De Thorium Reactor

    De 'Thorium Reactor' is een andere ontwikkeling die zorgen baart. In de media wordt deze reactor afgeschilderd als de heilige graal. Vooral omdat het radioactief afval na 300 jaar niet schadelijk meer zou zijn. Hoewel Thorium ook in gangbare kernreactoren (PWR's) zoals Borssele verstookt zou kunnen worden en dat experimenteel ook wel gedaan is in het verleden, wordt meestal een Molten Salt Reactor (MSR) bedoeld, die 'passief veilig' is. Dat wil zeggen dat het reactorvat gewoon een atmosferische druk heeft en dus niet kan ontploffen en/of oververhit raken. De splijtstof zelf is namelijk al een gesmolten zoutmengsel met daarin Uranium-chloride (fast neutron spectrum reactoren) of Uranium-fluoride (thermal neutron spectrum reactoren). Maar een MSR kan even goed met Uranium 235-238/Plutonium 239 als splijtstof energie produceren of Plutonium 239/Uranium 238. Het is zelfs theoretisch mogelijk om een fast spectrum MSR te laten draaien op afgewerkte splijtstof van een gangbare PWR kernreactor, althans alleen de afgescheiden hogere actiniden uit de afgewerkte splijtstof. Dat heet dan een MSR Waste Burner. Verschillende nieuw opgerichte bedrijven zijn inmiddels gestart met een eigen Thorium MSR op de tekentafel. 

    Het Chinese SINAP in Shanghai heeft in 2021 een 2MWt experimentele 'Thorium MSR' (TMSR-LF1) operationeel gebracht. De Thorium-gemeenschap was erg enthousiast hierover. Maar het splijtingszout bij de start van de reactor was gewoon 19,75% verrijkt Uranium (HALEU) als UF4. Om precies te zijn, de molaire compositie van het splijtingszout is: 65.64% 7LiF, 27.27% BeF2, 4.54% ZrF4, 1.55% UF4, 1% ThF4. Dat betekent dat de verhouding Uranium-235 : Uranium-238 : Thorium-232 gelijk is aan ongeveer 23 : 62 : 50 (Yafen Liu et al. 2020). Er vindt geen online processing van het splijtingszout plaats. De planning is dat het zout volledig vervangen wordt na 5-8 jaar. Als het zout de 8 jaar haalt, zal splijting in de reactor voor 80% uit Uranium-233 (afkomstig uit Thorium) bestaan. Na 5 jaar zal dat pas ca 50% zijn. De eerste 5 jaar kun je dus nog niet van een 'Thorium reactor' spreken. De structurele elementen van de reactor zijn uitgevoerd in Hastelloy N UNS10003.  De vraag is hoe lang dit materiaal het uithoudt in de reactor. Men is wel zo verstandig geweest om de demo-reactor in ieder geval in een onbewoond gebied te bouwen. Vermoedelijk o.a. vanwege het risico op het vrijkomen van Xenon137/Cesium137. Er wordt helaas nagenoeg niets gepubliceerd over ervaringen en/of testresultaten met de eerste experimentele reactor. In 2025 zou China een 10MWt Thorium MSR experimentele reactor (TMSR-LF2) willen gaan bouwen in de Gobi-woestijn die in 2030 operationeel zou moeten zijn. In 2035 zou dan de eerste demo reactor van 100 MWt (TMSR-LF3)  gereed moeten zijn, daarna zelfs gevolgd door een 1 GWt versie.

