, alebo inými slovami na „rozbehnutie-zárodok“ na tvorbu ďalších neutrónov na udržanie štiepnej reťazovej reakcie a neutrónov, ktoré potom môžeme použiť aj na tvorbu (množenie) sekundárneho štiepneho materiálu.
V princípe pre tóriové palivá existujú dve možnosti jadrového palivového cyklu:
i) jednorazový (otvorený) jadrový palivový cyklus, pri ktorom zostáva množivé tórium v reaktore po celú dobu jeho životnosti, dostatočne dlho na to, aby zachytilo dostatok neutrónov na produkciu dostatočného množstva štiepneho uránu U-233 a na vyrovnanie malého množstva potrebného uránu, a
ii) uzavretý jadrový palivový cyklus, kde je urán U-233 chemicky separovaný z vyhoretého paliva a recyklovaný tak, aby bol použitý na nové jadrové palivo na báze štiepneho uránu U-233. Principiálne je teda možné vytvoriť sebestačný palivový cyklus s tóriom rovnakým spôsobom ako je to v prípade uránu a plutónia.
Tórium má vyšší konverzný pomer
Jednou z kľúčových výhod tóriového palivového cyklu je, že umožňuje dosiahnuť vyšší konverzný pomer v jadrovom reaktore, ako je to možné v prípade (klasického) jadrového urán-plutónióvého palivového cyklu. Vyšší konverzný pomer je pre tóriový cyklus možný, pretože pre tepelné neutróny má urán-233 výťažok štiepenia neutrónov na absorbovaný neutrón, vyšší ako 2,0 vo väčšine energetického rozsahu. To je preto, lebo urán-233 má väčšiu pravdepodobnosť štiepenia na zachytenie tepelných neutrónov ako urán-235, alebo plutónium-239. Priemerný počet štiepnych neutrónov vyprodukovaných na absorpciu neutrónov (odborne v terminológii jadrového inžinierstva nazývaný tzv. „eta“) je v tlakovodných reaktoroch (PWR) pre urán-23 typicky 2,3, v porovnaní s 2,1 pre urán-235 a plutónium-239 (pre tepelné neutróny). A keď vezmeme do úvahy aj prípadné straty spôsobené parazitickou absorpciou, keď sa dodrží maximalizácia neutrónovej ekonomiky vnútro reaktorového systému, môže toto zvýšené „eta“ pre urán-233 v tepelnom spektre umožniť množenie!
Výsledky výpočtov a reálnych skúšok porovnávajúcich jadrové palivá
Boli vykonané viaceré analýzy (pre ľahkovodné reaktory použili konštrukcie palivovej kazety Westinghouse), aby zistili základné procesy neutrónového toku v palivách na báze tória (U-Th a Pu-Th) v porovnaní s palivami UOX a MOX v súčasných reaktoroch. Analýzy obsahovali hodnotenie rôznych koeficientov reaktivity. Dopplerove a teplotné koeficienty moderátora boli celkovo negatívnejšie ako koeficienty pre palivo UOX. Pre všetky hodnoty vyhorenia jadrového paliva boli hodnoty dostatočne záporné, aby nespôsobovali žiadne obavy o bezpečnosť prevádzky reaktora. Koeficient reaktivity kyseliny boritej bol pre U-Th o malú hodnotu menej negatívny ako pre palivo UOX, ale hodnota rozdielu je pravdepodobne dosť malá na to, aby mala vplyv na bezpečnostné analýzy, no preventívne by však bolo potrebné ďalšie testovanie. Hodnota koeficientu reaktivity kyseliny boritej pre palivo na báze plutónia (MOX a Pu-Th) bola výrazne nižšia ako hodnota UOX a tu by si určite vyžadovala ďalšie bezpečnostné analýzy! Koeficienty reaktivity vo vzťahu kyseliny boritej a regulačných tyčí mali podobné hodnoty pre oba druhy palív. Rozdelenie výkonu po aktívnej zóne (koeficient nerovnomernosti) boli v palivovej kazete U-Th podobné alebo iba mierne vyššie ako výkony v palivovej kazete UOX pri všetkých hodnotách vyhorenia. Podobne to bolo aj v zostave MOX. Drobné rozdiely je možné riešiť pridávaním absorbérov. Dá sa teda povedať, že chovanie palív MOX a Pu-Th bolo veľmi podobné ako pri kombinácii s palivovými kazetami UOX.
