Hur tillverkar man Plutonium i större skala?

Jag läste att när det var på tal om att Sverige övervägde att skaffa kärnvapen på 60-talet, så kunde man i Ågestareaktorn bara tillverka 0,5 g Plutonium per dag. Så läste jag nyss att USA o f.d. Sovjet har tillverkat 270 000 kg Plutonium sen 1945, enbart för militära ändamål.

Så, hur tillverkar man Plutonium i större skala?

Smart att skriva sådana här trådar när myndigheter vet exakt vem du är och har koll på ditt Flashback-konto.

Du bygger speciella kärnkraftverk som optimerar produktionen av plutonium 239.
Vanliga lättvatten-reaktorer fungerar också, men du måste byta bränslet mycket ofta, annars övergår det till plutonium 240 eller fissioneras.

Ryssarnas RBMK var idealiska (Tjernobyl) eftersom de kunde byta bränsle under drift!
Den Svenska tungvattenreaktorn fungerade också, sök på CANDU reactors för mera info, passar en hemma-anläggning bäst!

Det görs väl enklast i en rejäl tungvattenreaktor. Va?

Det går inte tillverka på något annat sätt än fission och det finns knappt något att gräva upp heller så det lär vara tillverkat i kärnkraftverk.

Men ooh! Jag pratar om Plutonium i kilosklassen! Det är inget man kan göra hemma, där man möjligen kan skapa några atomer Plutonium.

O nej, jag ska inte göra det själv!

Jag undrar bara hur det görs kommersiellt.

Tack!

Ska läsa på mer om det.

Det är lite svårt att jämföra två jätteländer med massvis med stora reaktorer som under många decennier satsade allt på att bara göra en djävla massa kärnvapen, att jämföra det med vår enda lilla reaktor som bara gick några år.

Frågan är väl hur Ågestas plutoniumproduktion står sig mot någon amerikansk eller rysk reaktor omräknat mot samma reaktoreffekt.

Ågesta var optimerad för plutoniumproduktion med de medel som stod landet till buds men det är möjligt att den inte var så effektiv ändå. Något jag tror kan vara en viktig skillnad är att jänkarna och ryssarna hade tillgång till anrikat bränsle medan vi körde på oanrikat naturligt uran. Det kanske ger stor skillnad i plutoniumutbyte, jag vet inte.

(Vi fick sedermera tillgång till anrikat bränsle och amerikansk reaktorteknik (som används än idag) men då var vi tvungna att garantera att vi skulle skita i att göra kärnvapen och underställa oss IAEA:s kontroller. Idén med oanrikat och svensk reaktorkonstruktion var att vi skulle kunna göra vad vi ville.)

Fast Ågestareaktorn var optimerad för plutoniumproduktion och kunde byta bränsle under drift. Det fina gamla företaget NOHAB (som mest är kända för att bygga lok) byggde laddapparaten. Den var både omladdningsbar under drift och hade tungt vatten som moderator.

Jag är osäker på om tungt vatten är någon fördel för plutoniumproduktionen. Ågesta hade som sagt tungt vatten men det var för att kunna köra på naturligt uran utan att behöva bygga någon dyr anrikningsanläggning eller göra sig beroende av utländskt kärnbränsle.

Samtidigt har de ryska RBMK lätt vatten men där finns å andra sidan grafit som moderator också. RBMK:n vill ha anrikat uran.

Pu239 skapas när U238 absorberar en neutron, följt av två betasönderfall. Poängen är att då vill man inte slösa neutroner till annat som t ex att låta dem absorberas i vanligt vatten, därför tungt vatten. Grafitmoderering är också en möjlighet. (Sen har naturligt uran något mer U238 men DET spelar nog mindre roll.)

Fast ärligt talat är jag lite osäker på detaljerna om ideal reaktortyp. Men det man vill att den ska klara är ju iaf klarare, och det har nämnts. Man vill kunna byta bränsle under drift och målet är maximal produktion av Pu239 i förhållande till de andra Pu-isotoperna, speciellt Pu240 (som man får om U238 absorberar 2 neutroner och inte bara en, också följt av två betasönderfall). Pu241 är också en ok isotop, men har man mycket sånt har man ännu mer Pu240 (Pu241 får man efter att U238 har absorberat TRE neutroner, + 2 beta...).

Eftersom allt styrs av samma fysik så är resten bara en fråga om hur praktiskt det ska vara. Man vill använda naturligt uran, det vill säga oanrikat, eftersom man vill maximera mängden U-238 som ger Pu-239 och minimera mängden andra uranisotoper. Man vill maximera neutronbudgeten så moderatorn ska ha så lågt absorptionstvärsnitt som möjligt så tungt vatten eller grafit fungerar bäst, gärna kombinerat med ett kylmedium som inte absorberar som t.ex. tungt vatten eller vissa gaser. Ett mjukt spektrum är bättre än ett hårt till en viss gräns, sen är hårdare bättre men det är en balans med kravet på anrikning som måste detaljstuderas. On-line-byte av bränsle är en bonus, men det påverkar inte utbytet per se. Se bara till att byta bränsle efter ca 1000 MWd/ton. Om härden tillåter snabba stopp och byten så är ju det bra, men det syns i utsläppen. Kontinuerliga byten har en fördel där.

Vill man koka fissilt material riktigt fort så kör man en Th-breeder med lätt modererade blankets så att neutronenergin kommer under ca 0.5 MeV i breedermaterialet. Räkna på det och det blir rätt uppenbart!

Har inget att invända där. Räkna på det är ett bra råd för de som har möjligheterna och t ex bra mjukvara för det.

Ville mest tillägga att om man börjar få lite större mängder av Pu241 och andra tyngre isotoper, så blir det också en del Pu238 och DET är en riktigt problematisk isotop pga dess höga värmeproduktion (genom alfasönderfall). Faktiskt så problematisk att det har föreslagits att alltid se till att halten Pu238 har en viss miniminivå i använt kärnbränsle vilket skulle hindra att dess Pu kan användas i kärnvapen (det skulle smälta).

F ö används Pu238 just av detta skäl som energikälla i rymdsonder som t ex New Horizons som nyligen for förbi Pluto. Det är värmeutvecklingen som används till att generera el. Med en halveringstid på ca 88 år blir det ett batteri som slår Duracell med råge.