Fission<\/a> n\u00e4r man talar om k\u00e4rnkraft inneb\u00e4r att tunga atomk\u00e4rnor, exempelvis 235<\/sup>U, f\u00e5ngar upp en neutron och d\u00e4rmed klyvs. I denna reaktion alstras en stor m\u00e4ngd energi som anv\u00e4nds f\u00f6r koka vatten och generera elektricitet, precis som i vilket annat kraftverk som helst. N\u00e4r 238<\/sup>U d\u00e4remot tr\u00e4ffas av en neutron absorberas denna och plutonium 239 (239<\/sup>Pu) bildas. 239<\/sup>Pu kan sedan tr\u00e4ffas av ytterligare en neutron och fissioneras, precis som 235<\/sup>U. Neutronerna avges spontant av uranet och \u00e4ven i samband med klyvning av atomk\u00e4rnorna. Genom noggrann kontroll av fissionsf\u00f6rloppet kan en sj\u00e4lvuppr\u00e4tth\u00e5llande kedjereaktion<\/a> uppn\u00e5s d\u00e4r antalet atomk\u00e4rnor som klyvs h\u00e5lls p\u00e5 en konstant niv\u00e5.<\/p>\n En termisk reaktor<\/a> \u00e4r en reaktor vars fissionsprocess uppr\u00e4tth\u00e5lls av termiska, eller l\u00e5ngsamma, neutroner. L\u00e4ttvattenreaktorn<\/a>, som \u00e4r den vanligast f\u00f6rekommande reaktortypen i v\u00e4rlden idag, \u00e4r en termisk reaktor. Den anv\u00e4nder vanligt vatten som neutronmoderator, det vill s\u00e4ga \u00e4mnet i reaktorn som f\u00e5r neutronerna att bromsa in. Den kanadensiska reaktortypen CANDU<\/a> anv\u00e4nder tungt vatten som moderator, ett \u00e4mne som inte absorberar neutroner i lika h\u00f6g grad som vanligt vatten. F\u00f6ljden blir att CANDU-reaktorn kan drivas med naturligt uran varp\u00e5 den energikr\u00e4vande anrikningen<\/a> uteblir. Ungef\u00e4r en tredjedel av energin som utvinns ur en termisk reaktor kommer fr\u00e5n fission av 239<\/sup>Pu som bildats i br\u00e4nslet under tiden det befunnit sig i reaktorn.<\/p>\n En s\u00e5 kallad snabb neutronreaktor<\/a> anv\u00e4nder, som namnet antyder, snabba neutroner f\u00f6r att klyva br\u00e4nslet. L\u00e5ngsamma neutroner har st\u00f6rre sannolikhet att fissionera 235<\/sup>U och 239<\/sup>Pu j\u00e4mf\u00f6rt med snabba neutroner, varf\u00f6r en reaktor med snabba neutroner kr\u00e4ver h\u00f6gre anrikning av br\u00e4nslet. I en termisk reaktor \u00e4r andelen klyvbart 235<\/sup>U 3-5% och i en snabb neutronreaktor i storleksordningen 20%. Sannolikheten att 238<\/sup>U bildar 239<\/sup>Pu \u00e4r d\u00e4remot st\u00f6rre i en reaktor med snabba neutroner och de kan d\u00e4rf\u00f6r designas till att skapa mer klyvbart plutonium \u00e4n de f\u00f6rbrukar, en s\u00e5 kallad bridreaktor. En annan m\u00f6jlighet \u00e4r att l\u00e5ta de snabba neutronerna f\u00f6rbr\u00e4nna ocks\u00e5 de restprodukter som annars utg\u00f6r en betydande del av str\u00e5lningsk\u00e4llan i avfallet, aktiniderna. Man talar om \u201dbreeders\u201d<\/a> respektive \u201dburners\u201d<\/a>, dvs reaktorer som skapar mer \u00e4n eller lika mycket klyvbart material som de f\u00f6rbr\u00e4nner och reaktorer som f\u00f6rbr\u00e4nner material som annars skulle hamna i ett slutf\u00f6rvar.