De Thorium-gemeenschap lijkt nu gefocussed op Copenhagen Atomics (CA) dat het volgende veelbelovende experiment met een 1MW MSR-reactor wil gaan uitvoeren in 2026 bij het Paul Scherrer Institue (PSI) in Zwitserland. De goal van het 30-dagen durende experiment (deel uitmakend van een 4 jarig samenwerkingsproject 'Bolder'), is om de resultaten van de softwarematige simulatie-reactor te vergelijken met de echte in bedrijfzijnde experimentele reactor. In Denemarken heeft men de test-reactor alleen kunstmatig getest met electrisch verhit zout. De startup is gevestigd in Denemarken en kan in dat land legaal geen nucleaire experimenten doen en wijkt voor het experiment dan ook uit naar Zwitserland. De ambitie van de startup is erg groot en naar eigen zeggen disruptive en een game-changer. Het bedrijf ontwerpt standaard modules die gebruikt kunnen worden in andere MSR ontwerpen van derde partijen. Zoals bijv. een pomp voor gesmolten zout. Maar het heeft dus ook een eigen 100MWt reactor ontworpen bekend als 'The Onion'. Het is alleen een reactor die hitte produceert, geen centrale dus die electriciteit maakt. Het is ontworpen als een waste-burner/breeder omgeven door een extra mantel (blanket) waarin met Thorium-232 Uranium-233 gekweekt kan worden.
    Het ontwerp van de 'Onion' reactorkern doet denken aan een calandra met zwaar water van een CANDU-reactor. De binnenste 'rok van de ui' (Onion) omvat een vat met zwaar water (D2O) dat dient als moderator, maar doordat het niveau van het zwaar water gevarieerd kan worden, kan het thermisch vermogen van de reactor ook geregeld worden. Neerlaatbare regelstaven zijn een optie. Tussen de binnenste rok en de naastgelegen rok daarbuiten, stroomt het splijtingszout (fuel salt) in een circuit dat o.a. ook een warmtewisselaar met een secundair gesmolten zout circuit (FLiNaK, Lithium-, Natrium- en Kalium-Fluoride) en een afvoertank bevat. Als de reactor voor de eerste maal opstart (kickstart) bestaat dat splijtingszout uit een mengsel van 7-Lithium-Fluoride, reactor-grade Plutonium-triFluoride en Thorium-232-tetra-Fluoride (7LiF)-(ThF4)-(PuF3). Het reactor-grade Plutonium (-239/-240/-241/-242) is afkomstig van SNF van PWR's en vormt de werkzame splijtstof voor de reactor, Thorium-232 is de kweekstof voor de splijtstof Uranium-233. Naarmete het Plutonium verspleten wordt in de reactor ontstaat door de neutronenflux ook meer Uranium-233 (UF3)-(UF4) dat de rol van het Plutonium als splijtstof geleidelijk overneemt. Het Lithium-7 in het splijtingszout moet absoluut zuiver zijn. Natuurlijk Lithium bevat ca. 7,5% Lithium-6 dat problematisch is omdat het in de reactor met invanging van een thermisch neutron kan splijten en Tritium vormt. Het ontstaan van Tritium wil je zoveel mogelijk voorkomen, maar je wilt ook een zo groot mogelijke neutron-efficiency hebben in de reactor. Tussen de 2e en de 3e rok van de Onion-reactor bevindt zich een tweede reservoir met zwaar water (D2O). En tenslotte, tussen de 3e en de 4e rok bevindt zich de blanket met een gesmolten kweekzout (blanket-salt) met een mengsel van 7-LithiumFluoride en Thorium-tetraFluoride (7LiF)-(ThF4). In de blanket ontstaan door invang van een neutron in het Thorium-232-atoom de Uranium-isotoop 233 en door verdere invang/verval-processen in minimale hoeveelheden de Uranium-isotopen 232, 234, 235 en 236.
    De eerste experimentele Onion reactor is gelast van RVS, vermoedelijk Hastelloy-N. Vanwege het corrosie/verbrossings-gevaar overweegt men de productie-modellen te maken van met koolstofvezel versterkt grafiet (Reinforced Carbon Carbon, RCC), Sic-Sic Matrix composite of Sic-C Matrix composite.
    In het zwaar water (D2O) compartiment van de Onion ontstaat het gevaarlijke Tritium. Neutronen kunnen ingevangen worden door het Deuterium en zo Tritium vormen. In CANDU reactoren wordt dit om veiligheidsredenen afgevangen. Bij een lek in het vat met zwaar water kan het Tritium de omgeving vervuilen. CANDU reactoren in Canada staan trouwens bekend om de hoge Tritium-emissie. CA produceert zelf de euclectische zout-composities (ook voor commerciële doeleinden) met een hoge zuiveringsgraad (vrij van oxides en metalen), die nodig zijn voor hun reactor. Die hoge zuiverheid verminderd corrosie van het Hastelloy-N of GH3535 pijpwerk van de reactor. Maar ook in een MSR reactor komen splijtingsproducten in het splijtingszout terecht en die zorgen in combinatie met gamma-straling juist voor verbrossing en corrosie. Onduidelijk is hoe CA in de Onion die splijtings-producten gaat verwijderen. In een eerdere versie van hun reactor was een spray-tank opgenomen die de gasvormige splijtings-producten (o.a. Xenon=135, Krypton-85, Tritium) afving en in een druk-cilinder pompte. In het Onion-concept was die spray-tank niet meer aanwezig. Over de regelmatige verwijdering van de vaste splijtingsproducten van het splijtingszout in de reactor is ook nog niets bekend gemaakt. Wel heeft men een eigen Laser Induced Breakdown Spectography (LIBS) system ontwikkeld voor gesmolten zout waarmee men heel snel de precieze samenstelling van het splijtingszout kan analyseren inclusief alle isotopen.
    Scheuren in de Onion-reactor door verbrossing kan een grote hoeveelheid gesmolten zout doen vrijkomen in de zwaarwater-compartimenten dat tot een radio-actieve stoom-explosie aanleiding kan zijn. Al het pijpwerk in de Onion-reactor is maar 5 jaar bestand tegen corrosie en verbrossing. Het is eveneens nog onbekend hoe CA denkt het gekweekte Uranium-233 uit de blanket van de Onion reactor te isoleren (en bestemd is voor het spijtingszout van een (nieuwe) reactorkern op een wijze die veilig volledig proliferation-proof is. De levensduur van de reactor is maar 5 jaar (geen typo!). De oude reactor wordt nucleair afval. Het zware water, splijtings-zout en blanket-zout zal gebruikt gaan worden in een vervangende reactor. Geheel onduidelijk is nog hoe dit veilig en proliferation-proof zal gaan gebeuren. Zie ook verder hieronder bij de bullet proliferatie- en terrorisme-resistentie.

