Торий: спасетли онпланету отэнергетического кризиса?
В 1815 году известный шведский химик Йенс Якоб Берцелиус заявил об открытии нового элемента, что он назвал торием в честь Тора, сына-и бога громовержца главного скандинавского всевышнего Одина. Но в 1825 году обнаружилось, что открытие это было неточностью. Однако наименование понадобилось — его Берцелиус дал новому элементу, что он нашёл во второй половине 20-ых годов XIX века в одном из норвежских минералов (на данный момент данный минерал именуется торит).
Этому элементу, быть может, предстоит громадное будущее, где он сможет сыграть в ядерной энергетике роль, не уступающую по важности главному ядерному горючему — урану.
Дальние родственники бомбы
Ядерная энергетика, на которую на данный момент возлагается столько надежд, — это побочная ветвь армейских программ, главными целями которых было создание ядерного оружия (а чуть позднее реакторов для подводных лодок). В качестве ядерного материала для того чтобы возможно было выбрать из трех вероятных вариантов: уран-235, плутоний-239 либо уран-233.
Уран-235 содержится в природном уране в весьма маленьком количестве — всего 0,7% (остальные 99,3% образовывает изотоп 238), и его необходимо выделить, а это дорогостоящий и процесс. Плутоний-239 не существует в природе, его необходимо нарабатывать, облучая нейтронами уран-238 в реакторе, а после этого выделяя его из облученного урана. Таким же образом возможно приобретать уран-233 методом облучения нейтронами тория-232.
Первые два метода в 1940-х годах были реализованы, а вот с третьим физики решили не копаться. Дело в том, что в ходе облучения тория-232 кроме нужного урана-233 образуется еще и вредная примесь — уран-232 с периодом полураспада в 74 года, цепочка распадов которого ведет к появлению таллия-208. Данный изотоп излучает высокоэнергетичные (твёрдые) гамма-кванты, для защиты от которых требуются толстенные свинцовые плиты.
Помимо этого, твёрдое гамма-излучение выводит из строя управляющие электронные цепи, без которых нереально обойтись в конструкции оружия.
- Совершенная экосистема В 1960-х планировалось замкнуть ядерный цикл по плутонию и урану с применением приблизительно 50% АЭС на тепловых реакторах и 50% на стремительных. Но разработка стремительных реакторов позвала трудности, так что на данный момент эксплуатируется только один таковой реактор — БН-600 на Белоярской АЭС (и выстроен еще один — БН-800).
Исходя из этого сбалансированную совокупность возможно создать из ториевых тепловых реакторов и приблизительно 10% стремительных реакторов, каковые будут восполнять недостающее горючее для тепловых.
Ториевый цикл
Однако о тории не совсем забыли. Еще в 1940-х годах Энрико Ферми внес предложение нарабатывать плутоний в реакторах на стремительных нейтронах (это более действенно, чем на тепловых), что стало причиной созданию реакторов EBR-1 и EBR-2. В этих реакторах уран-235 либо плутоний-239 являются источником нейтронов, превращающих уран-238 в плутоний-239.
Наряду с этим плутония может образовываться больше, чем «сжигается» (в 1,3−1,4 раза), исходя из этого такие реакторы именуются «размножителями».
Вторая научная несколько под управлением Юджина Вигнера предложила свой проект реактора-размножителя, но не на стремительных, а на тепловых нейтронах, с торием-232 в качестве облучаемого материала. Коэффициент воспроизводства наряду с этим уменьшился, но конструкция была более надёжной. Но существовала одна неприятность.
Ториевый топливный цикл выглядит так. Поглощая нейтрон, торий-232 переходит в торий-233, что скоро преобразовывается 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 данной неприятности прекрасно бы вывести протактиний из реактора, но как это сделать?