Otázka kritičnosti – bez problém
Z bezpečnostného hľadiska je prvoradá bezpečnostná limita kritickosti pre obohacovanie uránu (nad 5% hmotnostných). Pokiaľ ide o manipuláciu, výrobu paliva, či skladovanie pre čerstvé (ešte neožiarené) jadrové palivo, tak pridanie tória má pravdepodobne malý dopad, pretože ako sme už uviedli, Tórium nie je ani štiepny materiál, a ani nie je v prírodnom stave vysoko rádioaktívny.
Výskyt Tória
Tórium, podobne ako mnoho iných komodít, ako je zlato, platina a meď, nemá jednotné rozdelenie v zemskej kôre. y sa zdajú byť obzvlášť obohatené o HFSE. Horniny, bohaté na tórium sú Brazílii, v južnej a východnej Afrike, na Madagaskare, v južnej Indii a Austrálii. Najlepšie sú známe ako Erlankova anomália, sú v štáte Urísa v severovýchodnej Indii a tiež v Namaqualandu v západnej Juhoafrickej republike. Aj USA má tórium v pohorí Appalachian Belt na juhovýchode USA, kde sa Tórium vyskytuje v monazite, ktorý je pre ťažbu tória typický. Ale tórium možno nájsť aj v severnej Európe, Grónsku, či amerických Skalistých horách, alebo kalifornskom Mountain Pass, ako aj v Číne.
Cena Tória
Efektívny celosvetový trh pre tórium zatiaľ neexistuje, a predáva sa skôr ako vedľajší produkt, vnímaný ako komodita s nízkou ekonomickou hodnotou. Pri jeho ťažbe ide aj o iné cenné minerály, ako napr. niób, tantal a(alebo) titán. Tórium bolo v minulosti využívané v rôznych aplikáciách aj mimo jadrovej energii. Napríklad bolo používané v plynových plášťoch žiaroviek (oxid tória vytvára jasné svetlo), vo zváracích elektródach, v žiaruvzdornej keramike (teplota topenia oxidu tória 3300 + °C), v oblúkových žiarovkách , v objektívoch fotoaparátov (sklo s vysokým indexom lomu), ako aj v leteckých a kozmických komponentoch. Rádiologické obavy z používania tória však nepriaznivo ovplyvnili dopyt po tóriu. V priemyselnom kontexte bolo tórium nahradené zlúčeninami ytria, a zliatinami horčíka obsahujúce lantanoidy. V určitých katalyzátoroch, vysokoteplotnej keramike a zváracích elektródach sa však tórium naďalej používa.
Tórium z pohľadu „atómovej bomby“
Čisto z tória sa jadrová zbraň nedá technicky vyrobiť! Typy „odpadových produktov“ z vyhoretého paliva na základe štiepenia tória tiež nie sú pre jadrové zbrane vhodné, a navyše takéto palivo (založené na tóriu) účinne znižuje zásoby plutónia, čím vlastne napomáha nebezpečenstvo zneužitia jadrového materiálu.