Geschiedenis en Uitdagingen

    De Amerikaan Kirk Sorensen is een van de eerste moderne evangelisten van de 'Thorium Reactor'. In 2011 heeft hij zijn bedrijf Flibe Energy opgericht waarin hij de LFTR (Liquid Fluor Thorium Reactor, uitgesproken als 'lifter') ontwikkelt. De LFTR is een gemoderniseerde en verbeterde versie van de MSRE, het Molten Salt Reactor Experiment (MSRE) van de Amerikaanse regering in het Oak Ridge National Laboratory (ORNL), gedurende de periode 1965-1969. De MSRE was op zijn beurt de opvolger van het Aircraft Reactor Experiment (ARE) dat in 1954 eveneens in het ORNL uitgevoerd werd. ARE was de inzet voor aandrijving van een zware bommenwerper die onafgebroken maanden in de lucht kon blijven. Terwijl de ARE een compacte Uranium MSR was met Berylliumoxide-blokken als moderator, had de MSRE grafiet-blokken als moderator.

    Sorensen heeft talloze presentaties gehouden om mensen enthousiast te krijgen voor zijn 'Thorium Reactor' LFTR. Dat is aardig gelukt. In de V.S. is een soort grassroots organisatie ontstaan en dat is overgewaaid naar Europa. Maar Sorensen noemde nooit de (grote) nadelen van een Thorium MSR. En die zijn er zeker! Na beëindiging van het MSRE experiment zijn er diverse kritische rapporten verschenen die alle moeilijkheden op een rijtje te zette: 1972 Report Atomic Energy Commission, . Ook buitenlandse nucleaire regulator's publiceerden hun zorgen:  Dat was toen reden genoeg om de Thorium MSR in de ijskast te zetten. Veel van die moeilijkheden bestaan nog steeds. Daarom hieronder een opsomming van de belangrijkste, die in ieder geval voor ons de balans negatief doen doorslaan.

• Vaak wordt beweerd dat de MSRE reactor 4 jaar zonder problemen heeft gedraaid met Uranium 233/Thorium 232, maar dat is niet zo. De MSRE heeft alleen van oktober 1968 tot december 1969 gedraaid op Uranium 233/Thorium 232, 14 maanden dus, en die 14 maanden ook nog met regelmatige onderbrekingen. Van juni 1965 tot maart 1968 heeft de MSRE gewoon gedraaid op Uranium 235/238. Een van de belangrijke uitkomsten van het experiment was de hoge verbrossing (Inter-Granular Cracking) van alle metalen componenten in de reactor die met het hete gesmolten zout in aanraking kwamen. De oorzaak werd deels toegeschreven aan Tellurium dat als ongewenst splijtingsproduct ontstaat in de MSR-reactor. Ook hoge radioactieve gammastraling draagt bij aan verbrossing.  De verhouding geoxideerd/gereduceerd Uranium [U(IV)]/[U(III)] c.q. UF4/UF3 in het splijtingszout is bepalend voor het Inter Granular Cracking (IGC) effect van het Tellurium op het Nikkel in de gebruikte legering voor de metalen componenten, dat uiteindelijk leidt tot corrosie. Blijft die ratio in het splijtingszout onder de 60, dan kan Tellurium weinig schade berokkenen. Het betekent wel dat de verhoudingen in het splijtingszout en het kweekzout constant gemonitored dient te worden. Maar, de sterke neutronenstraling in een MSR kan Nikkel in de legering transmuteren tot IJzer waarbij gasvormig Helium ontstaat en eveneens verbrossing optreedt. Ook andere splijtingsproducten in het gesmolten zout kunnen de redox-potentiaal beïnvloeden en daarmee de activiteit van Tellurium. De ideale legeringen voor metalen componenten in een MSR zijn nog steeds niet gevonden. Ook de bekende hoogwaardige legeringen Hastelloy-N en GH3535 houden het bij lange na geen 30 jaar uit in een MSR. De hoge temperatuur, het corrosieve zout, agressieve splijtingsproducten en hoge radioactieve straling in een MSR zijn teveel van het goede. In 2018 heeft het Amerikaanse Idaho National Laboratory de resultaten van een status-onderzoek naar legeringen voor MSR's gepubliceerd en geconcludeerd dat er nog veel onderzoek nodig is.  Het Amerikaanse Department of Energy heeft dan ook het AMMT programma in het leven geroepen om die nieuwe materialen te ontdekken. Een operationele levensduur van 30 jaar lijkt voorlopig niet haalbaar, tenzij reactor-onderdelen tijdig vervangen worden. Sommige nieuwe ontwerpen van Thorium MSR's gaan daarom uit van vervanging van de hele reactor na 4 jaar zoals bijvoorbeeld Thorcon. Terrestrial's Uranium-235 IMSR gaat uit van een wisselperiode van 7 jaar.

