Радиоактивный изотоп тория

Ториевый топливный цикл – ядерный топливный цикл, использующий изотопы Тория-232, как ядерное сырье. Торий-232 в ходе реакции разделения в реакторе переносит трансмутацию в искусственный изотоп Уран-233, применяющийся в качестве ядерного топлива. В отличие от природного урана, природный торий содержит лишь очень небольшие доли делящегося вещества (пример – Торий-231), которого недостаточно для запуска цепной ядерной реакции. Для запуска топливного цикла необходимо наличие дополнительного делящегося вещества или другого источника нейтронов. В ториевом реакторе Торий-232 абсорбирует нейтроны для того, чтобы, в конце концов, произвести Уран-233. В зависимости от проекта реактора и топливного цикла, созданный изотоп Урана-233 может делиться в самом реакторе или отделяться химическим способом из отработанного ядерного топлива и переплавляться в новое ядерное топливо.

Ториевый топливный цикл имеет несколько потенциальных преимуществ над урановым топливным циклом, в том числе – большая распространенность, лучшие физические и ядерные свойства, отсутствующие у плутония и других актинидов, и лучше сопротивление распространению ядерного оружия, которое связано с использованием легководных реакторов, а не реакторов на расплавах солей.

История изучения тория

Единственный источник тория – желтые полупрозрачные зерна монацита (фосфата церия)

Споры по поводу ограниченности мировых запасов урана стали причиной для появления начального интереса к ториевому топливному циклу. Стало очевидным, что запасы урана – исчерпаемы, и торий может заменить уран в качестве ядерного топливного сырья. Однако, большинство стран обладают относительно богатыми залежами урана и исследования ториевого топливного цикла проводятся крайне медленно. Серьезным исключением является Индия и ее трехступенчатая ядерная программа. В XXI веке потенциал тория для сопротивления распространению ядерного оружия и характеристики отработанного топливного сырья привели к повторному интересу к ториевому топливному циклу.

Национальная лаборатория Оук-Ридж в 1960-х годах использовала Экспериментальный Реактор на Расплавах Солей, применявший Уран-233 в качестве делящегося вещества в целях эксперимента и демонстрации работы Реактора-Размножителя на Расплавах Солей, работающего по принципу ториевого цикла. Эксперименты с Реактором на Расплавах Солей возможности тория, используя растворенный в расплавленной соли фторид (IV) тория. Это уменьшало потребность в производстве топливных элементов. Программа РРС была свернута в 1976 году после увольнения ее куратора Элвина Вайнберга.

В 2006 году Карло Руббиа предложил концепт энергоусилителя или «управляемого ускорителя», который виделся ему инновацией и безопасным способом производства ядерной энергии, использующего существующие технология ускорения энергии. Идея Руббиа предлагает возможность сжигать высокорадиоактивные ядерные отходы и производить энергию из натурального тория и обедненного урана.

Кирк Соренсен, бывший ученый НАСА и Начальник по ядерным технологиям компании «Teledyne Brown Engineering», долгое время продвигал идею ториевого топливного цикла, в частности – Реакторов на Жидком Фториде Тория (РЖФТ). Он первым стал исследовать ториевые реакторы еще во время работы в НАСА, когда оценивали различные концепции электростанций для лунных колоний. В 2006 году Соренсен основал сайт «Energyfromthorium.com» для информирования и продвижения данной технологии.

В 2011 году Массачусетский Технологический Институт сделал вывод, что, несмотря на малое число барьеров для ториевого топливного цикла, текущее состояние легководных реакторов практически не дает никакого стимула для появления такого цикла на рынке. Из этого следует, что шанс ториевого цикла вытеснить традиционный урановый цикл в условиях нынешнего рынка атомной энергетики крайне мал, несмотря на потенциальные выгоды.

Ядерные реакции с торием

Во время ториевого цикла Торий-232 захватывает нейтроны (это происходит как в быстрых, так и в тепловых реакторах) для преобразования в Торий-233. Обычно это приводит к излучению электронов и антинейтрино при?-распаде и появлению Протактиния-233, Затем, при втором?-распаде и повторном излучении электронов и антинейтрино образовывается Уран-233, использующийся в виде топлива.

Отходы после продуктов деления

Ядерное деление производит радиоактивные продукты распада, который могут иметь период полураспада от нескольких дней до более 200 000 лет. В соответствии с некоторыми исследованиями токсикологии, ториевый цикл может полностью перерабатывать актиноидные отходы и лишь излучать отходы после продуктов деления, и только через несколько столетий отходы ториевого реактора станут менее токсичными, чем урановые руды, которые могут применяться для производства обедненного уранового топлива для легководного реактора аналогичной мощности.

Актинидные отходы

В реакторе, где нейтроны бьют по делящемуся атому (например, определенные урановые изотопы), может произойти как разделение ядра, так и захват нейтронов и трансмутация атома. В случае с Ураном-233 трансмутация приводит к производству полезного ядерного топлива, а также – трансурановые отходы. Когда Уран-233 абсорбирует нейтрон, может происходить реакция деления или преобразование в Уран-234. Шанс разделения или поглощения теплового нейтрона примерно равен 92 %, в то время как соотношение сечения захвата и сечение деления нейтронов в случае с Ураном-233 равен примерно 1:12. Эта цифра – больше, чем соответствующие отношения у Урана-235 (примерно 1:6), Плутона-239 или Плутона-241 (оба имеют отношения примерно 1:3). В результате появляется меньше трансурановых отходов, чем в реакторе с традиционным ураново-плутониевым топливным циклом.

Уран-233, как и большинство актинидов с различным числом нейтронов, не делится, но при «поимке» нейтронов появляется делящийся изотоп Уран-235. Если реакция деления или улавливания нейтронов у делящегося изотопа не происходит, появляется Уран-236, Нептуний-237, Плутоний-238 и, в конце концов, делящийся изотоп Плутония-239 и более тяжелые изотопы плутония. Нептуний-237 может быть удален и храниться, как отходы, или сохраниться и трансмутировать в плутоний, который лучше будет делиться, в то время, как остатки превратятся в Плутоний-242, затем – америций и кюрий. Их, в свою очередь, можно удалить, как отходы, или вернуть в реакторы для дальнейшей трансмутации и деления.

Однако Протактиний-231 с периодом полураспада в 32700 лет формируется через реакции с Торием-232, несмотря на то, что он не является трансурановым отходом, является главной причиной появления радиоактивных отходов с длительным периодом распада.

Заражение Ураном-232

Уран-232 также появляется в ходе реакции между быстрыми нейтронами и Ураном-233, Протактинием-233 и Торием-232.

Уран-232 имеет относительно малый период полураспада (68,9 лет) и некоторые продукты распады излучает гамма-излучение с высокой энергии, так же, как и Радон-224, Висмут-212 и частично – Таллий-208.

