Содержание
Содержание
Предисловие......................................................................... 7
Предисловие авторов .......................................................... 10
Основные условные обозначения и сокращения .............. 12
Введение............................................................................... 13
Глава 1
Торий и ядерная энергетика .............................................. 14
1.1.
Открытие тория и его место в периодической системе............. 14
1.2.
Радиоактивность тория ...................................................... 15
1.3.
Значение тория в ядерной энергетике ................................... 16
1.4.
Исследование тория в различных реакторных системах .......... 21
1.5.
Результаты исследования ТТЦ ............................................ 25
1.6.
Перспективы использования тория в ядерной энергетике......... 28
1.7.
Применение тория в других областях промышленности........... 45
Глава 2
Сырьевые запасы тория ..................................................... 47
2.1.
Минералы тория и торийсодержащие руды ........................... 47
2.2.
Важнейшие месторождения ториевых руд ............................. 50
2.3.
Торийсодержащие руды России............................................ 56
2.4.
Обогащение торийсодержащих руд ....................................... 60
Глава 3
Переработка монацитовых концентратов ......................... 62
3.1.
Сернокислотный метод переработки монацитовых концентратов 62
3.1.1.
Разложение монацита серной кислотой .......................... 63
3.1.2.
Извлечение тория и редкоземельных элементов
из сернокислых растворов ........................................... 66
3.1.3.
Метод предварительного выделения редкоземельных
элементов в виде комплексных сульфатов...................... 69
3.1.4.
Метод выделения тория в виде сульфатов ..................... 71
3.1.5.
Метод совместного осаждения оксалатов тория
и редкоземельных элементов ........................................ 73
3.2.
Щелочные методы переработки монацитового концентрата...... 73
3.2.1.
Вскрытие монацитового концентрата раствором
едкого натра .............................................................. 73
3.2.2.
Сплавление и смешение монацитового концентрата
с различными щелочными реагентами ........................... 77
3.3.
Разделение гидроксидов тория и редкоземельных элементов .... 79
3.4.
Переработка комплексных торийсодержащих руд
методом хлорирования ....................................................... 82
3.4.1.
Хлорирование торийсодержащих комплексных руд ......... 82
3.4.2.
Хлорирование титано-тантало-ниобатов ......................... 84
Глава 4
Аффинаж соединений тория ............................................. 88
4.1.
Методы избирательного осаждения и растворения.................. 89
4.2.
Экстракционные методы очистки ......................................... 94
Глава 5
Диоксид тория ..................................................................... 102
5.1.
Диаграмма состояния системы Th–O, Th–U–O, Th–Pu–O ........ 102
5.2.
Получение диоксида тория и твердых растворов
(Th,U)O2, (Th,Pu)O2 .......................................................... 105
5.2.1.
Синтез диоксида тория ............................................... 105
5.2.2.
Синтез твердых растворов (Th,U)O2 ............................. 115
5.2.3.
Синтез твердых растворов (Th,Pu)O2 ............................ 119
5.3.
Получение изделий из ThO2 ................................................ 120
5.3.1.
Формование заготовок ................................................ 120
5.3.2.
Спекание................................................................... 121
5.4.
Получение изделий из (Th,U)O2, (Th,Pu)O2 .......................... 126
5.4.1.
Формование заготовок ................................................ 126
5.4.2.
Спекание................................................................... 127
5.5.
Свойства ThO2, (Th,U)O2 и (Th,Pu)O2 ................................. 135
5.5.1.
Термодинамические свойства ....................................... 135
5.5.2.
Механические свойства ............................................... 148
5.5.3.
Химические свойства .................................................. 150
5.6.
Поведение ThO2, ThO2–UO2 и ThO2–PuO2 под облучением ..... 157
Содержание 5
Глава 6
Карбиды тория .................................................................... 163
6.1.
Система Th–C, Th–U–C, Th–Pu–C ....................................... 163
6.2.
Получение карбидов тория, (Th,U)С, (Th,U)C2 ...................... 168
6.3.
Свойства карбидов тория, (Th,U)C, (Th,U)C2 ........................ 175
6.3.1.
Термодинамические свойства ....................................... 175
6.3.2.
Теплофизические свойства........................................... 179
6.3.3.
Механические свойства ............................................... 180
6.3.4.
Химические свойства .................................................. 180
6.3.5.
Поведение под облучением........................................... 182
Глава 7
Нитриды тория .................................................................... 183
7.1.