• Grafietblokken waarin kanalen geboord zijn en waardoor het gesmolten zout met splijtstof circuleert, fungeren als moderator in een thermische MSR. Grafiet remt de snelle neutronen af tot een snelheid die gunstig is om het Uranium-233/235 atoom te splijten. Dit is speciaal synthetisch grafiet, dat wordt gemaakt van petroleum coke dat zeer fijngemalen wordt en met een bindmiddel gebakken tot billets bij 800 C . Daarna worden de billets geimpregneerd met pek en onder vacuum opnieuw gebakken bij 800 C in een autoclaaf. Tot slot worden de billets een paar dagen lang bij 2800 C gebakken in een grafietoven, waarna nucleair grafiet met 20% porositeit ontstaat. De snelle neutronen in een thermische MSR verplaatsen koolstof-atomen in de grafiet kristalstructuur. Met snelle neutronen bestraalde grafietblokken zullen in de tijd eerst iets krimpen en daarna uitzetten. De moderatie in de reactor zal dus langzaam afnemen en dat betekent dat er minder Uraniumatomen zullen splijten en er minder warmte en elektriciteit geproduceerd wordt. Ook kan Xenon-gas in de porieën van het grafiet opgesloten raken en dan dus niet afgevangen worden. Dat gebeurt als de aangebrachte coating op het grafiet gaat barsten. Omdat Xenon-135 neutronen kan invangen dempt dat de splijtings efficiëntie. Het is dus altijd noodzakelijk het nucleair grafiet in een MSR na een aantal jaar (4-7) te vervangen.

• Een voor de omgeving volledig veilige gas-afvang (off-gas management) in de reactor moet nog aangetoond worden. De huidige Thorium MSR ontwerpen laten niet zien hoe men dat in detail denkt te gaan doen. Laat staan dat er al realistisch getest mee wordt. In een gebruikelijke LWR-type kernreactor (zoals Borssele) ontstaan kortlevende gasvormige radionucliden van Xenon en Krypton. Die blijven echter gevangen in de keramische structuur van het splijtstof pellet. Mocht het pellet barsten dan houdt de zirkonium buis die om de pellets heen ligt die gassen nog gevangen. Die gassen kunnen binnen die structuur veilig vervallen naar verschillende isotopen van Rubidium, Strontium en Cesium, die niet meer gasvormig zijn maar vast. In een MSR is die veilige structuur er niet en komen die gassen vrij in de reactortank en moeten ze afgezogen worden, gescheiden opgeslagen in decay-tanks en veilig verwerkt. Een complex proces waarin veel mis kan gaan met grote gevolgen voor de omgeving en reactor-personeel. Dat veilige off-gas-management systeem is er dus nog niet (US DoE OSTI - HB Andrews · 2021)   Daarnaast komen er in een MSR nog andere gevaarlijke gassen vrij als Tritium, Fluor (of Chloor) en Waterstoffluoride (of zoutzuur), die ook veilig verwerkt moeten worden. Bij splijting van het Uranium-atoom in de kernreactor ontstaan splijtingsproducten. Een paar van de veelvoorkomende splijtingsproducten zijn Jodium-137 en Jodium-138, die respectievelijk een halfwaardetijd van 25 sec. en 7 sec. hebben en vervallen tot Xenon-137. Xenon-137 vervalt tot Cesium-137 met een halfwaardetijd van 3,8 minuten. Cesium-137 is een vaste stof en vervalt tot Barium-137 (stabiele, ongevaarlijke vaste stof) met een halfwaardetijd van 30,2 jaar. Cesium-137 is een zeer problematische en sterke radio-actieve gamma-straler. Problematisch, omdat het in water oplost als Cesium-hydroxide en zich zo kan verspreiden in het milieu. Ook kan Cesium-137 door het relatief lage kookpunt bij een brand makkelijk verdampen en ergens anders weer neerslaan. Tijdens een operationele periode van twee maanden van een 1000 MWe MSR, ontstaat ongeveer evenveel cesium-137 via het off-gas-systeem als de totale hoeveelheid die bij het ongeluk in Fukushima in het milieu terechtkwam!