Ториевый цикл производит жесткое гамма-излучение, которое повреждает электронику, ограничивая его использование в качестве пускового механизма для ядерных бомб. Уран-232 нельзя химически отделить от Урана-233, находящегося в отработанном ядерном топливе. Однако, химическое отделение тория от урана убирает продукты распада Тория-228 и радиацию из остальной цепи полураспада, которая постепенно приводит к повторному аккумулированию Тория-228. Заражение также можно предотвратить, используя Реактор-Размножитель на Расплавах Солей и отделяя Протактиний-233 перед его распадом до Урана-233. Жесткие гамма-излучения также могут создавать радиобиологическую опасность, требующую работы в режиме телеприсутствия.

Ядерное топливо

В качестве ядерного топлива торий похож на Уран-238, который составляет большую часть натурального и обедненного урана. Показатель ядерного сечения поглощаемого теплового нейтрона и резонансного интеграла (среднее число ядерного сечения нейтронов с промежуточной энергией) для Тория-232 примерно равно трем, и составляет одну треть от соответствующего показателя Урана-238.

Преимущества

Торий, по приблизительным оценкам, в три-четыре раза чаще встречается в земной коре, чем уран, хотя при этом на самом деле данные о его запасах крайне ограничены. Текущие потребности в тории удовлетворяется за счет вторичных продуктов из редкоземельных элементов, добываемых из монацитовых песков.

Хотя показатель ядерного сечения делящихся тепловых нейтронов у Урана-233 сравним с Ураном-235 и Плутонием-239, у него гораздо более низкий уровень ядерного сечения улавливаемых нейтронов, чем у последних двух изотопов, что приводит к меньшему числу абсорбированных неделящихся нейтронов и росту нейтронного баланса. В конце концов, соотношение освобожденных и абсорбированных нейтронов у Урана-233 больше двух в широком спектре энергий, в том числе – тепловом. В результате, топливо на основе тория может стать основным компонентом теплового реактора-размножителя. Реактор-размножитель с ураново-плутониевым циклом вынужден использовать спектр быстрых нейтронов, так как в тепловом спектре один нейтрон абсорбируется Плутонием-239, и в среднем при реакции исчезает 2 нейтрона.

Топливо на основе тория также демонстрирует отличные физические и химические свойства, что позволяет улучшить технические данные реактора и могильника. В сравнении с диоксидом урана, преобладающим топливом для реактора, диоксид тория имеет более высокую температуру влияния, теплопроводность и более низкий коэффициент теплового расширения. Диоксид тория также показывает лучшую химическую стабильность и, в отличие от диоксида урана, не способен к дальнейшему окислению.

Так как Уран-233, производимый в ториевом топливе, серьезно загрязнен Ураном-232 в предлагаемых концептах реакторов, ториевое отработанное топливо обладает сопротивлением к распространению оружия. Уран-232 не может быть химически отделен от Урана-233 и имеет несколько продуктов распада, испускающих высокоэнергетическое гамма-излучение. Эти протоны с высокой энергией несут радиоактивную опасность, что вызывает необходимость удаленной работы с отделенным ураном и ядерного детектирования подобных веществ.

Вещества на основе уранового отработанного топлива с большим периодом полураспада (от 1000 до 1000000 лет) несут радиоактивную опасность из-за наличия плутония и других младших актинидов, после которых снова появляются долгоживущие продукты деления. Одного нейтрона, пойманного Ураном-238, достаточно для создания трансурановых элементов, в то время как пять таких «захватов» необходимо для аналогичного процесса с Торием-232. 98-99 % ториевого ядерного цикла приводит к делению Урана-233 или Урана-235, поэтому производится меньше долгоживущих трансурановых элементов. Из-за этого торий выглядит потенциально привлекательной альтернативой урану в смешанном оксидном топливе для предельного уменьшения производства трансурановых веществ и максимального объема распавшегося плутония.

Недостатки

Существует несколько препятствий для применения тория в качестве ядерного топлива, в частности – для твердотопливных реакторов.

В отличие от урана, встречающийся в природе торий, как правило, одноядерный и не содержит делящихся изотопов. Делящееся вещество, как правило – Уран-233, Уран-235 или плутоний, должны быть добавлены для достижения критичности. Вместе с высокой температурой спекания, необходимого для диоксида тория, это усложняет производство топлива. Национальная Лаборатория Оук Ридж проводило опыты над тетрафторидом тория, в качестве топлива для реактора на расплавах солей в 1964—1969 годах. Ожидалось, что будет облегчен процесса производства и разделения веществ от загрязнителей для замедления или остановки цепной реакции.

При однократном топливном цикле (например, переработка Урана-233 в самом реакторе) более серьезное выгорание необходимо для достижение желательного нейтронного баланса. Хотя диоксид тория способен вырабатывать 150000-170000 мегаватт-суток/тонну на АЭС в Форте Сэн-Рэйна и Экспериментальной АЭС в Юлихе, существуют серьезные сложности достижения таких показателей на легководных реакторах, которые составляют подавляющее большинство среди существующих реакторов.

При однократном ториевом топливном цикле оставшийся Уран-233 остается в отработанном топливе в виде долгоживущего изотопа.

Другое препятствие связано с тем, что ториевый топливный цикл требует сравнительно больше времени для превращения Тория-232 в Уран-233. Период полураспада Протактиния-233 составляет примерно 27 дней, и это – гораздо дольше, чем период полураспада Нептуния-239. В результате, основным веществом в ториевом топливе является прочный Протактиний-239. Протактиний-239 – сильный поглотитель нейтронов и, хотя может произойти преобразование в делящийся Уран-235, требуется вдвое больше поглощенных нейтронов, что разрушает нейтронный баланс и увеличивает вероятность производства трансурановых веществ.

С другой стороны, если твердый торий используется при замкнутом топливном цикле, где перерабатывается Уран-233, для производства топливо необходимо удаленное взаимодействие из-за высокого уровня радиации, провоцируемого продуктами распада Урана-232. Также это верно, если говорить о переработанном тории из-за наличия Тория-228, являющегося частью цепочкой распадов. Более того, в отличие от проверенной технологии переработки уранового топлива, технология по переработке тория сейчас только развивается.

Хотя наличие Урана-232 и осложняет дело, существуют опубликованные документы, где показывается то, что Уран-233 использовался при ядерных испытаниях. США проверяли сложную бомбу с содержанием Урана-233 и плутония в ядре во время операции «Teapot» в 1955 году, хотя при этом были достигнут гораздо меньший тротиловый эквивалент.

Несмотря на то, что топливо на основе тория производит гораздо меньше трансурановых веществ, чем аналоги на основе урана, иногда может вырабатываться некий объем долгоживущих актинидов с длительным радиоактивным фоном, в частности – Протактиний-231.

