ТОРИЙ

ТОРИЙ

статьи

ТОРИЙ – Th (Thorium), химический элемент III группы периодической системы элементов, металл, относится к актиноидам, атомный номер 90, атомная масса 232,0381.

Торий радиоактивен, стабильных изотопов не имеет, наиболее долгоживущие изотопы 230Th (период полураспада 7,5·104 лет) и 232Th (период полураспада 1,4·1010 лет).

В природе наиболее распространен изотоп 232Th, его содержание в земной коре 8·10-4%.

Впервые торий выделен И.Берцелиусом в 1828 из минерала, позже получившим название торит (содержит сульфат тория), торий был назван его первооткрывателем по имени бога грома Тора в скандинавской мифологии. См. также СКАНДИНАВСКАЯ МИФОЛОГИЯ.

Интерес к соединениям тория возник после того, как в 1885 венский химик Ауэр фон Вельсбах (первооткрыватель химического элемента неодима) обнаружил, что если ввести в пламя газовой горелки оксид тория, то он очень быстро нагревается до состояния белого каления и испускает яркий белый свет.

Обнаруженное явление позволяло простым способом превращать часть тепловой энергии газовой горелки в световую.

В результате поиска минералов, содержащих торий в заметном количестве, на берегу Атлантического океана в Бразилии был обнаружен минерал монацит, представлявший собой смесь фосфатов церия, лантана и тория, содержание тория в нем достигало 10%.

Одновременно с этим была разработана своеобразная технология, позволяющая помещать соединения тория в горелку: из легкой ткани изготавливали тонкие колпачки, которые пропитывали солями тория, затем волокна ткани осторожно выжигали и получали легкую скорлупку, которую помещали в пламя газовой горелки.

Такие колпачки по имени их создателя стали называть ауэровскими. Тусклое газовое освещение городов Европы изменилось коренным образом, вместо желтоватого неровного пламени газового рожка появился источник яркого белого света.

Ауэровские колпачки почти в 20 раз увеличили яркость газового освещения и втрое снизили его стоимость. Производство таких колпачков в отдельные годы достигало 300 миллионов штук (в 1910-ые газовое освещение стало вытесняться электрическим).

Фактически торий был первым радиоактивным элементом, появившимся почти в каждом доме, но из-за слабой радиоактивности угрозы для здоровья он не представлял.

Физические свойства

Серебристо-белый пластичный металл, образует сплавы со многими металлами. Температура плавления – 1750° С, температура кипения – 4200° С, плотность – 7,24 г/см3, при температуре ниже 1,4 К становится сверхпроводником.

Химические свойства

Торий весьма реакционноспособен – быстро тускнеет на воздухе, в кипящей воде покрывается пленкой ThO2. Мелкодисперсный металлический торий вспыхивает на воздухе из-за энергичного окисления. Торий растворим в разбавленных минеральных кислотах: соляной, азотной, серной; концентрированной азотной кислотой он пассивируется, не реагирует со щелочами.

Наиболее устойчивая степень окисления у Th(IV), есть и соединения с более низкой степенью окисления: Th(II)I2 и Th(III)I3. При участии ионов щелочных металлов соединения тория легко образуют двойные соли K2[Th(NO3)6], Na2[Th(SO4)3], а также смешанные оксиды К2ТhO3.

В водных растворах ионы тория образуют гидроксо-ионы [Th(OH)3]+, [Th2(OH)2]6+, [Th4(OH)12]4+

Получение

Содержащие торий минералы, например, монацитовый песок, подвергают сернокислотному расщеплению, полученную пасту нейтрализуют и затем обрабатывают соляной кислотой.

Отделение сопутствующих элементов основано на различной растворимости полученных хлоридов. Иногда используют экстракцию трибутилфосфатом, позволяющую более тонко отделить примеси.

Металлический торий получают из ThCl4 восстановлением с помощью Na, Са или Mg при 900–1000° С.

Соединения тория

При нагревании тория в атмосфере водорода при 400–600 °С образуется гидрид ThH2 Темно-серые кристаллы, быстро разлагающиеся при действии влаги воздуха с образованием диоксида.

Диоксид ТhO2 образуется при сгорании металла на воздухе, при прокаливании гидроксида, а также некоторых солей – нитрата, карбоната. Это исключительно высокоплавкое соединение – т. пл. 3350° С, т. кип. 4400° С; реагирует с оксидами металлов при 600–800° С, образуя двойные оксиды (тораты), например, К2ТhO3, BaThO3, ThTi2O6. ТhO2устойчив к действию кислот и восстановителей;

Гидроксид Th(ОН)4 получают взаимодействием солей тория с растворами щелочей. Аморфное вещество; устойчиво при 260–450° С, выше 470° С превращается в ThO2.