• Splijtstof in een reactor bestaat altijd uit twee componenten: de splijtbare (fissile) elementen en de kweekbare (fertile) elementen. In een gebruikelijke LWR reactor zijn de belangrijkste splijtbare elementen Uranium-235 en Plutonium-239; het belangrijkste kweekbare element is Uranium-238. Kweekbaar Uranium-238 dat een neutron invangt wordt splijtbaar Plutonium-239.
  In een Thorium-MSR is de kweekstof Thorium-232 en als dat een neutron invangt wordt het splijtbaar Uranium-233. Er is alleen een probleempje voor de Thorium-MSR. Uranium-233 komt in de natuur niet voor en kan dus ook niet gedolven worden. Een nieuwe Thorium-MSR kan niet opgestart worden zonder een splijtbaar element. Dat element moet immers de energie en de neutronen leveren. En dus is de oplossing hiervoor om 19,75% verrijkt Uranium-238 (aka HALEU) te gebruiken als fluoride-zout om de nieuwe Thorium-MSR op te kunnen starten. Een hoger verrijkt Uranium is niet toegestaan door de IAEA wegens een verhoogd proliferatie-risico. Bij een thermische Thorium-MSR die batch-gewijs de splijtstof versplijt, zal na 4-7 jaar al het zout in de tank vervangen worden. Dat zout zou - in theorie - opgewerkt kunnen worden door de splijtingsproducten te scheiden van het Uranium-232/233/234/235/236/238, Plutonium-239/240/241 en Thorium-232 plus aanvulling van nieuw Thorium-232 en 19,75% HALEU om zo een nieuwe batch te vormen. Het Uranium-/Plutonium-/Thorium-fluoride deel wordt aangevuld met nieuw Thorium-fluoride en vormt zo een nieuwe batch splijtingszout voor de Thorium MSR. Na een aantal batches, zal het Uranium-deel van de afgewerkte batch alleen nog uit Uranium-232/233/234-fluoride bestaan en het Plutonium-fluoride-deel afwezig zijn. Uranium-232 kan dit proces bemoeilijken, doordat Thallium-208 - een verval-product van Uranium-232 - een zeer sterke gamma-straler is (2.6 MeV). Het Uranium-232 kan ontstaat door parisitaire zgn. (n,2n) reacties (d.w.z. dat een atoom één neutron invangt en tegelijkertijd twee neutronen uitstoot), (n,y) reacties (invangen van één neutron gevolgd door uitstoot van één gamma-foton, en door beta-verval van bepaalde Thorium, Protactinium en Uranium isotopen. Er zijn voornamelijk 4 reactie-routes waardoor Uranium-232 ontstaat in de reactor (OSTI - Sandia - E.C. Uribe 2018). In de figuur hieronder zijn ze aangegeven als groen, rood, blauw en paars. Nu is het zo dat groen, rood en blauw uitsluitend plaatsvinden met ingevangen fast spectrum neutronen, die in een thermisch spectrum Thorium MSR heel beperkt aanwezig zijn. Alleen de paarse route vindt plaats met thermisch spectrum neutronen, dus vooral in een thermisch spectrum Thorium MSR. Thorium-230 is een isotoop die van nature in geringe mate voorkomt in gedolven Thoriumerts. Een ernstig handling-probleem van afgewerkte batches splijtingszout door hoge gamma-straling van Uranium-232->Thallium-208 bestaat dus niet echt bij een thermisch spectrum MSR. De Uranium-isotopen in het splijtingszout chemisch scheiden van alle Uranium-232-vervaldochters kan natuurlijk ook nog, dat is een vrij eenvoudig proces door WaterstofFluoride door het gesmolten blanket-salt (UF4 + 2HF -> UF6) te laten borrelen en het ontstane gasvormige UF6 te laten condenseren. Dat maakt het verkregen Uranium-233/-232 een aanvaardbare tijd veilig handelbaar.

• De praktijk heeft uitgewezen dat het Uranium-232 gehalte van afgewerkt splijtingszout uit een thermische Thorium MSR ruim onder de 5 ppm blijft en het dus - volgens IAEA-reglementen -  in een zgn. glovebox hot-cell door medewerkers  opgewerkt kan worden. Zou het Uranium-232 gehalte hoger liggen dan 5 ppm, dan zijn dure gerobotiseerde hot-cells nodig. Door leken wordt vaak beweerd dat het Uranium-232 in afgewerkte splijtingszouten een proliferation-resistant eigenschap is die zou voorkomen dat het Uranium-233 gemakkelijk geïsoleerd zou kunnen worden om atoombommen te maken. Maar die resistentie valt voor thermisch spectrum Thorium MSR's dus erg mee in de praktijk. Voor fast spectrum (breeder) Thorium MSR's is dit een ander verhaal. Daar ligt het Uranium-232 gehalte veel hoger en wordt de gamma-straling echt gevaarlijk als je Uranium-233 zou willen isoleren uit afgewerkte splijtzouten. Maar vooral de Thorium-breeder MSR's zijn een groot proliferatie en terrorisme-risico, omdat via 'online processing' het Uranium-233-fluoride continu in kleine batches wordt afgescheiden uit het splijtingszout terwijl vers Thorium-232-fluoride wordt toegevoegd. De breeder moet immers Uranium-233 kweken om andere (nieuwe) Thorium MSR's te kunnen voorzien van splijtstof. Hieronder wordt daar dieper op ingegaan.