Cистема Th–N, Th–U–N, Th–Pu–N ....................................... 183
7.2.
Получение нитридов тория, (Th,U)N, (Th,Pu)N...................... 186
7.3.
Свойства нитридов тория.................................................... 188
7.3.1.
Термодинамические свойства ....................................... 188
7.3.2.
Механические свойства ............................................... 192
7.3.3.
Химические свойства .................................................. 192
Глава 8
Бориды, фосфиды и сульфиды тория .............................. 195
8.1.
Бориды тория ................................................................... 195
8.1.1.
Получение боридов тория ............................................ 196
8.1.2.
Свойства боридов тория .............................................. 197
8.2.
Фосфиды тория ................................................................. 199
8.2.1.
Получение фосфидов тория ......................................... 200
8.2.2.
Свойства фосфидов тория ........................................... 200
8.3.
Сульфиды тория ............................................................... 202
8.3.1.
Получение сульфидов тория ........................................ 203
8.3.2.
Свойства сульфидов тория .......................................... 204
Глава 9
Топливо на основе тория для реакторов HTGR .............. 210
9.1.
Топливо реакторов HTGR................................................... 212
9.2.
Получение топлива на основе микротвэлов ............................ 213
9.2.1.
Получение сферических частиц .................................... 213
9.2.2.
Нанесение покрытий на микросферы ............................ 218
9.2.3.
Получение ТВЭЛов реактора HTGR............................. 224
Глава 10
Переработка отработанного ядерного топлива
на основе тория ................................................................... 228
10.1.
Переработка ториевого топлива энергетических реакторов ...... 228
10.2.
Переработка топлива реакторов HTGR на основе тория .......... 234
Глава 11
Техника безопасности при работе с торием...................... 237
11.1.
Химическая токсичность тория ............................................ 238
11.2.
Радиоактивные свойства тория ............................................ 239
11.2.1.
Изотопы тория........................................................... 239
11.2.2.
Накопление и распад изотопов ряда 232Th ..................... 240
11.3.
Радиационная токсичность тория......................................... 242
11.4.
Метаболизм основных изотопов тория................................... 243
11.4.1.
Основные метаболические свойства тория ...................... 243
11.4.2.
Распределение тория в организме ................................. 245
11.4.3.
Метаболические свойства радия ................................... 246
11.4.4.
Метаболические свойства торона и радона ..................... 247
11.5.
Влияние ингаляционного поступления тория ......................... 249
11.6.
Воздействие тория на костную ткань .................................... 250
11.7.
Радиационная опасность при работе с торием ........................ 251
11.7.1.
Радиоционная обстановка на обогатительных
предприятиях ............................................................ 252
11.7.2.
Ториевые пожары....................................................... 253
11.7.3.
Обработка тория, облученного нейтронами .................... 253
11.8.
Меры обеспечения безопасности при работе с торием.............. 254
11.8.1.
Требования к производственным помещениям ................ 254
11.8.2.
Загрязнение воздушной среды...................................... 255
11.8.3.
Экранирование для защиты от внешнего облучения ........ 256
Заключение .......................................................................... 259
Литература........................................................................... 262
Предисловие
Устойчивое развитие современной цивилизации в существенной степени
зависит от энергообеспечения. Энергетика развивается опережающими
темпами по сравнению с другими отраслями производства и требует зна-
чительных и стабильных источников сырья.
В настоящее время потребности в сырье, в основном, удовлетворяются
за счет углеводородного сырья (нефти, газа и угля). Прогнозы показыва-
ют, что эта тенденция сохранится и в ближайшие десятилетия. Однако
запасы углеводородов, особенно нефти и газа, достаточно ограничены,
к тому же крайне нужны для быстроразвивающегося транспорта и неф-
техимии.
Альтернативой углеводородному сырью являются возобновляемые ис-
точники энергии (гидроэнергия, энергия ветра, биомасса, фотовольтаика,
геотермальная энергия, энергия приливов) и ядерная энергетика.
С момента появления ядерной энергетики было понятно, что в дол-
госрочной перспективе производство энергии путем деления ядер будет
опираться не только на использование делящегося изотопа 235U, который
находится в природном уране в количестве примерно 0,7% масс, но и на
использование имеющихся в значительно большем количестве воспроизво-
дящих материалов, таких как 238U и 232Th.
На возможность реализации уран-ториевого цикла ученые обратили
внимание еще в начале 40-х гг. прошлого века. Исследовательские и кон-
структорские работы проводились в СССР, Германии, Индии, Японии,
Великобритании, США и Франции.
