energibloggen

Egentligen är det missvisande att tala om ”bränslecykel” som om det bara fanns en. Sanningen är att åtskilliga varianter av bränslecykler är möjliga och diskuteras runt om i världen. Jag ska försöka förklara innebörden av några av dessa i detta inlägg. Hur man vill angripa problemet beror på vilken eller vilka faktorer man anser vara mest betydelsefulla.

Innan man går in på de olika varianterna av cykler kan en förklaring av grunderna bakom kärnkraft vara på sin plats. Uran, precis som andra grundämnen, förekommer i olika isotoper, det vill säga kärnorna i atomen innehåller olika många neutroner men samma antal protoner. Naturligt uran som det förekommer i jordskorpan är en blandning av framförallt två isotoper, uran 238 (²³⁸U) och uran 235 (²³⁵U). Siffran anger summan neutroner och protoner i kärnan för respektive isotop. Förhållandet mellan de båda i uranmalm är ca 99,3% ²³⁸U och 0,7% ²³⁵U. Förekomsten av naturligt uran i världen varierar från andelar över 20% i gruvor som McArthur River (Kanada) och 0,03-0,06% i Olympic Dam (Australien) till 0,0005% i genomsnittlig granit och 0,0005 ppm (parts per million) i vanligt havsvatten.

Fission när man talar om kärnkraft innebär att tunga atomkärnor, exempelvis ²³⁵U, fångar upp en neutron och därmed klyvs. I denna reaktion alstras en stor mängd energi som används för koka vatten och generera elektricitet, precis som i vilket annat kraftverk som helst. När ²³⁸U däremot träffas av en neutron absorberas denna och plutonium 239 (²³⁹Pu) bildas. ²³⁹Pu kan sedan träffas av ytterligare en neutron och fissioneras, precis som ²³⁵U. Neutronerna avges spontant av uranet och även i samband med klyvning av atomkärnorna. Genom noggrann kontroll av fissionsförloppet kan en självupprätthållande kedjereaktion uppnås där antalet atomkärnor som klyvs hålls på en konstant nivå.

En termisk reaktor är en reaktor vars fissionsprocess upprätthålls av termiska, eller långsamma, neutroner. Lättvattenreaktorn, som är den vanligast förekommande reaktortypen i världen idag, är en termisk reaktor. Den använder vanligt vatten som neutronmoderator, det vill säga ämnet i reaktorn som får neutronerna att bromsa in. Den kanadensiska reaktortypen CANDU använder tungt vatten som moderator, ett ämne som inte absorberar neutroner i lika hög grad som vanligt vatten. Följden blir att CANDU-reaktorn kan drivas med naturligt uran varpå den energikrävande anrikningen uteblir. Ungefär en tredjedel av energin som utvinns ur en termisk reaktor kommer från fission av ²³⁹Pu som bildats i bränslet under tiden det befunnit sig i reaktorn.

En så kallad snabb neutronreaktor använder, som namnet antyder, snabba neutroner för att klyva bränslet. Långsamma neutroner har större sannolikhet att fissionera ²³⁵U och ²³⁹Pu jämfört med snabba neutroner, varför en reaktor med snabba neutroner kräver högre anrikning av bränslet. I en termisk reaktor är andelen klyvbart ²³⁵U 3-5% och i en snabb neutronreaktor i storleksordningen 20%. Sannolikheten att ²³⁸U bildar ²³⁹Pu är däremot större i en reaktor med snabba neutroner och de kan därför designas till att skapa mer klyvbart plutonium än de förbrukar, en så kallad bridreaktor. En annan möjlighet är att låta de snabba neutronerna förbränna också de restprodukter som annars utgör en betydande del av strålningskällan i avfallet, aktiniderna. Man talar om ”breeders” respektive ”burners”, dvs reaktorer som skapar mer än eller lika mycket klyvbart material som de förbränner och reaktorer som förbränner material som annars skulle hamna i ett slutförvar.

