Торий — новая «батарейка» в ядерной энергетике

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

Торий
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.

Сторонники реакторов с жидкой активной зоной и реакторов на расплавах солей, таких как РЖФТ, утверждают, что эти технологии снижают существующие у твердотопливных реакторов недостатки тория. Так как построено только два реактора на фторидных солях и с жидкой активной зоной и не один из них не использовал торий, тяжело наверняка подтвердить их выгоды.

Реакторы

Ториевые топливные элементы заправляются в реакторы нескольких типов, среди них – легководные, тяжеловодные, высокотемпературные реакторы с газовым охлаждением, натриевые быстрые реакторы и реакторы на расплавах солей.

Звёзд: 1Звёзд: 2Звёзд: 3Звёзд: 4Звёзд: 5 (1 оценок, среднее: 5,00 из 5)
Загрузка...
Понравилась статья? Поделиться с друзьями:
«Проагрегат»