Данные, полученные при исследовании ториевого топливного цикла
(ТТЦ) в различных реакторных системах, позволили определить досто-
инства и недостатки этого процесса. Нейтронно-физические характери-
стики элементов радионуклидной пары 232Th–233U создают принципиаль-
ную возможность повышения безопасности и надежности работы ядерных
реакторов, улучшения их технико-экономических показателей. Образу-
ющийся в результате ядерных превращений 233U имеет самый высокий
выход нейтронов при делении на один акт поглощения теплового нейтрона.
Это делает его энергетически более выгодным для тепловых реакторов,
чем 235U и 239Pu, и позволяет достичь наиболее высокого коэффициен-
та воспроизводства топлива и самокомпенсации реактивности в процессе
работы тепловых реакторов.
В ториевом топливном цикле в меньших количествах, чем в урановом и
особенно в плутониевом, накапливаются плутоний и минорные актиниды
(Am, Np, Cm), а также долгоживущие продукты деления. В ТТЦ нептуния, америция и самария нарабатывается в ~10 2, ~10 5 и 10 -6 раз меньше
по сравнению с урановым циклом. Использование ТТЦ упрощает решение
задачи локализации и захоронения радиоактивных отходов.
Поскольку 233U, произведенный в ториевом топливе, неизбежно загряз-
нен 232U (при содержании 232U в количестве 10-5—10-4% жесткое излуче-
ние увеличивается на 10–15%), и при большем его содержании требуются
дополнительные меры защиты, то это ядерное топливо в какой-то мере
защищает себя от хищений.
Ториевое топливо обладает рядом благоприятных физических и хи-
мических свойств по сравнению с ураном, в частности, более высокой
температурой плавления металлического тория (1973 К) и диоксида то-
рия (3643 К). Диоксид тория имеет более высокую теплопроводность и
низкий коэффициент термического расширения. Такая повышенная стой-
кость ThО2 обеспечивает высокую степень выгорания (~100 МВт·сут/т)
и допускает высокотемпературные режимы работы реактора. 233U также
сохраняет свои ценные нейтронно-физические качества при высокой тем-
пературе лучше, чем 235U и 239Pu. Следует учитывать и тот факт, что
ThО2, в отличие от UO2, не склонен к дальнейшему окислению.
Ядерные реакторы на ториевом топливе более безопасны, чем на ура-
новом, поскольку не обладают запасом реактивности. Поэтому никакие
разрушения аппаратуры реактора не способны вызвать неконтролируе-
мую цепную реакцию.
Использование тория в виде расплава солей позволяет создать прак-
тически безопасный ядерный реактор. Жидко-солевая система обладает
способностью к саморегуляции. Если расплав перегреется, он расширяет-
ся в объеме, в результате в поле действия нейтронов (топливный элемент
из плутония или 235U) попадает меньше атомов тория, и реакция замед-
ляется. При охлаждении смесь сжимается, что позволяет ускорить реак-
цию. Таким образом, такой ториевый реактор не требует наличия слож-
ной системы управления, характерной для традиционных АЭС. В этой
реакторной системе возможно организовать непрерывный вывод продук-
тов деления из зоны реакции и подпитку его свежим топливом. Для
этого реактора не существует проблемы надежности ТВЭЛов, так как
вся активная зона представляет один большой ТВЭЛ в виде расплава
топлива-теплоносителя. Интересно решается и проблема безопасности.
Под реактором можно установить бак, заткнутый "пробкой" из той же
смеси расплава солей, поддерживаемых в твердом состоянии благодаря
непрерывному охлаждению. В случае отключения электроэнергии охла-
ждение прекращается, ?пробка? расплавляется, и смесь стекает в бак, где
ядерная реакция прекращается из-за отсутствия источника нейтронов, а
расплав остывает.
Монография С.В. Алексеева, В.А. Зайцева "Торий в ядерной энер-
гетике" посвящена анализу и обобщению опубликованных работ в этой
области. В монографии особое внимание обращается на возможности по-
вышения безопасности ядерной энергетики и значительного расширения
ее сырьевых ресурсов за счет использования больших запасов тория. Ра-
бота будет интересна широкому кругу читателей.
Н.П. Тарасова,
член-корреспондент РАН,
профессор, директор Института химии
и проблем устойчивого развития РХТУ
имени Д.И. Менделеева,
зав. кафедрой ЮНЕСКО
"Зеленая химия для устойчивого развития"
Предисловие автора
Создание устойчивой энергетики будущего невозможно без использования
энергии деления ядер U, Pu и Th при их взаимодействии с нейтронами.