Торий (Thorium), Th, — химический элемент III группы периодической системы, первый член группы актинидов; порядковый номер 90, атомный вес 232.038. В 1828 году, анализируя редкий минерал, найденный в Швеции, Йенс Якоб Берцелиус обнаружил в нем окись нового элемента. Этот элемент был назван торием в честь всемогущего скандинавского божества Тора (Тор — коллега Марса и Юпитера: – бог войны, грома и молнии.). Получить чистый металлический торий Берцелиусу не удалось. Чистый препарат тория был получен лишь в 1882 другим шведским химиком — первооткрывателем скандия — Ларсом Нильсоном. Радиоактивность тория открыта в 1898 году независимо друг от друга одновременно Марией Склодовской-Кюри и Гербертом Шмидтом.

Изотопы тория

Природные радиоактивные изотопы: 227Th , 228Th (1,37-100 %), 230Th , 231Th , 232Th (∼ 100%), 234Th. Известно девять искусственных радиоактивных изотопов тория.

Торий – природный радиоактивный элемент, родоначальник семейства тория. Известны 12 изотопов, однако природный торий практически состоит из одного изотопа 232Th (T1/2=1,4*10 10 лет, α-распад). Его удельная радиоактивность 0.109 микрокюри/г. Распад тория приводит к образованию радиоактивного газа – торона (радон-220), который представляет опасность при вдыхании. С 232Th в равновесии находится 238Th (RdTh, Т1/2=1,91 лет). Четыре изотопа тория образуются в процессах распада 238U (230Th (ионий, Io , T =75.380 лет) и 234Th (уранХ1, UX1, T=24.1 дня)) и 235U (227Th (радиоактиний, RdAc, Т=18.72 дн. и 231Th (уран Y, UY, T=1.063 дня). Для практических применений, единственными изотопами, присутствующими в заметных количествах в очищенном тории — 228Th и 230Th, т.к. остальные имеют очень короткий период полураспада, и 228Th распадается после нескольких лет хранения. Искусственные изотопы тория большей частью короткоживущие; из них большой период полураспада имеет только 229Th (Т1/2=7340 лет), принадлежащий к искусственному радиоактивному семейству нептуния. Сечение захвата тепловых нейтронов изотопом 232Th 7,31 барн/атом.

Радиоактивные изотопы тория получают из монацитовых руд, используя чаще всего сернокислотный метод разложения.

Торий в природе

Торий, как радиоактивный элемент, является одним из источников радиоактивного фона Земли. Содержание тория в минерале торианите составляет от 45 до 88 %, в минерале торите — до 62%. Содержание тория в речной воде 8,1 10 -4 Бк/л. Это на порядок ниже, чем урана, и на два порядка ниже, чем 40К (3,7-10 -2 Бк/л).

Тория в природе значительно больше урана. В ничтожных количествах он встречается даже в гранитах. Содержание тория в земной коре 8*10 -4 вес.%, примерно столько же, сколько свинца. В природных соединениях торий связан с ураном, редкоземельными элементами и цирконием, относится к типично литосферным элементам и концентрируется преимущественно в верхних слоях литосферы. Торий обнаружен более чем в 100 минералах, представляющих собой кислородные соединения, преимущественно оксиды и значительно реже – фосфаты и карбонаты. Более 40 минералов являются соединениями тория или же торий входит в них в качестве одного из главных компонентов. Основными промышленными минералами тория являются монацит (Ce, La, Th…)PO 4 , торит ThSiO 4 и торианит (Th,U)O 2 .

Торит очень богат торием (45 до 93% ThO 2), но редок, так же как и другой богатый ториевый минерал — торианит (Th, U)O 2 , содержащий от 45 до 93% ThO 2 . Важный минерал тория — монацитовый песок. В общем виде его формулу записывают в виде (Ce, Th)PO4, но он содержит кроме церия еще лантан, празеодим, неодим и другие редкие земли, а также — уран. Тория в монаците — от 2.5 до 12%. Богатые монацитовые россыпи есть в Бразилии, Индии, США, Австралии, Малайзии. Известны и жильные месторождения этого минерала — на юге Африки.

Монацит – минерал прочный, устойчивый против выветривания. При выветривании горных пород, особенно интенсивном в тропической и субтропической зонах, когда почти все минералы разрушаются и растворяются, монацит не изменяется. Ручьи и реки уносят его к морю вместе с другими устойчивыми минералами – цирконом, кварцем, минералами титана. Волны морей и океанов довершают работу по разрушению и сортировке минералов, накопившихся в прибрежной зоне. Под их влиянием происходит концентрирование тяжелых минералов, отчего пески пляжей приобретают темную окраску. Так на пляжах формируются монацитовые россыпи – «чёрные пески».

Физические и химические свойства

Торий – серебристо-белый блестящий металл, пластичный, легко подвергающийся механической обработке (легко деформируется на холоду), стойкий к окислению в чистом виде, но обычно медленно тускнеющий до темного цвета с течением времени. Образцы металлического тория с содержанием оксида тория 1,5—2% очень устойчивы к окислению и долгое время не тускнеют. До 1400° С устойчива кубическая гранецентрированная решетка, а=0,5086 нм, выше этой температуры кубическая объемно- центрированная, а=0,41 нм. Атомный диаметр тория в α-форме 0,359 нм, в β-форме 0,411 нм.

Основные свойства тория: плотность: 11.724 г/см 3 , температура плавления: 1750° C; температура кипения: 4200° C. Теплота плавления 4,6 ккал/моль, теплота испарения 130-150 ккал/моль, атомная теплоёмкость 6,53 кал/г-ат.град, теплопроводность 0,090 (20° ) кал/см.сек.град, удельное электросопротивление 15*10 -6 ом.см. При температуре 1,3-1,4 К торий становится сверхпроводником.

Торий медленно разрушается холодной водой, но в горячей воде скорость коррозии тория и сплавов на его основе в сотни раз выше, чем у алюминия. Порошок металлического тория пирофорен (поэтому его хранят под слоем керосина). При нагреве в воздухе он загорается и горит ярким белым светом. Чистый торий — мягкий, очень гибкий и ковкий, с ним можно работать непосредственно (холодный прокат, горячая штамповка и т.п.), однако его протяжка затруднительна из-за низкого предела прочности на разрыв. Содержание оксида сильно затрагивает механические свойства тория; даже чистые образцы тория обычно содержат несколько десятых процента оксида тория. При сильном нагреве он взаимодействует с водородом, галогенами, серой, азотом, кремнием, алюминием и рядом других элементов. Интересным свойством металлического тория является растворимость в нем водорода, возрастающая с понижением температуры. Он плохо растворяется в основных кислотах, за исключением соляной. Он малорастворим в серной и азотной кислотах. Металлический торий растворим в концентрированных растворах НС1 (6—12 моль/л) и HNO 3 (8—16 моль/л) в присутствии иона фтора.