Так как выгрузка топлива и постоянная загрузка сводит эффективность наработки практически к нулю. Вигнер внес предложение весьма остроумное ответ — реактор с жидким горючим в виде водного раствора солей урана. В первой половине 50-ых годов двадцатого века в Национальной лаборатории в Оак-Ридже под управлением ученика Вигнера, Элвина Вайнберга, был выстроен прототип для того чтобы реактора — Homogeneous Reactor Experiment (HRE-1).
А скоро показалась еще более увлекательная концепция, идеально доходившая для работы с торием: это реактор на расплавах солей, Molten-Salt Reactor Experiment. Горючее в виде фторида урана было растворено в расплаве фторидов лития, циркония и бериллия. MSRE проработал с 1965 по 1969 год, и не смотря на то, что торий в том месте не употреблялся, сама концепция была в полной мере работоспособной: применение жидкого горючего повышает эффективность наработки и разрешает выводить из активной территории вредные продукты распада.
- Жидкосолевой реактор разрешает намного более гибко руководить топливным циклом, чем простые тепловые станции, и применять горючее с громаднейшей эффективностью, выводя вредные продукты распада из активной территории и додавая новое горючее по мере необходимост
Путь мельчайшего сопротивления
Однако жидкосолевые реакторы (ЖСР) не стали распространены, потому, что простые тепловые реакторы на уране были дешевле. Мировая ядерная энергетика отправилась по самый простому и недорогому пути, забрав за базу проверенные водо-водяные реакторы под давлением (ВВЭР), потомки тех, каковые были сконструированы для подводных лодок, и кипящие водо-водяные реакторы.
Реакторы с графитовым замедлителем, такие как РБМК, являются другую ветвь генеалогического древа — они происходят от реакторов для наработки плутония. «Главным горючим для этих реакторов есть уран-235, но его запасы не смотря на то, что и достаточно велики, однако ограничены, — растолковывает «Популярной механике» начотдела системных стратегических изучений НИИ «Курчатовский университет» Станислав Субботин. — Данный вопрос начал рассматриваться еще в 1960-х годах, и тогда планируемым ответом данной неприятности считалось введение в ядерный топливный цикл отвального урана-238, запасов которого практически в 200 раза больше. Для этого планировалось выстроить множество реакторов на стремительных нейтронах, каковые бы нарабатывали плутоний с коэффициентом воспроизводства 1,3−1,4, дабы избыток возможно было применять для питания тепловых реакторов.
Стремительный реактор БН-600 был запущен на Белоярской АЭС — действительно, не в режиме бридера. Сравнительно не так давно в том месте же был выстроен и еще один — БН-800. Но для построения действенной экосистемы ядерной энергетики таких реакторов необходимо приблизительно 50%".
Могучий торий
Вот тут именно на сцену и выходит торий. «Торий довольно часто именуют альтернативой урану-235, но это совсем неправильно, — говорит Станислав Субботин. — Сам по себе торий, как и уран-238, по большому счету не есть ядерным горючим. Но, поместив его в нейтронное поле в самом простом водо-водяном реакторе, возможно взять хорошее горючее — уран-233, которое после этого применять для этого же самого реактора.
Другими словами никаких переделок, никакого важного трансформации существующей инфраструктуры не требуется. Еще один плюс тория — распространенность в природе: его запасы как минимум в три раза превышают запасы урана. Помимо этого, нет необходимости в разделении изотопов, потому, что при попутной добыче вместе с редкоземельными элементами видится лишь торий-232.
Снова же, при добыче урана происходит загрязнение окружающей местности довольно долгоживущим (период полураспада 3,8 дней) радоном-222 (в последовательности тория радон-220 — короткоживущий, 55 секунд, и не успевает распространиться). Помимо этого, торий имеет хорошие термомеханические особенности: он тугоплавкий, менее склонен к растрескиванию и выделяет меньше радиоактивных газов при повреждении оболочки ТВЭЛ.