Chemická stabilita
Používaný oxid toričitý (ThO2) je v porovnaní s oxidom uraničitým (UO2) chemicky stabilnejší a má pri ožarovaní lepší výkon. S tepelnými a mechanickými vlastnosťami podobnými ako UO2 a oxid plutoničitý (PuO2) je ThO2 veľmi kompatibilný ako zmes s inými štiepnymi resp. množivými palivovými materiálmi. Najmä teplota topenia a tepelná vodivosť ThO2 sú vyššie ako tieto ostatné palivá, a preto poskytujú viac tepelnej rezervy v podmienkach nehody. Okrem toho nižšia tepelná rozťažnosť a vyššia schopnosť zadržiavať štiepne produkty to ďalej preferujú pre použitie ako jadrové palivo, napríklad v reaktoroch HTGR. A nakoniec musíme vnímať aj to, že veľa materiálových vlastností sa líši v závislosti od teploty, neutrónového toku, vyhorenia paliva alebo iných premenných. Je to zložité, lebo zmes materiálov (napr. ThO2 a PuO2) často nevykazuje jednoduchý objemový alebo hmotnostný priemer základných vlastností!
A vyhorené palivo na báze tória má (v porovnaní s uránom a plutóniom) menej rádioaktívnych prvkov a tiež zaberá menší objem.
Historické skúsenosti z použitia Tória v jadrových reaktoroch.
V minulosti už boli robené projekty s tóriovým palivom pre jadrové reaktory v Kanade, Nemecku, Indii, Spojených štátoch amerických a Spojenom kráľovstve. Tieto sa ukázali síce veľmi nádejné, ale nepriniesli zatiaľ dostatočne efektívne realizovateľné palivo, čo ale neznamená, že v budúcnosti to nebude možné. Samozrejme že tórium s uránom možno použiť ako jadrové palivo. Pre porovnanie s palivovými cyklami tória sú v súčasnosti skúmané a vyvíjané rôzne koncepcie pokročilých uránových reaktorov:
Vysokoteplotné plynom chladené reaktory (HTGR);
reaktory s roztavenou soľou (MSR);
reaktory typu CANDU;
pokrokové ťažkovodné reaktory (AHWR);
Rýchlo množiace sa reaktory (FBR).
Doteraz sme Tórium iba chválili, takže úplne logicky a oprávnenie prichádza otázka: Prečo teda Tóriový jadrový cyklus ľudstvo nevyužíva?
Veľmi správna a jednoduchá otázka. Odpovedí je viac a doterajší stav je súhrnom všetkých.
Aj Slnko, ktoré je zdrojom našich životov, má svoje škvrny...
Nič na svete nie je iba pozitívne a všetko má aj svoje nejaké negatíva. Platí to aj pre Tórium.
Teplota topenia tóriového paliva
Vyššiu teplotu topenia sme spomenuli ako výhodu v prípade nehody, ale to na druhej strane pri výrobe paliva znamená nevýhodu, pretože je potrebná oveľa vyššia teplota spekania. Navyše inertná povaha zlúčeniny sťažuje chemické rozpúšťanie a separáciu tória, čo by sa vyžadovalo pri opätovnom spracovaní. Je tiež potrebné poznamenať, že ThO2 by bolo pravdepodobne potrebné zmiešať s UO2 alebo PuO2, (aby sme zabezpečili štiepny obsah paliva), a vtedy v závislosti na zložení zmiešaného zloženia môžu vlastnosti ostatných palivových materiálov ovplyvňovať alebo dominovať celkovým vlastnostiam paliva.
Skladovanie čerstvo vyhoretého paliva
Použitie (pridaním) tória v jadrovom palive ovplyvní tiež neutrónno fyzikálne charakteristiky po odstavení jadrového reaktora. Urán-233 vytvorený rozpadom Plutónia-233, ktorý má polčas 27 dní, bude mať vplyv na dočasné „medziskladovanie“ v tzv. bazéne vyhoretého paliva, ako aj na operácie pri výmene jadrového paliva (zavážanie čerstvého a vyvážanie vyhoretého). Vtedy bude nutné brať do úvahy nárast štiepneho materiálu, ktorý sa ešte hromadí počas prvých mesiacov po vyvezení z reaktora.