<\/p>\n \u00d6ppen br\u00e4nslecykel (termisk reaktor)<\/strong><\/p>\n En \u00f6ppen br\u00e4nslecykel inneb\u00e4r att det klyvbara uranet endast passerar en reaktor vid ett tillf\u00e4lle innan det hamnar i ett slutf\u00f6rvar. Nedanst\u00e5ende figur illustrerar br\u00e4nslecykeln samt ungef\u00e4r vilka m\u00e4ngder varje steg i cykeln hanterar n\u00e4r en \u00e5rsf\u00f6rbrukning uran f\u00f6rbr\u00e4nns i en genomsnittlig l\u00e4ttvattenreaktor p\u00e5 1 GW. Andelen naturligt uran i malmen har antagits vara 0,03% och f\u00f6rlusterna i varje steg har f\u00f6rsummats. Observera ocks\u00e5 att nedanst\u00e5ende v\u00e4rden \u00e4r approximationer och att olika reaktortyper kan skilja sig \u00e5t, detta r\u00e4kneexempel ger bara en fingervisning.<\/p>\n \n Den l\u00e5ga halten uran i malmen leder till att m\u00e4ngden malm f\u00f6r att utvinna 20 ton br\u00e4nsle verkar v\u00e4ldigt stor. Det b\u00f6r dock noteras att malm med denna andel uran vanligtvis bryts i kombinationsgruvor tillsammans med exempelvis j\u00e4rn och\/eller koppar, varf\u00f6r uranets andel av den totala kostnaden och energi\u00e5tg\u00e5ngen minskas.<\/p>\n N\u00e4r det g\u00e4ller det utbr\u00e4nda br\u00e4nslet st\u00e5r fissionsprodukterna, exempelvis jod-131 och cesium-137, f\u00f6r st\u00f6rre delen av den kortlivade str\u00e5lningen. Denna avklingar under loppet av n\u00e5gra tiotals \u00e5r och sedan \u00e4r det ett antal transuraner och 239<\/sup>Pu som st\u00e5r f\u00f6r den l\u00e5nglivade st\u00e5lningen.<\/p>\n Slutligen \u00e4r schemat n\u00e5got missvisande d\u00e5 allt br\u00e4nsle i en reaktor inte byts p\u00e5 samma g\u00e5ng. Vanligtvis \u00e4r h\u00e4rden indelad exempelvis fyra zoner och enbart br\u00e4nslet i en zon byts per \u00e5r, med f\u00f6ljden att allt br\u00e4nsle utom den f\u00f6rsta och sista laddningen spenderar fyra \u00e5r i reaktorn. Ovanst\u00e5ende motsvarar med andra ord inte hela reaktorn utan en s\u00e5dan zon. Efter fyra \u00e5r, eller vilket antal zoner man nu indelat reaktorn i, har allt br\u00e4nsle bytts ut.<\/p>\n Halv\u00f6ppen br\u00e4nslecykel med \u00e5tervinning av plutonium (termisk reaktor)<\/strong><\/p>\n \u00c5tervinning av plutonium sker via upparbetning av anv\u00e4nt br\u00e4nsle d\u00e4r 239<\/sup>Pu skiljs ut, blandas med naturligt uran och\/eller utarmat uran till s\u00e5 kallat Mixed OXide fuel, MOX-br\u00e4nsle<\/a>. Detta laddas sedan i reaktorn tillsammans med vanligt upparbetat br\u00e4nsle i ungef\u00e4r f\u00f6rh\u00e5llandet 1:5 (en del MOX per fem delar vanligt br\u00e4nsle).<\/p>\n Sluten br\u00e4nslecykel med f\u00f6rbr\u00e4nning av fissionsprodukter (termisk reaktor och \u201dburner\u201d)<\/strong><\/p>\n Denna br\u00e4nslecykel baserar sig p\u00e5 en reaktorpark best\u00e5ende av b\u00e5de termiska reaktorer och snabba neutronreaktorer som f\u00f6rbr\u00e4nner en del av det avfall de f\u00f6rra l\u00e4mnar efter sig. Detta minskar inte bara avfallet som g\u00e5r till slutf\u00f6rvar utan ocks\u00e5 m\u00e4ngden naturligt uran som beh\u00f6ver brytas.<\/p>\n D\u00e5 denna br\u00e4nslecykel baserar sig p\u00e5 tv\u00e5 olika reaktortyper har hypotetiska storlekar p\u00e5 dessa inf\u00f6rts f\u00f6r att de tillsammans skall ge en effekt p\u00e5 1 GW. I ett verkligt scenario skulle sj\u00e4lvklart ett visst antal reaktorer vara av den ena typen och ett visst antal av den andra f\u00f6r att erh\u00e5lla ett gynnsamt f\u00f6rh\u00e5llande dem emellan.<\/p>\n M\u00e5nga h\u00e4vdar att snabba neutronreaktorer \u00e4r hypotetiska och inte kommersiellt g\u00e5ngbara. Det st\u00e4mmer f\u00f6rvisso att inga kommersiella diton existerar och de \u00e4r dyrare att konstruera, men exempelvis den ryska BN-600<\/a> har opererat i 30 \u00e5r med utm\u00e4rkt tillf\u00f6rlitlighet. Liknande reaktortyper h\u00e5ller f\u00f6r n\u00e4rvarande p\u00e5 att uppf\u00f6ras i Ryssland<\/a> och Indien<\/a>.