В настоящее время и в ближайшем будущем основой ядерной энергети-
ки является один из радиоактивных элементов уран. Происходящий во
многих странах мира рост ядерно-энергетических мощностей делает все
более актуальной проблему обеспечения АЭС ядерным топливом, расши-
рения сырьевой базы ядерной энергетики. Стратегия развития ядерной
энергетики во многих странах мира предусматривает введение ядерных
топливных циклов на основе урана и тория. Их ценность заключается в
том, что они могут служить источником накопления запасов вторичного
ядерного топлива 239Pu из 238U и 233U из 232Th.
Исследование применения 232Th в качестве топлива ядерно-энергети-
ческих реакторов началось одновременно с первыми программами по ис-
пользованию урана. Несмотря на ряд существенных преимуществ, торий
не нашел широкого коммерческого применения. Тем не менее, потенциал
тория, как ресурса для ядерной энергетики, всегда являлся признанным
фактом. В настоящее время интерес к ториевому топливному циклу возрос.
Вместе с тем, сведения о свойствах тугоплавких соединений тория в
отечественной литературе освещены недостаточно. Имеющиеся моногра-
фии Р.Б. Котельникова "Высокотемпературное ядерное топливо" (1978),
А.Н. Зеликмана "Металлургия редкоземельных металлов, тория и урана"
(1960), И.И. Жерина "Химия тория, урана и плутония" (2010), справоч-
ные материалы Г.В. Самсонова "Тугоплавкие материалы" (1976), Т.Я. Ко-
солаповой "Свойства, получение и применение тугоплавких соединений"
(1986) в недостаточной мере освещают вопросы влияния состава тугоплав-
ких соединений тория на их свойства. Мало уделено внимания и методам
получения материалов с низким уровнем загрязнения примесных элемен-
тов. Практически не освещено производство ядерного топлива на основе
тория (T–U, Th–Pu) и его поведение в условиях облучения.
Ограниченное количество опубликованных работ по ториевому топли-
ву касается в основном отдельных аспектов и не дает представления о
целостной картине состояния ядерного топлива на основе тория.
В настоящей работе авторы попытались восполнить этот пробел, со-
брав воедино и проанализировав данные по опубликованным работам.
В представленной книге рассматриваются вопросы технологии полу-
чения тугоплавких соединений тория, ядерного топлива на основе тория,
их свойства и возможное применение. Авторы надеются, что книга будет
полезна для широкого круга научных работников, инженеров, конструкто-
ров, занимающихся разработкой ядерного топлива и поисками путей его
применения. Предлагаемый обзор не претендует на полный охват всех
опубликованных работ.
Авторы заранее благодарны за все замечания по содержанию и форме
изложения материалов и надеются, что, несмотря на неизбежные недо-
статки, книга послужит дальнейшему развитию исследований в области
ядерного топлива на основе тугоплавких соединений тория.
Авторы приносят искреннюю благодарность Ю.С. Борисову, Т.Н. Жар-
ковой, К.П. Лукину, О.В. Проценко и Е.С. Солнцевой за их вклад в под-
готовку рукописи к печати.
Основные условные обозначения и сокращения
АЗ — активная зона
АЭС — атомная электростанция
ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор
ГПД — газообразные продукты деления
КПД — коэффициент полезного действия
ОЯТ — отработанное ядерное топливо
РЗЭ — редкоземельный элемент
т.а. — тяжелые атомы
ТБФ — трибутилфосфат
ТВС — тепловыделяющая сборка
ТВЭЛ — тепловыделяющий элемент
т.п. — теоретическая плотность
ТТЦ — ториевый топливный цикл
ЯТЦ — ядерный топливный цикл
a — коэффициент линейного расширения
å — параметр кристаллической решетки
Ср — удельная теплоемкость
E — модуль упругости
G — скорость испарения
k — константа скорости
Р — давление
p — пористость
S — поверхность
Т — температура
WC — карбид вольфрама
α — степень превращения, восстановления
λ — коэффициент теплопроводности
τ — время
Введение
Развитие ядерной энергетики невозможно без надежного обеспечения топ-
ливным материалом. Используемое в настоящее время ядерное топливо на
основе урана не может обеспечить все возрастающее количество ядерных
установок. Кроме того, его запасы ограничены. Выход из создавшегося
положения может быть найден за счет применения ториевого топливного
цикла, эффективность которого практически во всех реакторных систе-
мах доказана уже на ранней стадии его исследования. Ядерная программа
Индии предполагает создание надежной ядерной энергетики на основе то-
риевого топливного цикла, исследование которого никогда не прерывалось
в этой стране.