По химическим свойствам торий, с одной стороны, является аналогом церия, а с другой — циркония и гафния. Торий способен проявлять степени окисления +4, +3 и +2, из которых наиболее устойчивой является +4.

Торий по внешнему виду и температуре плавления напоминает платину, по удельному весу и твердости — свинец. В химическом отношении у тория мало сходства с актинием (хотя его и относят к актинидам), но много сходства с церием и другими элементам второй подгруппы IV группы. Лишь по структуре электронной оболочки атома — он равноправный член семейства актинидов.

Хотя торий относится к семейству актинидов, по некоторым свойствам он близок также ко второй подгруппе IV группы периодической системы – Ti, Zr, Hf. Сходство тория с редкоземельными элементами связано с близостью величин их ионных радиусов, которые для всех этих элементов находятся в пределах 0.99 — 1.22 А. В соединениях ионного или ковалентного типа торий почти исключительно четырехвалентен.

ТhO2 – основной оксид тория (структура флюорита) получается при сжигании тория на воздухе. Прокаленная ThO2 почти не растворяется в растворах кислот и щелочей; процесс растворения в азотной кислоте резко ускоряется при добавлении незначительных количеств ионов фтора. Окись тория является довольно тугоплавкой субстанцией — ее температура плавления 3300°С — самая высокая из всех оксидов и выше большинства других материалов, за несколькими исключениями. Это свойство когда-то рассматривалось для основного коммерческого использования тория как огнеупорной керамики — в основном в керамических деталях, огнеупорных литьевых формах и тиглях. Но, выдерживая высочайшие температуры, окись тория частично растворяется во многих жидких металлах и загрязняет их. Самое широкое применение окиси было в производстве газокалильных сеток для газовых фонарей.

Производство тория

Торий получают переработкой монацитового песка, который перемешан с кварцевым, цирконовым, рутиловым… Поэтому первая стадия производства тория – получение чистого монацитового концентрата. Для отделения монацита используют разные способы и приспособления. Первоначально грубо отделяют его на дезинтеграторах и концентрационных столах, используя разницу в плотности минералов и их смачиваемости различными жидкостями. Тонкого разделения достигают путем электромагнитной и электростатической сепарации. Полученный таким образом концентрат содержит 95…98% монацита.

Отделение тория чрезвычайно затруднено, поскольку монацит содержит элементы, по свойствам близкие к торию, – редкоземельные металлы, уран… Из многочисленных методов вскрытия монацитовых концентратов промышленное значение имеют лишь два:

1) Обработка крепкой серной кислотой при 200° С

2) Обработка тонокоизмельчённого концентрата 45%-ным раствором NaOH при 140° С.

Отделение урана и тория от редких земель происходит на следующей стадии. Сейчас для этого в основном используют процессы экстракции. Чаще всего из водных растворов торий и уран экстрагируют несмешивающимся с водой трибутилфосфатом. Разделение урана и тория происходит на стадии избирательной реэкстракции. При определенных условиях торий из органического растворителя перетягивается в водный раствор азотной кислоты, а уран остается в органической фазе. После того как торий отделен, нужно превратить его соединения в металл. Распространены два способа: восстановление двуокиси ThO 2 или тетрафторида ThF 4 металлическим кальцием и электролиз расплавленных галогенидов тория. Обычно продуктом этих превращений бывает ториевый порошок, который затем спекают в вакууме при 1100…1350°C.

Многочисленные сложности ториевого производства усугубляются необходимостью надежной радиационной защиты.

Применение тория

Сейчас торий используется для легирования некоторых сплавов. Торий заметно повышает прочность и жаростойкость сплавов на железной, никелевой, кобальтовой, медной, магниевой или алюминиевой основе. Большое значение имеют многокомпонентные сплавы на магниевой основе, содержащие торий, а также Zn, Zr, и Mn; сплавы отличаются небольшим удельным весом, хорошей прочностью, высокой стойкостью при повышенных температурах. Эти сплавы применяют для деталей реактивных двигателей, управляемых снарядов, электронной и радарной аппаратуры.

В XIX веке двуокись ThO2 применяли в производстве газокалильных сеток — газовое освещение было распространено больше, чем электрическое. Изобретенные австрийским химиком Карлом Ауэром фон Вельсбахом колпачки из окислов церия и тория увеличивали яркость и преобразовывали спектр пламени газовых рожков – свет их становился ярче, ровнее. Из двуокиси тория – соединения весьма тугоплавкого – пробовали делать и тигли для выплавки редких металлов. Но, выдерживая высочайшие температуры, это вещество частично растворялось во многих жидких металлах и загрязняло их. Потому тигли из ThO 2 широкого распространения не получили.

Торий применяется как катализатор — в процессах органического синтеза, крекинга нефти, при синтезе жидкого топлива из каменного угля, гидрирования углеводородов, а так же в реакциях окисления NH 3 до HNO 3 и SO 2 до SO 3 .

В связи со сравнительно малой работой выхода электрона и высокой электронной эмиссией торий применяют как электродный материал для некоторых типов электронных ламп. Торий используется так же как геттер в электронной промышленности.

Важнейшей областью применения тория является ядерная техника. В ряде стран построены атомные реакторы в которых в качестве топлива используется металлический торий, карбид тория, Th 3 Bi 5 и др., часто в смеси с ураном и его соединениями.

Как уже упоминалось, торий-232 не способен делиться тепловыми нейтронами. Тем не менее торий является источником вторичного ядерного горючего (233U), получаемого по ядерной реакции на тепловых нейтронах.

U — отличное ядерное горючее, поддерживающее цепное деление и имеющее некоторое преимущество перед 235U: при делении его ядра выделяется больше нейтронов. Каждый нейтрон, поглощенный ядром 239Pu или 235U, дает 2.03 — 2.08 новых нейтронов, а 233U — намного больше — 2.37. С точки зрения ядерной индустрии, преимущество тория перед ураном заключается в высокой температуре плавления, в отсутствии фазовых превращений до 1400° С, в высокой механической прочности и радиационной устойчивости металлического тория и ряда его соединений (оксида, карбида, фторида). 233U отличается высоким значением коэффициента воспроизводства тепловых нейтронов, обеспечивающим высокую степень их использования в ядерных реакторах. К недостаткам тория относится необходимость добавления к нему делящихся материалов для осуществления ядерной реакции.

Применение тория в качестве ядерного горючего затруднено прежде всего тем, что в побочных реакциях образуются изотопы с высокой активностью. Главный из таких загрязнителей 232U — α- и γ-излучатель с периодом полураспада 73.6 года. Его использованию препятствует и то обстоятельство, что торий дороже урана, поскольку уран легче выделить из смеси с другими элементами. Некоторые урановые минералы (уранит, урановая смолка) — это простые оксиды урана. У тория таких простых минералов (имеющих промышленное значение) нет. А попутное выделение из редкоземельных минералов осложнено сходством тория с элементами семейства лантана.