<\/p>\n Den stora f\u00f6rdelen med denna br\u00e4nslecykel \u00e4r att en expansion av installerad k\u00e4rnkraft med termiska reaktorer kan forts\u00e4tta till dess behovet av snabba neutronreaktorer uppenbarar sig, exempelvis p\u00e5 grund av h\u00f6ga uranpriser. Under denna tidsrymd kan neutronreaktorerna mogna, eller \u00e5tminstone bli mer kostnadseffektiva, f\u00f6r att senare uppf\u00f6ras och laddas med det \u201dutbr\u00e4nda\u201d br\u00e4nsle de termiska reaktorerna l\u00e4mnat efter sig. Redan det avfall vi sitter p\u00e5 idag r\u00e4cker till m\u00e5nga \u00e5rs drift av en fullt utbyggd park av snabba neutronreaktorer.<\/p>\n Sluten br\u00e4nslecykel med produktion av nytt br\u00e4nsle (\u201dbreeder\u201d)<\/strong><\/p>\n Sist men inte minst kommer den slutna br\u00e4nslecykeln baserad p\u00e5 snabba neutronreaktorer som skapar lika mycket klyvbart material som de f\u00f6rbr\u00e4nner. Fl\u00f6desschemat nedan f\u00f6rest\u00e4ller br\u00e4nslecykeln en tid efter uppstart och precis som i exemplen ovan har f\u00f6rluster i respektive steg f\u00f6rsummats. Cykeln kr\u00e4ver en viss m\u00e4ngd plutonium f\u00f6r att startas upp vilket inte tagits med i ber\u00e4kningarna, denna m\u00e4ngd f\u00f6ruts\u00e4tts existera med tanke p\u00e5 de lager \u201dutbr\u00e4nt\u201d br\u00e4nsle som finns runt om i v\u00e4rlden idag. Vidare skapas inte bara 239<\/sup>Pu utan ocks\u00e5 andra plutoniumisotoper, men f\u00f6r enkelhetens skull har jag begr\u00e4nsat mig till att skriva ut den f\u00f6rra.<\/p>\n Bridreaktorn som har modellerats har ett bridf\u00f6rh\u00e5llande p\u00e5 ett, men denna siffra skulle lika g\u00e4rna kunnat vara h\u00f6gre. Det senare inneb\u00e4r att m\u00e4ngden plutonium som l\u00e4mnar reaktorn \u00e4r st\u00f6rre \u00e4n m\u00e4ngden som laddas och denna differens kan d\u00e4rmed anv\u00e4ndas till att starta upp \u00e4nnu en reaktor.<\/p>\n Att mer ing\u00e5ende f\u00f6rklara f\u00f6rdelarna med denna br\u00e4nslecykel \u00e4r knappast n\u00f6dv\u00e4ndigt. N\u00e5got som dock kan vara v\u00e4rt att n\u00e4mna \u00e4r att kostnadsbilden och EROEI<\/a>-ber\u00e4kningar f\u00f6r bridreaktorer f\u00f6r\u00e4ndras markant i j\u00e4mf\u00f6relse med termiska reaktorer, vilket g\u00f6r att det kan bli ekonomiskt och energim\u00e4ssigt motiverat att utvinna uran ur exempelvis granit och annan vanligt f\u00f6rekommande berggrund d\u00e4r koncentrationerna idag \u00e4r f\u00f6r l\u00e5ga. Detta i sin tur leder till i princip o\u00e4ndliga br\u00e4nsleresurser. Vidare har jag h\u00e4r antagit att naturligt uran bryts f\u00f6r att laddas i reaktorn, men detta \u00e4r inte n\u00f6dv\u00e4ndigt d\u00e5 utarmat uran, som finns i stora m\u00e4ngder, g\u00e5r lika bra. Om 1000 bridreaktorer laddas med de uppskattade 1,2 miljoner ton utarmat uran<\/a> som finns runt om i v\u00e4rlden idag kan de drivas in i n\u00e4sta \u00e5rtusende utan att n\u00e5gon ny uranmalm ens beh\u00f6ver brytas.