По сравнению с урановым и уран-плутониевым топливом, уран-то-
риевое топливо имеет ряд неоспоримых преимуществ. Торий-232, как и
уран-238, является воспроизводящим материалом, но его применение обес-
печивает коэффициент воспроизводства более 1, а получаемый делящийся
изотоп урана-233 имеет преимущества перед 235U и 239Pu.
В книге рассматриваются вопросы вскрытия торийсодержащих мате-
риалов, получения тугоплавких соединений тория, являющихся перспек-
тивными материалами для изготовления ториевого ядерного топлива.
Книга состоит из 11 глав. В гл. 1 дан общий обзор исследований
ториевого топливного цикла и результаты его применения в различных
реакторах. В гл. 2–4 рассматриваются вопросы о запасах тория и техно-
логии получения солей тория ?реакторной? чистоты. Большое внимание
уделяется способам получения и свойствам тугоплавких соединений тория
(гл. 5–9). Анализируется имеющийся опыт переработки облученного то-
риевого топлива (гл. 10) и вопросы безопасности при работе с ториевыми
материалами (гл. 11). Особое значение придается влиянию состава туго-
плавких соединений тория на изменение их свойств, особенно в условиях
реакторного облучения.
Глава 1 ТОРИЙ И ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА
1.1.Открытие тория и его место в периодической системе
Торий был открыт выдающимся шведским ученым Йенсом Якобом Бер-
целиусом в 1828 г. в одном из сиенитов Норвегии. Элемент был назван в
честь древнескандинавского бога войны, грома и молнии Тора. Д.И. Мен-
делеев относил торий к группе церитовых металлов, т.е. к группе редкозе-
мельных элементов, с которыми торий имеет много общего и сопровождает
их в природе в минералах редкоземельных элементов.
Точное положение тория в периодической системе было определено
позднее, после того, как в 1946 г. Г. Сиборг выдвинул гипотезу о том,
что в периодической системе после актиния начинается новая переходная
группа элементов актиноиды, аналогичная лантаноидам (редкоземель-
ные элементы). К ряду актиноидов были отнесены торий, протактиний,
уран и заурановые элементы (Np, Am, Bk, Pu, Cm, Cs и т.д.). В акти-
ноидной группе элементов должна заполняться электронная оболочка 5f
(у лантаноидов заполняется оболочка 4f).
По данным спектральных исследований, у тория и протактиния (на-
чальных элементов группы актиноидов) 5f-электроны отсутствуют. Одна-
ко энергетические уровни 5f и 6d у тория и протактиния весьма близки,
что делает неопределенным их относительное расположение. Энергия
перехода электронов между уровнями 6d и 5f и тория, и протактиния со-
поставима с энергией химической связи, т.е. в образовании химической
связи в данном случае могут участвовать как 5f-, так и 6d-электроны, на
что указывается в работах [1, 2].
Валентные электроны атома тория в свободном состоянии имеют кон-
фигурацию 6d27s2 (или 5f6d7s2) [3]. Это значит, что на внешнем уровне
атомов тория в основном состоянии имеется два неспаренных d-электрона
и два спаренных s-электрона. Однако близость энергий электронов на d-
и s-уровнях делает возможным ?распаривание? s-электронов и образова-
ние возбужденного состояния d3s2, в котором один s-электрон переходит на
d-уровень. В этом состоянии атом тория обладает уже четырьмя неспарен-
ными электронами. Энергия возбуждения d2s2 > d3s для тория меньше
14 ккал. Возможны также возбужденные состояния, основанные на пере-
ходах d2s2 > d2s, т.е. переход одного s-электрона на р-уровень внешнего слоя.
Особенно отчетливо проявляется двойственная природа первых членов
ряда актиноидов (от Th до Pu), которые имеют сходства, с одной стороны,
с элементами, в которых происходит заполнение 6d-уровня (Hf, Ta, W) и,
с другой стороны, с элементами f-семейства. Наиболее устойчивая степень
окисления тория +4, реже +2 и +3. С низшей валентностью торий нахо-
дится преимущественно с галогенами, а также в соединениях перекислого
типа [4].