Главная проблема получения делящегося материала из тория состоит в том, что он изначально не присутствует в реальном реакторном топливе, в отличие от 238U. Для использования ториевого воспроизводства высокообогащенный делящийся материал (235U, 233U, 239Pu) должен использоваться в качестве топлива реактора с включениями тория только для возможности воспроизводства (т.е. не происходит или происходит незначительное выделение энергии, хотя сгорание 233U, полученного на месте, может внести вклад в выделение энергии). С другой стороны, тепловые бридерные реакторы (на медленных нейтронах) способны использовать 233U/торий цикл воспроизводства, особенно если в качестве замедлителя использовать тяжелую воду. Тем не менее о торцевой ядерной энергетике следует думать всерьез. Запасы этого элемента только в редкоземельных рудах втрое превышают все мировые запасы урана. Это неминуемо приведет к увеличению роли ториевого ядерного горючего в энергетике будущего.

Физиологические свойства тория

Как ни странно, поступление тория в желудочно-кишечный тракт (тяжелый металл, к тому же радиоактивный!) не вызывает отравления. Объясняется это тем, что в желудке – кислая среда, и в этих условиях соединения тория гидролизуются. Конечный продукт – нерастворимая гидроокись тория, которая выводится из организма. Острое отравление способна вызвать лишь нереальная доза в 100 г тория…

Чрезвычайно опасно попадание тория в кровь. В этом, к сожалению, люди убедились не сразу. В 20…30 годах при заболеваниях печени и селезенки для диагностических целей применяли препарат «торотраст», включавший окись тория. Врачи, уверенные в нетоксичности ториевых препаратов, прописывали торотраст тысячам пациентов. И тут начались неприятности. Несколько человек погибли от заболевания кроветворной системы, у некоторых возникли специфические опухоли. Оказалось, что, попадая в кровь в результате инъекций, торий осаждает протеин и тем способствует закупорке капилляров. Отлагаясь в костях близ кроветворных тканей, природный торий-232 становится источником гораздо более опасных для организма изотопов – мезотория, тория-228, торона. Естественно, что торотраст был спешно изъят из употребления.

При работе с торием и его соединениями возможно поступление в организм как самого тория, так и его дочерних продуктов. Наиболее вероятным путем проникновения аэрозольных частиц или газообразного продукта являются органы дыхания. Торий может поступать в организм также через ЖКТ и кожу, особенно поврежденную, имеющую мелкие ссадины, царапины. Соли тория, попадая в организм, подвергаются гидролизу с образованием труднорастворимого выпадающего в осадок гидроксида. Торий может существовать в ионной форме в исключительно низких концентрациях, в большинстве случаев он находится в виде агрегатов молекул (коллоид). Торий образует прочные комплексы с белками, аминокислотами и органическими кислотами. Очень мелкие частицы тория могут адсорбироваться на поверхности клеток мягких тканей.

При поступлении тория через органы дыхания в выдыхаемом воздухе определяется торон. Поведение его в организме существенно отличается от других продуктов распада. При вдыхании он смешивается с легочным воздухом, диффундирует из легких в ток крови со скоростью около 20 % в мин и разносится по организму. Тб торона из крови составляет 4,5 мин

При внутривенном введении торотраста непосредственная реакция организма заключается в быстро проходящей лихорадке, тошноте, кратковременной анемии, лейкопении или лейкоцитозе. Описаны деструктивные изменения кожи после терапевтического применения Т. Так, длительное использование обычных терапевтических доз Т. вызывает необратимые дегенеративно-атрофические изменения кожи с нарушением эпидермиса, подкожной ткани и кожных капилляров. В тяжелых случаях наблюдаются пузыри на коже с последующей некротизацией и образованием желтых твердых корочек. При лечении кожных поражений у больных через 4 года после терапевтического применения 324Th наступает атрофия кожи.

Определение содержания тория в организме проводят измерением α-, γ-излучения в выдыхаемом воздухе (тороне), а также в крови, выделениях, промывных водах, рвотных массах; в воздухе — контролируют по уровню γ-излучения.

Меры профилактики: предупреждение поступления в воздух аэрозолей и газообразных продуктов распада тория, механизация и герметизация всех производственных процессов. При работе с изотопами тория необходимо соблюдать санитарные правила и нормы радиационной безопасности с применением специальных мер защиты в соответствии с классом работ. Неотложная помощь. Дезактивация рук и лица водой с мылом или 2—3 % раствором порошка «Новость». Промывание полости рта и носоглотки. Внутрь противоядие от тяжелых металлов (аntidotum metallorum 50,0 г) или активированный уголь. Рвотные средства (апоморфин 1 % — 0,5 мл подкожно) или промывание желудка водой. Солевые слабительные, очистительные клизмы. Мочегонные (гипотиазид 0,2 г, фонурит 0,25). При ингаляционном поражении (пыль, аэрозоль) —

внутрь отхаркивающие (термопсис с содой, терпингидрат). Внутривенно 10 мл 5 % раствора пентацина.

В 1815 году знаменитый шведский химик Йенс Якоб Берцелиус заявил об открытии нового элемента, который он назвал торием в честь Тора, бога-громовержца и сына верховного скандинавского бога Одина. Однако в 1825 году обнаружилось, что открытие это было ошибкой. Тем не менее название пригодилось — его Берцелиус дал новому элементу, который он обнаружил в 1828 году в одном из норвежских минералов (сейчас этот минерал называется торит). Этому элементу, возможно, предстоит большое будущее, где он сможет сыграть в атомной энергетике роль, не уступающую по важности главному ядерному топливу — урану.

Дальние родственники бомбы

Атомная энергетика, на которую сейчас возлагается столько надежд, — это побочная ветвь военных программ, основными целями которых было создание атомного оружия (а чуть позднее реакторов для подводных лодок). В качестве ядерного материала для изготовления бомб можно было выбрать из трех возможных вариантов: уран-235, плутоний-239 или уран-233.

Так выглядит ториевый ядерный цикл, иллюстрирующий превращение тория в высокоэффективное ядерное топливо — уран-233.

Уран-235 содержится в природном уране в очень небольшом количестве — всего 0,7% (остальные 99,3% составляет изотоп 238), и его нужно выделить, а это дорогостоящий и сложный процесс. Плутоний-239 не существует в природе, его нужно нарабатывать, облучая нейтронами уран-238 в реакторе, а затем выделяя его из облученного урана. Таким же образом можно получать уран-233 путем облучения нейтронами тория-232.