Nutnosť intenzívnejšieho chladenia
Ihneď po odstavení jadrového reaktora (1 hodina) je rozpadové teplo pre typy palív na báze plutónia (MOX a Pu-Th) o niečo nižšie ako typy palív na báze uránu (UOX a U-Th). Ale po 1 mesiaci je teplo rozpadu U-Th paliva už o 25% vyššie ako pre UOX (z dôvodu Protaktínia Pa-232), ale pre dlhšie doby rozpadu je nižšie alebo podobné ako UOX. Najväčší nuklid prispievajúci k teplu počas prvých 30 dní pre typy palív na báze tória je Protaktínium Pa-233, dcérsky produkt z Pa-232 po zachytení neutrónov. Rovnako Kúrium Cm-242 je najväčším prispievateľom počas prvého roku pre palivo MOX. V prípade paliva Pu-Th je príspevok rozpadového tepla Protaktínia-233 a Kúria-242 po 0,1 roku rozpadu takmer rovnaký. Palivá na báze plutónia majú podstatne vyššie hodnoty pre nutnosť chladenia tepla po dobu 10 rokov alebo dlhšie, ale vo všeobecnosti platí, že palivá, ktoré spočiatku obsahujú urán (UOX a U-Th), sa riadia skoro rovnakou krivkou, zatiaľ čo jadrové palivá, ktoré pôvodne obsahujú plutónium (MOX a Pu-Th), majú túto krivku vyššiu.
Nutné riešenie odtienenia
Rozpadový reťazec Uránu-232 obsahuje podstatné gama žiariče, z ktorých hlavnou je Tl-208: Urán-232 sa rozpadá na Tórium Th-228 s polčasom 68,9 rokov, ktorý (Th-228) sa potom rozpadá na Rádium Ra-224 s polčasom 1,9 roka. Zvyšný rozpadový reťazec je dosť krátky a vedie k Táliu Tl-208, ktorý emituje štyri hlavné spektrá gama lúčov; najvyššia výťažnosť je 2,62 MeV gama, čo určite musí spôsobiť veľké obavy z tienenia a manipulácie. Okrem Tália Tl-208 je tam ešte ako gama žiarič aj Bizmut Bi-212 s určitým množstvom gama spektra strednej až vysokej energie.
Kritické množstvo
Aj to sme už spomenuli, že Tórium nie je štiepny materiál; Ale Urán-233 je však vynikajúci štiepny materiál(!). A preto jednoducho dnešné spracovateľské zariadenia, ako sú napríklad závody na výrobu alebo prepracovanie jadrového paliva, nemusia byť bez vybudovania a uplatnenia prísnejších technologických obmedzení dostatočné vhodné na skladovanie alebo spracovanie Uránu-233!
Takže aký môžeme urobiť záver?
Tórium má bezo sporu mnoho výhod, ale aj niekoľko nedostatkov. Jadrová energia nemôže byť založená čisto iba na tóriu, musí to byť vždy vo väzbe na urán, či plutónium. Uplynulých niekoľko desaťročí výskumu v rôznych krajinách preukázalo, že návrh jadrového paliva pre jadrové reaktory na báze tória je možný. Zvlášť významné boli výsledky súkromnej nórskej spoločnosti Thor Energy z roku 2013 na reaktore Halden. Výkonný riaditeľ spoločnosti Thor Energy Oystein Asphjell to vtedy okomentoval pre agentúru Reuters ako „zásadný prvý krok v evolúcii tória". Ale podobne, ako v histórii jadrových reaktorov poháňaných urán-plutóniovým palivom, bude pravdepodobne výskum a vývoj trvať ešte nejaký čas.
Ten čas, keď príde k uplatneniu Tóriového paliva však určite príde, nebude to však „už zajtra“, a v najvyššou pravdepodobnosťou prvá krajina, kde sa to uplatní v praxi bude zrejme India.