Торий вначале обычно относили к четвертой побочной группе перио-
дической системы [2]. В настоящее время торий первый член семейства
актиноидов, входящих в III группу периодической системы Д.И. Менделе-
ева [3].
1.2. Радиоактивность тория
В 1898 г. независимо друг от друга и практически одновременно Мария
Склодовская-Кюри и немецкий ученый Герберт Шмидт обнаружили, что
торий радиоактивен.
Торий природный радиоактивный элемент, родоначальник семейства
тория (его удельная радиоактивность 0,109 микрокюри/г). Природный
торий состоит практически из одного долгоживущего изотопа 228Th ро-
доначальника одного из радиоактивных рядов с периодом полураспада
T1/2 = 1,39 · 1010 лет (α-излучатель). Распад тория приводит к обра-
зованию радиоактивного газа торона, больше известного как изотоп
радон-220, который представляет опасность при вдыхании. С 232Th в рав-
новесии находится 228Th (Т1/2 = 1,91 года), содержание его ничтожно,
около 1,37·10-8 % масс. Четыре короткоживущих изотопа тория образу-
ются в процессе распада, два из которых относятся к радиоактивному ряду
урана-радия 234Th (Т1/2 = 24,1 сут.) и 230Th (T1/2 = 7,5 · 104 лет), осталь-
ные к ряду актиния: 231Th (Т1/2 = 25,64 ч) и 227Th (Т1/2 = 18,17 сут.)
[4–6]. В табл. 1.1 приведен радиоактивный ряд тория. Искусственные
изотопы тория большей частью короткоживущие; из них большой пери-
од полураспада имеет только 229Th(Т1/2 = 7340 лет), принадлежащий к
искусственному радиоактивному семейству нептуния.
1.3. Значение тория в ядерной энергетике
С самого начала появления ядерной энергетики уже было понятно, что в
долгосрочной перспективе производство энергии путем деления ядер будет
опираться не только на использование делящегося изотопа 235U, который
находится в природном уране в количестве примерно 0,7%, но и на исполь-
зование имеющихся в значительно большем количестве материалов, таких
как 238U и 232Th.
В 40–50 гг., на заре ядерной энергетики, ученые исследовали различные
варианты ядерных реакций. Их интерес привлек и торий слаборадио-
активный металл. Сам по себе торий (вернее, самый распространенный
изотоп 232Th, из которого почти на 100% состоит природный металл) не
поддерживает цепную ядерную реакцию. Однако при облучении нейтро-
нами его атомы, захватывая тепловые нейтроны, распадаются с выделе-
нием значительного количества энергии. В энергетическом выражении 1 т
тория эквивалентна 200 т урана или 3,5 млн т угля [7].
Кроме того, в результате ряда последовательных реакций с образова-
нием промежуточных изотопов тория-232 получается уран-233, который
сам по себе является хорошим ядерным топливом, подходящим для всех
типов современных реакторов (1.1). Уран-233 имеет некоторые преиму-
щества перед другими видами ядерного горючего: при делении его ядер
выделяется больше нейтронов. Каждый нейтрон, поглощенный ядром
плутония-239 или урана-235, дает 2,03 и 2,08 соответственно новых нейтро-
нов, а уран-233 намного больше 2,37. Это делает 233U энергетически
более выгодным для тепловых реакторов, чем 235U и 239Pu и позволяет
достичь наиболее высокого коэффициента воспроизводства топлива и са-
мокомпенсации реактивности в процессе работы тепловых реакторов [8].
С точки зрения ядерной индустрии преимущества тория перед ураном
заключаются в высокой температуре плавления, в отсутствии фазовых
превращений до 1400 ?С, в высокой механической прочности и радиаци-
онной устойчивости металлического тория и ряда его соединений (оксида,
нитрида, карбида, фторида) [8].
На возможность реализации уран-ториевого цикла ученые обратили
внимание еще в начале 40-х гг. прошлого века. Исследовательские и кон-
структорские работы велись в СССР, Германии, Индии, Японии, Велико-
британии, США и Франции. В 50–70 гг. прошлого столетия в этих странах
проводились различные эксперименты с ториевыми и торий-урановыми
реакторами.
Еще в 1943 г. научным руководителем работ по урановому проекту
И.В. Курчатовым в качестве резервного направления работ по производ-
ству ядерных материалов было определено получение урана-233.