<\/p>\n Mycket av teknologin som kr\u00e4vs f\u00f6r att f\u00f6rverkliga detta scenario finns redan framme och ett av de stora hindren som finns idag \u00e4r saknaden av ekonomiska incitament, uran \u00e4r helt enkelt f\u00f6r billigt f\u00f6r att det skall vara v\u00e4rt att \u00e5teranv\u00e4nda i stor skala. Kanske borde man inf\u00f6ra skattel\u00e4ttnader f\u00f6r snabba neutroner?<\/p>\n Jag \u00e4r ingalunda n\u00e5gon expert p\u00e5 omr\u00e5det och det \u00e4r inte om\u00f6jligt att jag har gjort fel n\u00e5gonstans i mina ber\u00e4kningar. Om n\u00e5gon l\u00e4sare har fr\u00e5gor om ing\u00e5ngsdata \u00e4r det bara att fr\u00e5ga och r\u00e4tta mig g\u00e4rna om jag gjort n\u00e5gon tankevurpa.<\/p>\n Uppdatering:<\/strong><\/p>\n Vid br\u00e4nsleber\u00e4kningarna f\u00f6r breederreaktorn var jag lite v\u00e4l snabb och antog att inte bara det skapade plutoniumet kan \u00e5tervinnas utan ocks\u00e5 allt uran som inte omvandlats till plutonium. Detta \u00e4r antagligen inte realistiskt och jag har d\u00e4rf\u00f6r uppdaterat modellen genom att anta att h\u00e4lften av uranet kan \u00e5tervinnas. Jag gissar, i brist p\u00e5 b\u00e4ttre vetande, att resterande m\u00e4ngd uran blir obrukbart genom att exempelvis oanv\u00e4ndbara isotoper bildas och att \u00e5tervinningsprocessen har vissa f\u00f6rluster. Kanske \u00e4r det till och med s\u00e5 att inget 238<\/sup>U kan \u00e5tervinnas eller att kostnaderna f\u00f6r detta \u00f6verstiger nyttan, vilket skulle leda till att behovet av naturligt uran skulle stiga till 4 ton per \u00e5r. Med andra ord kan \u201dbara\u201d 300 reaktorer drivas in i n\u00e4sta \u00e5rtusende med dagens lager av utarmat uran i v\u00e4rsta fall.<\/p>\n![\"\"](\"http:\/\/www.hoglundaberg.se\/energibloggen\/wp-content\/uploads\/2010\/12\/thermal.png\" "\\"\u00d6ppen")
<\/a><\/p>\n![\"\"](\"http:\/\/www.hoglundaberg.se\/energibloggen\/wp-content\/uploads\/2010\/12\/thermal_mox.png\" "\\"Halv\u00f6ppen")
<\/a>Observera att ovanst\u00e5ende ber\u00e4kning \u00e4r utf\u00f6rd med m\u00e5let att m\u00e4ngden MOX i reaktorn skall motsvara m\u00e4ngden 239<\/sup>Pu som kan tillvaratas ur den. Man skulle ocks\u00e5 kunna t\u00e4nka sig en flotta med reaktorer d\u00e4r bara en del laddas med MOX-br\u00e4nsle. Detta skulle leda till att m\u00e4ngden tillg\u00e4ngligt 239<\/sup>Pu \u00e4r betydligt st\u00f6rre varp\u00e5 exempelvis en tredjedel eller h\u00e4lften av br\u00e4nslet kan vara MOX. Vidare \u00e4r det m\u00f6jligt att ocks\u00e5 \u00e5tervinna 235<\/sup>U ur br\u00e4nslet, men detta \u00e4r tekniskt mer komplicerat. En annan stor anledning till att detta inte g\u00f6rs \u00e4r det l\u00e5ga priset p\u00e5 naturligt uran. Slutligen kan man notera att m\u00e4ngden 239<\/sup>Pu som hamnar i slutf\u00f6rvar \u00e4r ungef\u00e4r 40% l\u00e4gre \u00e4n i fallet utan \u00e5tervinning.<\/p>\n![\"\"](\"http:\/\/www.hoglundaberg.se\/energibloggen\/wp-content\/uploads\/2010\/12\/thermal_burner.png\" "\\"Sluten")
<\/a>Vad man kan notera med den slutna br\u00e4nslecykeln \u00e4r att behovet av naturligt uran \u00e4r mindre \u00e4n 60% av m\u00e4ngden som kr\u00e4vs i standardfallet. Omv\u00e4nt kan man betrakta det som att de befintliga uranreserverna kan r\u00e4cka n\u00e4stan dubbelt s\u00e5 l\u00e4nge. Vidare kommer m\u00e4ngden avfall som kr\u00e4ver l\u00e5ng slutf\u00f6rvaringstid kraftigt att minska.<\/p>\n![\"\"](\"http:\/\/www.hoglundaberg.se\/energibloggen\/wp-content\/uploads\/2010\/12\/breeder2.png\" "\\"Sluten")
<\/a><\/p>\n