В 1960-х планировалось замкнуть ядерный цикл по урану и плутонию с использованием примерно 50% АЭС на тепловых реакторах и 50% на быстрых. Но разработка быстрых реакторов вызвала трудности, так что в настоящее время эксплуатируется лишь один такой реактор — БН-600 на Белоярской АЭС (и построен еще один — БН-800). Поэтому сбалансированную систему можно создать из ториевых тепловых реакторов и примерно 10% быстрых реакторов, которые будут восполнять недостающее топливо для тепловых.

Ториевый цикл

Тем не менее о тории не совсем забыли. Еще в 1940-х годах Энрико Ферми предложил нарабатывать плутоний в реакторах на быстрых нейтронах (это более эффективно, чем на тепловых), что привело к созданию реакторов EBR-1 и EBR-2. В этих реакторах уран-235 или плутоний-239 являются источником нейтронов, превращающих уран-238 в плутоний-239. При этом плутония может образовываться больше, чем «сжигается» (в 1,3−1,4 раза), поэтому такие реакторы называются «размножителями».

Другая научная группа под руководством Юджина Вигнера предложила свой проект реактора-размножителя, но не на быстрых, а на тепловых нейтронах, с торием-232 в качестве облучаемого материала. Коэффициент воспроизводства при этом уменьшился, но конструкция была более безопасной. Однако существовала одна проблема. Ториевый топливный цикл выглядит таким образом. Поглощая нейтрон, торий-232 переходит в торий-233, который быстро превращается в протактиний-233, а он уже самопроизвольно распадается на уран-233 с периодом полураспада 27 дней. И вот в течение этого месяца протактиний будет поглощать нейтроны, мешая процессу наработки. Для решения этой проблемы хорошо бы вывести протактиний из реактора, но как это сделать? Ведь постоянная загрузка и выгрузка топлива сводит эффективность наработки почти к нулю. Вигнер предложил очень остроумное решение — реактор с жидким топливом в виде водного раствора солей урана. В 1952 году в Национальной лаборатории в Оак-Ридже под руководством ученика Вигнера, Элвина Вайнберга, был построен прототип такого реактора — Homogeneous Reactor Experiment (HRE-1). А вскоре появилась еще более интересная концепция, идеально подходившая для работы с торием: это реактор на расплавах солей, Molten-Salt Reactor Experiment. Топливо в виде фторида урана было растворено в расплаве фторидов лития, бериллия и циркония. MSRE проработал с 1965 по 1969 год, и хотя торий там не использовался, сама концепция оказалась вполне работоспособной: использование жидкого топлива повышает эффективность наработки и позволяет выводить из активной зоны вредные продукты распада.

Жидкосолевой реактор позволяет намного более гибко управлять топливным циклом, чем обычные тепловые станции, и использовать топливо с наибольшей эффективностью, выводя вредные продукты распада из активной зоны и добавляя новое топливо по мере необходимости.

Тем не менее жидкосолевые реакторы (ЖСР) не получили распространения, поскольку обычные тепловые реакторы на уране оказались дешевле. Мировая атомная энергетика пошла по наиболее простому и дешевому пути, взяв за основу проверенные водо-водяные реакторы под давлением (ВВЭР), потомки тех, которые были сконструированы для подводных лодок, а также кипящие водо-водяные реакторы. Реакторы с графитовым замедлителем, такие как РБМК, представляют собой другую ветвь генеалогического древа — они происходят от реакторов для наработки плутония. «Основным топливом для этих реакторов является уран-235, но его запасы хотя и довольно значительны, тем не менее ограничены, — объясняет «Популярной механике» начальник отдела системных стратегических исследований Научно-исследовательского центра «Курчатовский институт» Станислав Субботин. — Этот вопрос начал рассматриваться еще в 1960-х годах, и тогда планируемым решением этой проблемы считалось введение в ядерный топливный цикл отвального урана-238, запасов которого почти в 200 раз больше. Для этого планировалось построить множество реакторов на быстрых нейтронах, которые бы нарабатывали плутоний с коэффициентом воспроизводства 1,3−1,4, чтобы избыток можно было использовать для питания тепловых реакторов. Быстрый реактор БН-600 был запущен на Белоярской АЭС — правда, не в режиме бридера. Недавно там же был построен и еще один — БН-800. Но для построения эффективной экосистемы атомной энергетики таких реакторов нужно примерно 50%».

Все радиоактивные изотопы, которые встречаются в природе в естественных условиях, принадлежат к одному из трех семейств (радиоактивных рядов). Каждый такой ряд — это цепочка ядер, связанных последовательным радиоактивным распадом. Родоначальники радиоактивных рядов — долгоживущие изотопы уран-238 (период полураспада 4,47 млрд лет), уран-235 (704 млн лет) и торий-232 (14,1 млрд лет). Цепочки заканчиваются стабильными изотопами свинца. Существует еще один ряд, начинающийся с нептуния-237, но период его полураспада слишком мал — всего лишь 2,14 млн лет, поэтому в природе он не встречается.

Вот тут как раз на сцену и выходит торий. «Торий часто называют альтернативой урану-235, но это совершенно неправильно, — говорит Станислав Субботин. — Сам по себе торий, как и уран-238, вообще не является ядерным топливом. Однако, поместив его в нейтронное поле в самом обычном водо-водяном реакторе, можно получить отличное топливо — уран-233, которое затем использовать для этого же самого реактора. То есть никаких переделок, никакого серьезного изменения существующей инфраструктуры не нужно. Еще один плюс тория — распространенность в природе: его запасы как минимум втрое превышают запасы урана. Кроме того, нет необходимости в разделении изотопов, поскольку при попутной добыче вместе с редкоземельными элементами встречается только торий-232. Опять же, при добыче урана происходит загрязнение окружающей местности относительно долгоживущим (период полураспада 3,8 суток) радоном-222 (в ряду тория радон-220 — короткоживущий, 55 секунд, и не успевает распространиться). Кроме того, торий имеет отличные термомеханические свойства: он тугоплавкий, менее склонен к растрескиванию и выделяет меньше радиоактивных газов при повреждении оболочки ТВЭЛ. Наработка урана-233 из тория в тепловых реакторах примерно в три раза более эффективна, чем плутония из урана-235, так что наличие как минимум половины таких реакторов в экосистеме атомной энергетики позволит замкнуть цикл по урану и плутонию. Правда, быстрые реакторы все равно будут нужны, поскольку коэффициент воспроизводства у ториевых реакторов не превышает единицы».

На производство 1 ГВт в течение года требуется: 250 т природного урана (содержат 1,75 т урана-235) требуется добыть 215 т обедненного урана (в том числе 0,6 т урана-235) уходят в отвалы; 35 т обогащенного урана (из них 1,15 т урана-235) загружаются в реактор; отработанное топливо содержит 33,4 т урана-238, 0,3 т урана-235, 0,3 т плутония-239, 1 т продуктов распада. 1 т тория-232 при загрузке в жидкосолевой реактор полностью конвертируется в 1 т урана-233; 1 т продуктов распада, из них 83% — короткоживущие изотопы (распадаются до стабильных примерно за десять лет).