Öppen bränslecykel (termisk reaktor)

En öppen bränslecykel innebär att det klyvbara uranet endast passerar en reaktor vid ett tillfälle innan det hamnar i ett slutförvar. Nedanstående figur illustrerar bränslecykeln samt ungefär vilka mängder varje steg i cykeln hanterar när en årsförbrukning uran förbränns i en genomsnittlig lättvattenreaktor på 1 GW. Andelen naturligt uran i malmen har antagits vara 0,03% och förlusterna i varje steg har försummats. Observera också att nedanstående värden är approximationer och att olika reaktortyper kan skilja sig åt, detta räkneexempel ger bara en fingervisning.

Den låga halten uran i malmen leder till att mängden malm för att utvinna 20 ton bränsle verkar väldigt stor. Det bör dock noteras att malm med denna andel uran vanligtvis bryts i kombinationsgruvor tillsammans med exempelvis järn och/eller koppar, varför uranets andel av den totala kostnaden och energiåtgången minskas.

När det gäller det utbrända bränslet står fissionsprodukterna, exempelvis jod-131 och cesium-137, för större delen av den kortlivade strålningen. Denna avklingar under loppet av några tiotals år och sedan är det ett antal transuraner och ²³⁹Pu som står för den långlivade stålningen.

Slutligen är schemat något missvisande då allt bränsle i en reaktor inte byts på samma gång. Vanligtvis är härden indelad exempelvis fyra zoner och enbart bränslet i en zon byts per år, med följden att allt bränsle utom den första och sista laddningen spenderar fyra år i reaktorn. Ovanstående motsvarar med andra ord inte hela reaktorn utan en sådan zon. Efter fyra år, eller vilket antal zoner man nu indelat reaktorn i, har allt bränsle bytts ut.

Halvöppen bränslecykel med återvinning av plutonium (termisk reaktor)

Återvinning av plutonium sker via upparbetning av använt bränsle där ²³⁹Pu skiljs ut, blandas med naturligt uran och/eller utarmat uran till så kallat Mixed OXide fuel, MOX-bränsle. Detta laddas sedan i reaktorn tillsammans med vanligt upparbetat bränsle i ungefär förhållandet 1:5 (en del MOX per fem delar vanligt bränsle).

Observera att ovanstående beräkning är utförd med målet att mängden MOX i reaktorn skall motsvara mängden ²³⁹Pu som kan tillvaratas ur den. Man skulle också kunna tänka sig en flotta med reaktorer där bara en del laddas med MOX-bränsle. Detta skulle leda till att mängden tillgängligt ²³⁹Pu är betydligt större varpå exempelvis en tredjedel eller hälften av bränslet kan vara MOX. Vidare är det möjligt att också återvinna ²³⁵U ur bränslet, men detta är tekniskt mer komplicerat. En annan stor anledning till att detta inte görs är det låga priset på naturligt uran. Slutligen kan man notera att mängden ²³⁹Pu som hamnar i slutförvar är ungefär 40% lägre än i fallet utan återvinning.

Sluten bränslecykel med förbränning av fissionsprodukter (termisk reaktor och ”burner”)

Denna bränslecykel baserar sig på en reaktorpark bestående av både termiska reaktorer och snabba neutronreaktorer som förbränner en del av det avfall de förra lämnar efter sig. Detta minskar inte bara avfallet som går till slutförvar utan också mängden naturligt uran som behöver brytas.

Då denna bränslecykel baserar sig på två olika reaktortyper har hypotetiska storlekar på dessa införts för att de tillsammans skall ge en effekt på 1 GW. I ett verkligt scenario skulle självklart ett visst antal reaktorer vara av den ena typen och ett visst antal av den andra för att erhålla ett gynnsamt förhållande dem emellan.

Vad man kan notera med den slutna bränslecykeln är att behovet av naturligt uran är mindre än 60% av mängden som krävs i standardfallet. Omvänt kan man betrakta det som att de befintliga uranreserverna kan räcka nästan dubbelt så länge. Vidare kommer mängden avfall som kräver lång slutförvaringstid kraftigt att minska.

Många hävdar att snabba neutronreaktorer är hypotetiska och inte kommersiellt gångbara. Det stämmer förvisso att inga kommersiella diton existerar och de är dyrare att konstruera, men exempelvis den ryska BN-600 har opererat i 30 år med utmärkt tillförlitlighet. Liknande reaktortyper håller för närvarande på att uppföras i Ryssland och Indien.