Монокарбид ThC получают взаимодействием металлического тория со стехиометрическим количеством углерода, его т. пл. 2625° С.

Дикарбид ThC2 получают взаимодействием металлического тория с избытком углерода или восстановлением ТhО2 углеродом при 1500° С. Его т. пл. 2655° С, т. кип.

5000° С, разлагается водой и разбавленными кислотами с образованием углеводородов, на воздухе окисляется при 600–700° С до ThO2.

Тетрагалогениды ТhНа14 (Hal = F, Cl, Br, I) получают при нагревании металлического тория или ThO2 при 300–400° С с соответствующим галогенидами или галогенводородами. Тетрафторид ThF4 имеет т. пл. 1100° С, т. кип.

1650° С, растворим в воде, образует кристаллогидраты. Тетрахлорид ThCl4 имеет т. пл. 770° С, т. кип. 921° С, растворим в воде, низших спиртах, эфирах, ацетоне, бензоле. Образует гидраты с 2, 4, 7 и 12 молекулами воды.

Тетрабромид ThBr4 имеет т. пл. 679° С, т. кип. 857° С, образует гидраты с 7, 8, 10 и 12 молекулами воды, а также сольваты с аммиаком и аминами. Тетраиодид ThI4 имеет т. пл. 566° С, т. кип. 837° С, хорошо растворим в воде с образованием гидратов, при нагревании и действии света разлагается с выделением I2.

Применение

Торий используется в качестве легирующей добавки, упрочняющей магниевые сплавы, введение тория в состав вольфрамовых нитей для электроламп накаливания увеличивает срок их службы.

Оксид тория применяется как огнеупорный материал, в качестве компонента катализаторов, его также добавляют в состав дуговых углей для увеличения яркости электрической дуги, используемой в прожекторах. Фактически, это продолжение идеи «ауэровских колпачков».

В последние годы Ауэровские колпачки вновь «вернулись к жизни». Для тех, кто длительно работает в полевых условиях, в экспедициях, а также для туристов выпускают газовые баллончики с прикрепленной горелкой, поверх которой располагают Ауэровский колпачок, прикрытый стеклянным плафоном.

Подобные источники света намного экономичнее электрических светильников такой же яркости, использующих батареи или аккумуляторы. В настоящее время торий рассматривают как перспективное ядерное топливо.

При облучении нейтронами в уран-ториевых реакторах изотоп 232Тh превращается в делящийся изотоп урана 233U, пригодный для использования в ядерных реакторах.

Запасы тория в земной коре (3,3 × 106 т) соизмеримы с запасами урана (3,5 × 106 т).

Михаил Левицкий

Торий как лекарство от ядерной чумы

poisk

Originally published at Профессионально об энергетике. Please leave any comments there.

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.

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 ThO2 на другом реакторе. Реактор был построен неподалеку от бридерного реактора на быстрых нейтронах мощностью 40 МегаВт, в котором и облучался ThO2.
• 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.

Энергетические реакторы

• 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.

Индия

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 (R) 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.

Отработанное топливо затем будет перерабатываться для восстановления делящихся материалов и их последующей переработки;

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 (PuO2), оксид тория (ThO2) и(или) оксид урана (UO2), 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.

Применение тория в комплексах с ускорителями (ADS)

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.

Ториевая энергия Тория

Ториевая энергия

В нынешнее время трудно себе представить нашу повседневную жизнь без энергии. Без ее использования и применения ее производных. Энергетика красной нитью проходить через все существование человечества.

Во все времена, «ученые мужи», стремились использовать полученные знания и окружающие нас природные источники, элементы для получения и преобразование энергии и использования ее для удовлетворения своих потребностей.

В связи с этим рассматривались и изучались разные научные направления. Непосредственно широкие исследования проводились в химическом направлении, в изучении различных химических элементов их реакции при взаимодействии и при определенных условиях. Остановим свой выбор на таком на первый взгляд «неприметном» радиоактивном химическом элементе, как торий.

Преимущества ториевой энергетики

Торий

Скромный торий при более глубоком рассмотрении раскрывает достаточно интересных фактов об истории своего появления в научном химическом мире.

