Торий: спасет ли он планету от энергетического кризиса?19.01.2022 21:03

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.

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.

Идеальная экосистема

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.

Первые два способа в 1940-х годах были реализованы, а вот с третьим физики решили не возиться. Дело в том, что в процессе облучения тория-232 помимо полезного урана-233 образуется еще и вредная примесь — уран-232 с периодом полураспада в 74 года, цепочка распадов которого приводит к появлению таллия-208. Этот изотоп излучает высокоэнергетичные (жесткие) гамма-кванты, для защиты от которых требуются толстенные свинцовые плиты. Кроме того, жесткое гамма-излучение выводит из строя управляющие электронные цепи, без которых невозможно обойтись в конструкции оружия.

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».

Три источника ядерной энергии

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).

Однако у тория есть и один достаточно серьезный минус. При нейтронном облучении тория уран-233 оказывается загрязненным ураном-232, который испытывает цепочку распадов, приводящую к жесткому гамма-излучающему изотопу таллий-208. «Это сильно затрудняет работу по переработке топлива, — объясняет Станислав Субботин. — Но с другой стороны, облегчает обнаружение такого материала, уменьшая риск хищений. Кроме того, в замкнутом ядерном цикле и при автоматизированной обработке топлива это не имеет особого значения».

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».