• Proliferatie- en terrorisme-resistentie wordt i.h.a. gezien als een erg groot risico van Thorium-MSR's . Allereerst is er de grote verspreiding van Thorium-ertsvoorraden over de hele wereld. Bijna elk land bezit wel ergens Thorium in de vorm van erts, afzettingen of zanden. Zelfs het kleine Nederland beschikt over Thoriumzand op Ameland (globale overzichtskaart). Velen denken dat dit een voordeel is omdat dat Thorium voor elk land beschikbaar maakt en er geen energie-politiek, kartels of oorlogen meer over gevoerd kunnen worden. Maar het betekent ook dat elke autocratie, rogue state of land dat zich bedreigt voelt m.b.v. een Thorium MSR op een simpele goedkope manier Thoriumfluoride kan maken en Uranium-233 kan afscheiden uit de reactor voor een atoombom. Met 5 kg Uranium-233 (en mét een Beryllium neutronen-reflector) kan al een simpele gun-type atoombom gemaakt worden. 5 Kg Uranium-233 past in een koffiemok van 300ml. Om een Uranium-235 of Plutonium-239 bom te maken, is het proces véél moeilijker. Uranium-235 kun je alléén uit natuurlijk Uranium halen door gebruik van heel veel gascentrifuges. Dat kost heel veel tijd en veel geld. Bovendien heb je voor een Uranium-235 bom minimaal 15 kg nodig. Plutonium-239 kun je alleen via een reactor bekomen door er vroegtijdig nieuwe splijtstofstaven uit te halen (low burnup), zodat er niet teveel Plutonium-240 ontstaat. Een Plutonium-240- gehalte boven 6,5% maakt een Plutonium-bom minder effectief. Vanwege dit risico wordt Plutonium sowieso niet gebruikt in gun-type bommen, maar in technisch geavanceerdere implosion-type bommen met een hoeveelheid Plutonium die minder is dan de kritische massa van 11 kg. De implosie verhoogt dan de dichtheid van het Plutonium tot net boven de kritische grens.

    Als men het grote voordeel van een Thorium MSR wil benutten, d.w.z. sterk verminderde hoeveelheid kernafval, dat bovendien na 300 jaar alleen nog ongevaarlijk radioactief is, dan moet men kiezen voor een Thorium closed fuel cycle. Een closed fuel cycle wil zeggen dat zoveel mogelijk Thorium-232 in de reactor wordt omgezet in Uranium-233 en dat álle Uranium-233 wordt verspleten. Andere splijtstof zoals Uranium-235 of Plutonium-239 kunnen dan niet gebruikt worden, want die produceren nu juist langdurig hoog radioactief afval.
    Doordat uiteindelijk elke Thorium-MSR zelf kan en moet voorzien in de eigen splijtstof (t.w. Uranium-233) zullen er breeders (kweekreactoren) nodig zijn die meer Uranium-233 uit Thorium-232 aanmaken dan ze zelf kunnen versplijten. Het overschot Uranium-233 zou dan kunnen gaan naar nieuwe nog op te starten Thorium MSR's. De Uranium-233 isotoop heeft het grote voordeel dat het evengoed splijtbaar is door thermische als fast neutronen. De verhouding tussen het aantal vrijkomende neutronen bij kernspijting is in beide gevallen groter dan twee. Het kan dus gekweekt worden in zowel thermische spectrum als fast spectrum Thorium breeder MSR's. Het probleem is dat Uranium-233 dan gescheiden dient te worden en vervoerd naar de nieuwe Thorium MSR. Dat is allemaal heel proliferatie-gevoelig. De andere optie is dat men nieuwe Thorium MSR's in gebruik neemt met reactor-grade Plutonium als splijtstof en dan langzaam overgaat naar het door de breeder reactor zelf gekweekte Uranium-233. Ook dit is proliferatie-gevoelig omdat afgescheiden Plutonium ge-processed en vervoerd wordt.