Термоядерное зажигание

Эксперименты по использованию ториевых ТВЭЛов в тепловых реакторах ведутся в России и других странах — Норвегии, Китае, Индии, США. «Сейчас самое время вернуться к идее жидкосолевых реакторов, — считает Станислав Субботин. — Химия фторидов и фторидных расплавов хорошо изучена благодаря производству алюминия. Для тория реакторы на расплавах солей гораздо более эффективны, чем обычные водо-водяные, поскольку позволяют гибко производить загрузку и вывод продуктов распада из активной зоны реактора. Более того, с их помощью можно реализовать гибридные подходы, используя в качестве источника нейтронов не ядерное топливо, а термоядерные установки — хотя бы те же токамаки. К тому же жидкосолевой реактор позволяет решить проблему с минорными актинидами — долгоживущими изотопами америция, кюрия и нептуния (которые образуются в облученном топливе), «дожигая» их в реакторе-мусорщике. Так что в перспективе нескольких десятилетий в атомной энергетике без тория нам не обойтись».

ТОРИЙ

Торий – природный слабо радиоактивный металл, открытый в 1828 г. шведским химиком Йенсом Берцелиусом, который назвал его в честь Тора, бога войны скандинавских народов. В небольших количествах он присутствует во многих горных породах и грунтах, где его содержание почти в три раза превышает содержание урана. В почве содержится приблизительно шесть частей тория на миллион.

Торий встречается во многих минералах, наиболее распространенным из которых является редкоземельный минерал – фосфат тория – монацит, в котором содержится до 12% оксида тория. Залежи этого минерала имеются в нескольких странах. Торий-232 распадается очень медленно (его период полураспада почти в три раза превышает возраст Земли), но другие изотопы тория содержатся в нем и в цепях распада урана. Большинство из них являются короткоживущими элементами, и поэтому они намного более радиоактивны, чем Th-232, хотя в массовом отношении их содержание ничтожно мало.

Торий в качестве ядерного топлива

Торий, как и уран , может использоваться в качестве ядерного топлива. Сам по себе не являющийся делящимся материалом Th-232 поглощает медленные нейтроны и образует делящийся уран-233. Как и U-2238, торий-232 является топливным сырьем.

По одному из существенных показателей U-233 превосходит уран-235 и плутоний-239, имея более высокий выход нейтронов на один поглощенный нейтрон. Если начать реакцию с помощью другого делящегося материала (U-235 или Pu-239), можно реализовать цикл наработки делящегося материала, напоминающий, но более эффективный, чем цикл на U-238 и плутоний в реакторах на медленных нейтронах. Th-232 поглощает нейтрон и преобразуется в Th-233, который при распаде переходит в Ра-233, а затем в U-233. Облученное топливо можно выгрузить из реактора, U-233 отделить от тория и загрузить в другой реактор, как часть замкнутого топливного цикла.

За последние 30 лет появился интерес к торию в качестве ядерного топлива, поскольку его запасы в земной коре в три раза превышают запасы урана. Кроме того, в реакторах можно использовать весь добываемый торий в отличие от 0,7% изотопа U-235 из природного урана.

Основным вариантом в реакторах типа PWR могут быть топливные сборки, смонтированные так, что бланкет, состоящий главным образом из тория, покрывает затравочный элемент с большей степенью обогащения, содержащий U-235, который производит нейтроны для подкритического бланкета. Поскольку U-233 производится в бланкете, он там же и сгорает. Здесь речь следует о легководном реакторе-бридере, который успешно прошел демонстрационные испытания в USA в 1970 годах.

Научно-исследовательские и конструкторские разработки

Возможность реализации ториевых топливных циклов изучается уже около 30 лет, однако значительно менее интенсивно, чем урановых или уран-плутониевых циклов. Основные исследовательские и конструкторские работы проводились в Германии, Индии, Японии, Рф, Великобритании и USA. Было проведено также и пробное облучение ториевого топлива в реакторах до получения высокого уровня выгорания. Полностью или частично загружались ториевым топливом несколько опытных реакторов.

К заслуживающим внимания экспериментам по ториевому циклу относятся следующие (первые три проводились на высокотемпературных реакторах с газовым охлаждением):

  • В период с 1967 по 1988 годы в Германии более 750 недель эксплуатировался экспериментальный реактор AVR с насыпным бланкетом при мощности 15 МегаВт. 95% всего периода работы реактора составляла работа на ториевом топливе. Топливо представляло собой 100000 топливных элементов в виде шариков. Общий вес ториевого топлива составлял 1360 кг; торий использовался в смеси с высокообогащенным ураном. Максимальная глубина выгорания составила 150000 МВт·сутки/т.
  • Ториевые ТВЭЛы, состоящие из тория и урана в соотношении 10:1, в течение 741 суток облучались в реакторе Dragon мощностью 20 МегаВт в английском городе Уинфит. Реактор Dragon эксплуатировался в рамках совместного проекта, в котором, наряду с Великобританией, с 1964 по 1973 годы участвовали Австрия, Дания, Швеция, Норвегия и Швейцария. Ториево-урановое топливо использовалось для производства U-233, который заменял потребляемый U-235 примерно в том же соотношении. Топливо могло работать в реакторе в течение шести лет.
  • В 1967-1974 годах в USA работал высокотемпературный реактор Peach Bottom на уран-ториевом топливе мощностью 110 МегаВт производства компании General Atomic.
  • В Индии в 1996 г. в Калпаккаме в качестве источника нейтронов был запущен экспериментальный исследовательский реактор Kamini мощностью 30 кВт, работавший на U-233, полученном путем облучения ThO 2 на другом реакторе. Реактор был построен неподалеку от бридерного реактора на быстрых нейтронах мощностью 40 МегаВт, в котором и облучался ThO 2 .
  • В Нидерландах в течение трех лет эксплуатировался гомогенный реактор с водяной смесью мощностью 1 МегаВт. В реакторе использовалось топливо в виде раствора высокообогащенного урана и тория; с целью удаления продуктов деления непрерывно велась переработка, в результате которой с высоким К.П.Д. производился U-233.
  • Проводился ряд экспериментов с реакторами на быстрых нейтронах.
  • На базе реактора AVR в Германии был разработан 300 МегаВт-реактор THTR, проработавший с 1983 по 1989 годы; реактор работал на насыпном бланкете из 674000 элементов, из которых больше половины представляло собой уран-ториевое топливо, а остальные – графитовый замедлитель и нейтронные поглотители. ТВЭЛы непрерывно обновлялись при загрузке, и в среднем прошли через реактор шесть раз. Производство топлива было поставлено на промышленную основу.
  • Реактор Fort St Vrain был единственным в USA коммерческим реактором, работавшем на ториевом топливе; этот реактор также был сконструирован на базе немецкого AVR и проработал с 1976 по 1989 годы. Это был высокотемпературный реактор (1300°С) с графитовым замедлителем и гелиевым охлаждением с проектной мощностью 842 МегаВт (330 МегаВт электрических). Топливные элементы были изготовлены из карбида тория и карбида Th/U-235 в виде микросфер, для удержания продуктов деления, покрытых диоксидом кремния и пироуглеродом. ТВЭЛы имели форму шестигранных колонн («призм»). В реакторе использовалось почти 25 тонн тория; глубина выгорания составила 170000 МВт·сутки/т.
  • Исследования ториевого топлива для реакторов типа PWR проводились на американском реакторе Shippingport; в качестве исходного делящегося материала топлива использовались U-235 и плутоний. Был сделан вывод, что торий серьезно не повлияет на режимы работы и сроки эксплуатации активной зоны. Здесь же с 1977 по 1982 годы успешно прошли испытания легководного бридерного реактора затравочно-бланкетного типа на ториево-урановом топливе, покрытым сплавом циркония.
  • В 60-мегаваттном реакторе Lingen типа BWR в Германии использовались Th/Pu-ТВЭЛы.