Основой для развертывания работ по ториевому циклу послужило ре-
шение Технического совета Спецкомитета, принявшего решение о начале
работ по наработке урана-233. На первом этапе основной целью было по-
лучение урана-233 для военных целей. Со временем появилось понимание
принципиальной возможности расширения воспроизводства и использова-
ния 233U в качестве ядерного топлива для получения энергии [9].
Производство тория до 1946 г. в СССР отсутствовало, но уже в 1948 г.
было произведено 20 т металлического тория и 50 т солей тория [10].
К 1967 г. было накоплено несколько десятков тонн облученного тория.
Согласно постановлению СНК СССР № 3010-895cc с 1 августа 1953 г.
тяжеловодный реактор ОК-180 (ФГУП ?ПО “Маяк”?) переводится на то-
риевый режим работы. Освоение ториевого топливного режима в про-
мышленном масштабе осуществлено впервые в мире. Эксплуатация реак-
тора ОК-180 в ториевом режиме продолжалась до 1 января 1956 г. На-
чиная с 1948 г. на ФГУП "ПО "Маяк" начаты работы по выделению
урана-233 из облученного ториевого топлива. Промышленное производ-
ство урана-233 начато с 1953 г. Накопленный объем знаний позволил
советским исследователям прийти к выводу, что торий может использо-
ваться в нескольких направлениях:
– для получения 233U в военных целях;
– для расширения воспроизводства 233U в так называемом ториевом
цикле;
– для развития ядерной энергетики на базе ториевого топливного цикла.
Однако из-за того, что техническая целесообразность и экономическая рен-
табельность широкого использования тория в производстве энергии в то
время не была доказана, в 60-х гг. прошлого столетия работы по ториево-
му циклу были прекращены.
Испытания ТТЦ были осуществлены в Oak Ridge National Laboratory
(Национальная лаборатория в Ок-Ридже) в США в 1960-х гг. прошло-
го века. В реакторе использовался высокотемпературный солевой рас-
плав фторидов, содержащий тетрафторид тория. Характеристики некото-
рых реакторов, на которых проводились исследования ториевого топлива,
представлены в табл. 1.2–1.4.
Уже к концу 60-х гг. XX столетия проведенные исследования [15,
16] показали перспективность использования тория в ядерных реакторах.
Однако в дальнейшем, в связи с возросшей популярностью легководных
реакторов и в связи с их эффективностью, относительной безопасностью,
доступностью и невысокой ценой уранового ядерного топлива, интерес
к ториевому топливу пропал, и финансирование было прекращено [14].
Немаловажным явился и тот факт, что при использовании ториевого топ-
лива не образуется плутоний, необходимый для военных нужд. Исследо-
вания ториевого топливного цикла не прекращались только в Индии.
Энергообеспечение деятельности человеческого общества вызывает в
последнее время значительные трудности. Создание устойчивой энергети-
ки будущего возможно только при использовании восполняемых источни-
ков энергии или деления ядер урана и плутония при их взаимодействии
с нейтронами. Происходящий в настоящее время во многих странах мира
рост ядерно-энергетических мощностей делает все более актуальной про-
блему обеспечения АЭС ядерным топливом.
Ядерная энергетика начиналась с использованиея в качестве ядерного
топлива изотопов 235U, 238U и 239Pu. Плутоний в природе не встречается.
Он образуется в результате захвата атомом 238U нейтрона, приводящего к
получению 239Pu в результате двух последующих реакций распада (1.2):
По мнению авторов [17] дальнейшее развитие большой атомной энер-
гетики, основанной на наработке плутония, в том числе в реакторах на
быстрых нейтронах, является далеко небезопасным и приводит, кроме
того, к возможному распространению по миру основной составляющей
атомного оружия — плутония.
Кроме того, ряд тяжелых аварий [17]: в 1979 г. на AЭС США Three
Mile Island (TMI), которой был присвоен 5-й уровень опасности по шка-
ле INES (МАГАТЭ), на Чернобыльской АЭС на Украине в 1986 г. 7-й
уровень опасности (высший) и в 2011 г. на АЭС ?Фукусима-1? в Япо-
нии, которой сначала был присвоен 4-й уровень опасности, но позже был
повышен до 5-го, привели к разработке концепции запроектных событий
и тяжелых аварий, которые должны быть учтены при строительстве но-
вых и модернизации существующих АЭС [18]. Немаловажным является
и обеспокоенность ограниченностью оставшихся ресурсов 235U, основного
ядерного топлива существующих и проектируемых АЭС.