Een aantal ontwerpen voor Breeder Thorium-MSR's gaan uit van 'online reprocessing' van het zout in de reactor. Kleine batches van het gesmolten zout worden veel frequenter (soms zelfs dagelijks) uit de reactor gehaald waarna de splijtingsproducten(afval) afgescheiden worden en verse splijtstof (Thorium-232-fluoride en Uranium-233-fluoride) worden toegevoegd. In deze procesgang worden de ontstane Protactinium-isotopen chemisch gescheiden en vervolgens geïsoleerd in een decay tank waarin ze vervallen naar Uranium-isotopen. Die Protactinium-isotopen zijn Pa-231, Pa-232, Pa-233 en Pa-234. Pa-231 vervalt met een halfwaardetijd van 32.760 jaar naar Actinium-227. Pa-232, Pa-233 en Pa-234 vervallen met respectievelijke halfwaardetijden van 1.3 dag, 27 dagen en 6.7 uur tot U-232, U-233 en U-234. Als je nu van de inhoud van de 1e decay-tank na ca 10 dagen de verval-producten U-232, U-234 en Ac-227 opnieuw chemisch scheidt van het overgebleven Protactinium, dan kan 99,5% van het nog resterende Pa-232 in de tank vervallen naar U-232. Het daarna overgebleven Protactinium is daardoor al heel zuiver Pa-233, dat chemisch af te scheiden is, en zal vervallen tot even zuiver U-233. Die stap kun je een paar keer herhalen en dan hou je uiteindelijk isotopisch zuiver 99,99% Uranium-233 over. Dit proces staat al langer bekend als de 'Protactinium-route' en is o.a. vrij recentelijk nog gepubliceerd in het bekende wetenschappelijke blad Nature. 'Online reprocessing' lijkt sowieso een voor de IAEA oncontroleerbaar proces te gaan worden, omdat vloeibare hoeveelheden van de nieuw gekweekte en geïsoleerde splijtstof Uranium-233 moeilijk te controleren zijn. Dat geldt ook voor Thorium-232 en Protactinium isotopen. Alle Thorium, Uranium en Protactinium moet bij elke proces-stap gewogen, gemeten, geadministreerd, gecontroleerd en eventueel verzegeld worden. Hoe dat technisch zou moeten is nog héél erg onduidelijk en wordt vermoedelijk heel duur. Een defecte pomp waar splijtingszout in achtergebleven is en vervangen wordt, kan bijv. al procedureel een uitdaging worden. Er zijn overigens wel twee MSR reactor-ontwerpen die dit IAEA-inspectie-probleem probleem omzeilen. Thorizon gebruikt in zijn Thorizon-One ontwerp splijtstof-cartridges, die in zijn geheel gesloten (en verzegeld) blijven in de reactor en na 5 jaar vervangen worden. Moltex Energy doet in zijn Stable Salt Reactor ongeveer hetzelfde met smallere fuel tubes.
    Nuclear Weapon States als ondertekenaars van het NPT-verdrag hebben een iets andere commitment t.a.v. non-proliferatie dan Non Nuclear Weapon States.  Non Nuclear Weapon States zijn nl. verplicht o.a. óók nog met de IAEA een Comprehensive Safeguards Agreement (CSA) aangaan, waarin ze IAEA-inspecteurs in staat stellen alle nucleaire installaties, processen en inrichtingen in hun land te controleren op proliferatie-resistentie; Nuclear Weapon States gaan een eigen IAEA Safeguard Agreement aan op vrijwillige basis. In Europa geldt ook nog een identieke EURATOM Safeguard voor alle Europese staten die de EURATOM treaty hebben ondertekend. Nieuwe Uranium/Plutonium splijtstof blijft bijv. verzegeld totdat het in het reactorvat zit (dat daarna ook verzegeld wordt) onder het oog van een IAEA-inspecteur. Zo kan het ook zijn dat Nuclear Weapon State Frankrijk in de opwerkingsfabriek in La Hague waar SNF via het (bekende) PUREX-proces wordt verwerkt en in een bepaalde stap Plutonium fysiek wordt afgescheiden, voordat het vermengd wordt met Uranium en zo nieuwe MOX-splijtstof wordt. Elke mg Plutonium en Uranium wordt bij elke stap in het proces verantwoord, geadministreerd en gecontroleerd door de nationale nucleaire autoriteit en IAEA inspecteurs. De IAEA Safeguards gaan heel ver, zelfs tot aan het detail-ontwerp van een opwerkingsfabriek. Maar voor Non Nuclear Weapon States gaan de safeguards nog ietsje verder. Zo is bijv. voor de in aanbouw zijnde reprocessing plant in Rokkasho, Japan gekozen voor een extra aanpassing in het Purex-proces. Plutonium-Uranium Co-extraction Technology combineert het teruggewonnen Uranium met het afgescheiden Plutonium nu vóór de de-nitratie-stap.  Dit maakt het opwerkings-proces nog ietsje meer proliferatie-resistent.
    Het is duidelijk dat met een Thorium (breeder) MSR via de Protactinium-route relatief simpel zuiver bomb-grade Uranium-233 gemaakt kan worden. Uranium-233 is bovendien een ideaal bom-materiaal: Je kunt het gebruiken in een simpel te maken gun-type bomb, Uranium-233 kent geen spontaneous fission en erg lage predetonation probability (zie Proliferatie), de kritische massa is erg laag je hebt maar 5 kg nodig voor een bom.
IAEA controle zou dit moeten voorkomen, maar niemand weet nog hoe waterdichte controles te realiseren zijn bij Thorium-MSR's. Bovendien kan een land altijd beslissen IAEA-inspecteurs niet langer toegang te geven (zie bijv. Iran en Noord-Korea). Sancties op de invoer van splijtstof werken niet als het land zelf Thorium binnen de eigen grenzen kan winnen. Het type reactor is gewoon een heel ernstig proliferatie risico, waar politici geen enkel besef van lijken (of willen?) te hebben! 