Den stora fördelen med denna bränslecykel är att en expansion av installerad kärnkraft med termiska reaktorer kan fortsätta till dess behovet av snabba neutronreaktorer uppenbarar sig, exempelvis på grund av höga uranpriser. Under denna tidsrymd kan neutronreaktorerna mogna, eller åtminstone bli mer kostnadseffektiva, för att senare uppföras och laddas med det ”utbrända” bränsle de termiska reaktorerna lämnat efter sig. Redan det avfall vi sitter på idag räcker till många års drift av en fullt utbyggd park av snabba neutronreaktorer.

Sluten bränslecykel med produktion av nytt bränsle (”breeder”)

Sist men inte minst kommer den slutna bränslecykeln baserad på snabba neutronreaktorer som skapar lika mycket klyvbart material som de förbränner. Flödesschemat nedan föreställer bränslecykeln en tid efter uppstart och precis som i exemplen ovan har förluster i respektive steg försummats. Cykeln kräver en viss mängd plutonium för att startas upp vilket inte tagits med i beräkningarna, denna mängd förutsätts existera med tanke på de lager ”utbränt” bränsle som finns runt om i världen idag. Vidare skapas inte bara ²³⁹Pu utan också andra plutoniumisotoper, men för enkelhetens skull har jag begränsat mig till att skriva ut den förra.

Bridreaktorn som har modellerats har ett bridförhållande på ett, men denna siffra skulle lika gärna kunnat vara högre. Det senare innebär att mängden plutonium som lämnar reaktorn är större än mängden som laddas och denna differens kan därmed användas till att starta upp ännu en reaktor.

Att mer ingående förklara fördelarna med denna bränslecykel är knappast nödvändigt. Något som dock kan vara värt att nämna är att kostnadsbilden och EROEI-beräkningar för bridreaktorer förändras markant i jämförelse med termiska reaktorer, vilket gör att det kan bli ekonomiskt och energimässigt motiverat att utvinna uran ur exempelvis granit och annan vanligt förekommande berggrund där koncentrationerna idag är för låga. Detta i sin tur leder till i princip oändliga bränsleresurser. Vidare har jag här antagit att naturligt uran bryts för att laddas i reaktorn, men detta är inte nödvändigt då utarmat uran, som finns i stora mängder, går lika bra. Om 1000 bridreaktorer laddas med de uppskattade 1,2 miljoner ton utarmat uran som finns runt om i världen idag kan de drivas in i nästa årtusende utan att någon ny uranmalm ens behöver brytas.

Mycket av teknologin som krävs för att förverkliga detta scenario finns redan framme och ett av de stora hindren som finns idag är saknaden av ekonomiska incitament, uran är helt enkelt för billigt för att det skall vara värt att återanvända i stor skala. Kanske borde man införa skattelättnader för snabba neutroner?

Jag är ingalunda någon expert på området och det är inte omöjligt att jag har gjort fel någonstans i mina beräkningar. Om någon läsare har frågor om ingångsdata är det bara att fråga och rätta mig gärna om jag gjort någon tankevurpa.

Uppdatering:

Vid bränsleberäkningarna för breederreaktorn var jag lite väl snabb och antog att inte bara det skapade plutoniumet kan återvinnas utan också allt uran som inte omvandlats till plutonium. Detta är antagligen inte realistiskt och jag har därför uppdaterat modellen genom att anta att hälften av uranet kan återvinnas. Jag gissar, i brist på bättre vetande, att resterande mängd uran blir obrukbart genom att exempelvis oanvändbara isotoper bildas och att återvinningsprocessen har vissa förluster. Kanske är det till och med så att inget ²³⁸U kan återvinnas eller att kostnaderna för detta överstiger nyttan, vilket skulle leda till att behovet av naturligt uran skulle stiga till 4 ton per år. Med andra ord kan ”bara” 300 reaktorer drivas in i nästa årtusende med dagens lager av utarmat uran i värsta fall.