В Индии с целью повышения эффективности после запуска в блоки 1 и 2 А.Э.С в Какрапаре было загружено 500 кг ториевого топлива. 1-Ый блок А.Э.С был первым в мире реактором, в котором для выравнивания мощности в активной зоне использовался не обедненный уран, а торий. Работая на ториевом топливе, 1-й блок вышел на полную мощность за 300 суток, а 2-й блок – за 100 суток. Ториевое топливо планируется использовать в блоках 1 и 2 А.Э.С в Кайга и в блоках 3 и 4 А.Э.С в Раджастане, которые находятся в стадии строительства.

Обладая запасами тория, в шесть раз превышающими запасы урана, Индия в качестве основной задачи промышленного производства энергии поставила задачу внедрения ториевого цикла, которая будет решаться в три этапа:

  • тяжеловодные реакторы CANDU, работающие на топливе из природного урана, будут использоваться для наработки плутония;
  • реакторы-бридеры на быстрых нейтронах (FBR) на основе полученного плутония будут производить U-233 из тория;
  • перспективные тяжеловодные реакторы будут работать на U-233 и тории, получая 75% энергии из тория.

В качестве еще одной возможности для третьего этапа рассматриваются подкритические комплексы на ускорителях (ADS).

Разработка перспективных реакторов

Конструкторские решения по перспективным реакторам на ториевом топливе включают:

  • Легководные реакторы, использующие в качестве топлива оксид плутония (PuO 2), оксид тория (ThO 2) и(или) оксид урана (UO 2), из которых изготовляются стержневые ТВС.
  • Высокотемпературные реакторы с газовым охлаждением (HTGR) двух типов – с насыпным бланкетом и призматическими топливными сборками.
  • Газотурбинные модульные реакторы с гелиевым охлаждением (GT-MHR). Результатом проведенных в USA исследований на реакторах типа HTGR стали призматические ТВС. Использование гелия для охлаждения при высоких температурах и сравнительно небольшая выходная энергия на модуль (600 МВт) позволяет скомбинировать модульную конструкцию с газовой турбиной (цикл Брайтона), что повышает производство тепловой энергии почти на 50%. Активная зона таких реакторов допускает применение широкого спектра конструкций ТВС, в том числе ВОУ/Th и Pu/Th. Использование ВОУ/Th-топлива было продемонстрировано на американском реакторе Fort St Vrain.
  • Модульный реактор с насыпным бланкетом (PBMR). Сконструирован в Южной Африке на основе результатов проведенных в Германии исследований. Сейчас работы ведутся международным консорциумом. Позволяет использовать ториевые насыпные бланкеты.
  • Реакторы на солевом расплаве. Перспективный реактор-бридер, в котором ториевое топливо используется в виде солевого расплава, не требуя дополнительного внешнего охлаждения. Хладагент первичного контура проходит через теплообменник, где тепловая энергия реакции деления передается в рабочий материал вторичного контура с целью генерации пара. Детальные исследования концепции проводились в 60-е годы ХХ века; сейчас они возобновились в связи с появлением передовых технологий производства материалов.
  • Перспективные тяжеловодные реакторы (AHWR). В Индии в настоящее время ведутся работы по этому направлению. Как и канадский реактор CANDU-NG, индийский реактор мощностью 250 МегаВт охлаждается обычной водой. Основная часть активной зоны состоит из смеси оксидов тория и U-233 в подкритическом состоянии; пропорции смеси таковы, что U-233 самовоспроизводится. Реакция управляется несколькими затравочными зонами на основе обычного МОХ-топлива.
  • Утилизация плутония. Сегодня в некоторых реакторах используется МОХ-топливо (U, Pu). Альтернатива состоит в использовании торий-плутониевого топлива; в этом случае реактор работает на плутонии, производя делящийся U-233, который после разделения можно использовать в составе уран-ториевого топливного цикла.

В комплексах с ускорителями высокоэнергетические нейтроны производятся за счет реакции расщепления ядер высокоэнергетическими протонами ускорителя, соударяющимися с тяжелыми ядрами мишени (свинец, свинец-висмут или другие элементы). Эти нейтроны можно направить в субкритический реактор, содержащий торий, где нейтроны производят U-233 и обеспечивают его деление. Существует возможность обеспечения самоподдерживающейся реакции деления, которую можно направить либо на производство энергии, либо на трансмутацию актиноидов, образующихся в результате U/Pu топливного цикла. Использование тория вместо урана означает, что в самом реакторе ADS будет производиться меньшее число актиноидов.

Разработка ториевого топливного цикла

Проблемы, связанные с решением этой задачи, сводятся к высокой стоимости производства топлива частично вследствие высокой радиоактивности U-233, который всегда содержит U-232; аналогичные проблемы касаются и переработки тория вследствие высокой радиоактивности Th-228, определенного риска распространения U-233 как оружейного материала, а также ряда технических проблем переработки (пока не решенных должным образом). Предстоит проделать большую работу, прежде чем ториевый цикл будет поставлен на коммерческую основу, но пока можно в больших количествах добывать уран, такая работа представляется маловероятной.

Тем не менее, ториевый цикл с его потенциалом по воспроизводству без использования реакторов на быстрых нейтронах сохранит свою перспективность еще в течение длительного времени. Этот цикл является определяющим фактором в развитии самодостаточной ядерной энергетики.

Источник

Рейтинг
Ufactor
Добавить комментарий