Наработка урана-233 из тория в тепловых реакторах приблизительно втрое более действенна, чем плутония из урана-235, так что наличие как минимум половины таких реакторов в экосистеме ядерной энергетики разрешит замкнуть цикл по плутонию и урану. Действительно, стремительные реакторы все равно будут необходимы, потому, что коэффициент воспроизводства у ториевых реакторов не превышает единицы».
Но у тория имеется и один достаточно важный минус. При нейтронном облучении тория уран-233 оказывается загрязненным ураном-232, что испытывает цепочку распадов, приводящую к твёрдому гамма-излучающему изотопу таллий-208. «Это очень сильно затрудняет работу по переработке горючего, — растолковывает Станислав Субботин. — Но иначе, облегчает обнаружение для того чтобы материала, уменьшая риск хищений. Помимо этого, в замкнутом ядерном цикле и при автоматизированной обработке горючего это не имеет особенного значения».
Термоядерное зажигание
Опыты по применению ториевых ТВЭЛов в тепловых реакторах ведутся в Российской Федерации и других странах — Норвегии, Китае, Индии, США. «на данный момент самое время возвратиться к идее жидкосолевых реакторов, — вычисляет Станислав Субботин. — Химия фторидных расплавов и фторидов прекрасно изучена благодаря производству алюминия. Для тория реакторы на расплавах солей значительно более действенны, чем простые водо-водяные, потому, что разрешают гибко создавать вывод и загрузку продуктов распада из активной территории реактора.
Более того, с их помощью возможно реализовать гибридные подходы, применяя в качестве источника нейтронов не ядерное горючее, а термоядерные установки — хотя бы те же токамаки. К тому же жидкосолевой реактор разрешает решить проблему с минорными актинидами — долгоживущими изотопами америция, нептуния и кюрия (каковые образуются в облученном горючем), «дожигая» их в реакторе-мусорщике. Так что в возможности многих лет в ядерной энергетике без тория нам не обойтись».
- Так выглядит ториевый ядерный цикл, иллюстрирующий превращение тория в высокоэффективное ядерное горючее — уран-233
минусы и Плюсы
+ Тория на Земле многократно больше, чем урана
+ Не требуется разделять изотопы
+ Радиоактивное заражение при добыче тория намного меньше (за счет более короткоживущего радона)
+ Возможно применять уже существующие тепловые реакторы
+ Торий имеет лучшие термомеханические особенности, чем уран
+ Торий менее токсичен, чем уран
+ При применении тория не образуются минорные актиниды (долгоживущие радиоактивные изотопы)
— В ходе облучения тория образуются гамма-излучающие изотопы, что формирует трудности при переработке горючего
- Три источника ядерной энергии
Радиоактивные родословные
Все радиоактивные изотопы, каковые встречаются в природе в естественных условиях, принадлежат к одному из трех семейств (радиоактивных последовательностей). Любой таковой последовательность — это цепочка ядер, связанных последовательным радиоактивным распадом. Родоначальники радиоактивных последовательностей — 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 последовательность, начинающийся с нептуния-237, но период его полураспада через чур мелок — всего лишь 2,14 млн лет, исходя из этого в природе он не видится.
Нуклидная логистика
На производство 1 ГВт в течение года требуется:
Уран
250 т природного урана (содержат 1,75 т урана-235) требуется добыть
215 т обедненного урана (а также 0,6 т урана-235) уходят в отвалы
35 т обогащенного урана (из них 1,15 т урана-235) загружаются в реактор
Отработанное горючее содержит 33,4 т урана-238, 0,3 т урана-235, 0,3 т плутония-239, 1 т продуктов распада
Торий
1 т тория-232 при загрузке в жидкосолевой реактор всецело конвертируется в 1 т урана-233
1 т продуктов распада, из них 83% — короткоживущие изотопы (распадаются до стабильных приблизительно за десять лет)
Статья «Молот Тора» размещена в издании «Популярная механика» (№157, ноябрь 2015).
<
h4>