• Uitspraken als: "Een MSR werkt op gesmolten splijtingszout met een bedrijfstemperatuur van ca 650-700C. Een meltdown kan dus niet plaats vinden, want de splijtstof is al gesmolten", "Als de temperatuur in een MSR te hoog oploopt, dan is er een freeze-plug die smelt en al het splijtingszout in de reactortank veilig laat leeglopen in afvoertanks" en "Een MSR werkt onder lage druk en kan niet exploderen" worden vaak gedaan door TMSR-voorstanders. Maar kloppen die uitspraken wel? Wij hebben zo onze bedenkingen! Allereerst, het klopt natuurlijk dat een meltdown 'letterlijk' niet kan plaats vinden. Maar een oververhitting van het splijtingszout kan zich wel degelijk voordoen, bijvoorbeeld als de koeling uitvalt of defect raakt. De gevolgen voor het milieu kunnen dan veel ernstiger zijn dan bij een meltdown van een gangbare LWR; alleen al door het vrijkomen van véél meer Cesium-137 (zie voor de verklaring hierboven). Franse kernfysici (Brovchenko et al. 2013) hebben uitgerekend dat het splijtingszout in de reactortank van de MSFR in 8 minuten kan stijgen van 700C tot 1200C, een temperatuur waarbij de reactortank scheurt en de inhoud naar buiten komt. Niet veel TMSR-designs hebben een containment die een vloed aan hoogradioactief gloeiend splijtingszout bewezen kan tegen houden om het milieu te beschermen.
      Bij oververhitting moet een freeze-plug er voor zorgen dat het splijtingszout vanuit de reactortank naar afvoertanks afvloeit. Een freeze-plug is ontworpen om volledig passief te functioneren. Het is een gedeelte van een leiding dat omringd wordt door een electrisch koel-element en er voor zorgt dat het zout ter plaatse in die leiding stolt, zodat een plug ontstaat. Als de electriciteit uitvalt of de temperatuur van het zout in de leiding te hoog oploopt, smelt de plug en wordt het splijtingszout afgevoerd naar de afvoertanks. Een mogelijke oververhitting zoals hierboven beschreven met een duur van acht minuten is kort en het duurt een aantal minuten voordat de warmte van het oververhitte splijtingszout in de reactortank de freeze-plug bereikt. De Franse MSFR-ontwerpers vonden het gebruik van één enkele freeze-plug te weinig om het risico van de gevolgen van oververhitting en scheuren van de reactortank af te wenden. Zij wilden meerdere actieve freeze-plugs die aangestuurd worden door temperatuursondes in de reactortank. Ook werd gedacht aan een andere passieve oplossing: een verzwakt gedeelte in de bodem van de reactortank, dat doelbewust bij een bepaalde oververhitting zou smelten en dan het splijtingszout zou afvoeren naar de afvoertanks. De ideale, uitvoerig geteste en robuuste actieve/passieve oplossing voor dit probleem is er dus nog niet.
      Een TMSR heeft (net als een standaard LWR) 'theoretisch' ook een andere passieve veiligheid, namelijk een hoge negatieve temperatuur coëfficient, d.w.z. dat als de temperatuur van het splijtingszout te hoog oploopt, dan neemt de reactiviteit van het splijtingszout van nature af en zal de temperatuur dalen. Meer warmte wil zeggen dat atomen harder gaan bewegen en dan zorgt het  'Doppler Broadening' effect ervoor dat de niet splijtbare (fertile) isotopen in de splijtstof (dus bijv. Thorium-232 in een TMSR) meer neutronen gaan invangen en er dus minder neutronen overblijven voor de splijtbare isotopen (Uranium-233 in een TMSR). Dit mag dan waar zijn voor een fast spectrum TMSR, het is niet waar voor een thermisch spectrum TMSR (Mathieu et al. 2006, Robertson et al. 2017, Betzler et al. 2016). De grafiet moderator, vrijkomende edelgassen, de veranderende isotopische samenstelling van het splijtingszout tijdens de cyclus door splijting en reprocessing, veranderende hoeveelheden van zeldzame aardmetalen in de splijtingsproducten en het wisselende gehalte aan transuranics zijn allemaal factoren die op enig moment tijdens de cyclus verschillende waarden hebben en de temperatuur coëfficient in de reactor soms gezamenlijk negatief kunnen maken. De passieve veiligheid is er dan niet meer. Voldoende (!) control rods zouden dus bijv. moeten worden opgenomen in het design om de reactor actief te kunnen controleren. Helaas zijn die in de bestaande ontwerpen lang nog niet overal gesignaleerd.

Referenties:
2017 Thomas J. Dolan - Molten Salt Reactors and Thorium Energy - ISBN: 9780081012437
2018 DoE INL - Molten Salt Reactor Salt Processing - Technology Status