1. Первым фактом, будем считать, что элемент торий, был открыт задолго до появления самого понятия «радиоактивность»;
2. Вторым, то, что название элемента «Торий» появилось на 13 лет раньше открытия самого химического элемента;
3. Третьим интересным фактом, можно считать то, что элемент торий получил свое название в честь древнего скандинавского всемогущего божества Тора. Скандинавы считали Тора богом войны, грома и молнии;
4. Следующим историческим фактом идет получение чистого тория, а именно то, что изначально торий был открыт не в чистом виде, а в сплаве, в который впоследствии получил название торит в 1828 году – некоронованным королем химиков Берцелиусом. Сам элемент торий в чистом виде был впервые получен в 1882 году известным  шведским химиком Нильсоном;
5. Еще одно важное событие в истории появления тория происходит в 1898 году в момент определения радиоактивности чистого тория, которая по утверждению Марии Склодовской-Кюри даже превышает радиоактивность урана.

И все же – торий, что это за элемент: радиоактивный химический элемент, находящийся в таблице Менделеева под номером 90 и входящий в ІІІ группу периодической системы. Внешние характеристики его – это серебристо-белый мягкий метал, который при взаимодействии с воздухом комнатной температуры незначительно окисляется и покрывается черной защитной пленочкой.

Кристалл тория

Ториевые электростанции — энергетика будущего

Применение тория в быту

Как уже говорилось, любые исследования и научные открытия делаются для блага человечества. Для использования их в бытовой и социальной сферах. Изначально торий начали использовать еще в 19 веке для освещения.

Для того что бы освещение было ровнее и ярче на газовые рожки надевались колпачки в составе которых, присутствовали оксиды тория и церия.

В дальнейшем при развитии электроники, торий стали использовать в электронных лампах и магнетронах. Так же ториевая добавка к вольфраму помогает стабилизировать структуру нити лампы накаливания.

Ториевая энергетика

В современном научном и техническом мире торий используется в разных областях, где он играет часто незаменимую роль.

В металлургии, торий с успехом, используется, в качестве метала для повышения жаропрочности и сопротивления разрыву, также он используется в авиационной промышленности как упрочнитель, в оптической промышленности торий используют как добавку к стеклу, что позволяет увеличить показатель преломления.

Но самая перспективна ветвь развития использования тория это все, же атомная энергетика. Хотя сейчас. После Чернобыля и Фукусимы, ядерная гонка потеряла свою актуальность, все же имеет смысл развивать и исследовать ториевую энергетику в ракурсе атомных электростанций.

Поскольку при сравнении нынешних АЭС и атомных электростанций, работающих на ториевых генераторах, ториевые АЭС сразу же выгодно выделяются по нескольким параметрам.

• Запасы тория в земной коре в несколько раз превышают запасы урана и обнаруживаются в большинстве горных пород, а также и присутствие тория обнаруживается и в морской воде.
• Следующим преимуществом есть то, что торий можно загружать сразу в реактор непосредственно после его добычи не обогащая, что снижает утечку материала и значительно увеличивается уровень безопасности;
• Сравнение количества получаемой энергии, тоже не в пользу урана. При прохождении цикла из одной тоны тория получают в двести раз больше энергии, чем из такого же количества урана;
• Так же бесспорным преимуществом ториевого реактора является то, что его создание возможно в различных масштабах, то есть на лицо возможность и соответственно выгода создания малых атомных электростанций;
• Ну и главным, преимуществом ториевого реактора является его безопасность. Он может работать как при нормальном, так и при пониженном давлении. Если вдруг возникает ситуация, которая ведет к повышению давления, происходит увеличение объема ториевой смеси, что вызывает уменьшение плотности  и замедление ядерной реакции, а соответственно и остановку роста давления. Из чего видно, что взрыв такого реактора исключается по всем физическим законам.

Торий или уран

И кроме всего прочего, если говорить о переходе на ториевую энергетику, это не есть таким фантастическим и затратным мероприятием.

Ведь даже при модернизации реакторов нынешних существующих атомных электростанций и переводе их на ториевое топливо необходимо будет затратить 100 миллионов долларов, то при этом мощность такой модернизированной атомной ториевой электростанции возрастет как минимум в два раза. Если же строить АЭС на ториевом реакторе с нуля – новую, то на ее возведение необходимо будет выделить около 2-3 миллиардов долларов.

Концентрация тория на Луне

Но при более детальном анализе эти суммы не кажутся таким заоблачными потому что во-первых, эти затраты очень быстро окупятся в связи выросшей на несколько прядкой отдачей энергии.

Ну и, в-третьих, если все мировое сообщество сориентируется в направлении перехода ядерной энергетики на ториевое топливо, то себестоимость электроэнергии значительно снизится, а также позволит избежать неотвратимо приближающегося энергетического кризиса.

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

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.

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.

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.

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.

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.

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.

(1 5,00 из 5)
Загрузка…