Все вышеперечисленное способствовало возобновлению интереса к то-
риевому топливному циклу, что привело к ряду новых оценок [19–22],
где выясняются его преимущества и недостатки по сравнению с други-
ми топливными циклами. В основном эти исследования касались оценки
физических, материаловедческих и экономических аспектов. Ряд более
поздних исследований также посвящен этому вопросу [8, 23–25]. Во всех
этих исследованиях анализируется накопленный опыт ториевого топлив-
ного цикла в различных реакторных установках, а также предлагаются
новые концепции по его улучшению. При этом обращается внимание на
основные факты противников ядерной энергетики: проблему в обращении
с радиоактивными отходами и высокую цену аварий на АЭС.
1.4. Исследование тория в различных
Исследования ториевого топливного цикла были начаты во второй по-
ловине 50-х гг. прошлого столетия на промышленном реакторе ОК-180
(СССР) и экспериментальном реакторе Shippingport (США). В дальней-
шем исследования ториевого топливного цикла проводили практически во
всех типах существующих реакторных систем (табл. 1.2–1.4). Наиболее
всесторонне ториевый топливных цикл исследовался в США, где прово-
дились исследования применения ториевого топлива в реакторах PWR,
BWP, HTGR и MSP. В реакторе PWR (реактор-размножитель на теп-
ловых нейтронах) была использована концепция RTF (ториевый реактор
Радковского). АЭС Shippingport мощностью 60 МВт эл. работала с 1957
по 1982 г., АЭС Indian Point-1 мощностью 265 МВт эл. работала с 1962 по
1980 г. Топливо АЭС Shippingport 233U-Th в оболочке из Zr-4. ТВС кон-
цепции "запальная зона/бланкет" (233U в кольцевых ТВЭЛах размещает-
ся внутри модулей с торием). В реакторе АЭС Indian Point-1 в качестве
топлива использовался твердый раствор ThO2–UO2.
Исследование ториевого топливного цикла в реакторе PWR показало
возможность размножения Th/233U на тепловых нейтронах с использо-
ванием концепции RTF. После завершения работы реактора содержание
делящихся материалов в активной зоне оказалось примерно на 1,3% боль-
ше, чем в начальный период. Таким образом, было продемонстрирова-
но, что концепция RTE может быть реализована на базе существующих
реакторов PWR и ВВЭР с минимальными изменениями. Основное из-
менение заключается в замене обычных ТВС реакторов PWR и ВВЭР на
запальные ТВЭЛы с урановым топливом (центральная зона) и бланкетные
ТВЭЛы с уран-ториевым топливом по периферии. Продолжительность
использования бланкета 9–10 лет при достижении глубины выгорания
~100 МВт·сут/кг. При этом присутствие 233U обеспечивает лучшее ис-
пользование топлива и снижает топливную составляющую издержек про-
изводства электроэнергии [26, 28].
АЭС Elk River с реактором BWR (Boiling Water Reaсtor) мощностью
22 МВт эл. проработала с 1964 по 1968 г. В качестве ядерного топлива ис-
пользовалось оксидное топливо (Th,U)O2 (U с обогащением 93%), которое
загружалось только в первую активную зону.
Реактор HTGR (высокотемпературный газоохлаждаемый реактор) был
использован на АЭС Peach Bottom мощностью 40 МВт эл., где прорабо-
тал с 1966 до 1972 г., и на коммерческой АЭС Fort St. Vrain мощностью
330 МВт эл., где проработал с 1976 по 1989 г. (рис. 1.1).
В реакторе Peach Bottom применялись стержневые ТВЭЛы из (Th,U)С2
с покрытием BISO, в реакторе Fort St. Vrain призматические графито-
вые блоки с микросферами из (Th,U)С2 и покрытием TRISO. Это был
высокотемпературный реактор (1300 ?С) с графитовым замедлителем и
гелиевым охлаждением. В реакторе использовалось почти 25 т тория. Глу-
бина выгорания составила 170 000 МВт·сут/т. Результаты исследования
ториевого топливного цикла в реакторах HTGR позволили США и России
совместно разработать концепцию модульного гелиевого реактора МHR
с призматическими ТВС. В реакторе МHR сочетается низкая плотность
энерговыделения топлива (6 Вт/см3) в кольцевой АЗ с отрицательным
коэффициентом реактивности для обеспечения безопасной эксплуатации
системы при высоких температурах [8].
В США с 1965 по 1969 г. работал реактор MSRE мощностью 10 МВт
тепл. на расплаве солей 7LiF/BeF2/ThF4/UF4 (концепция MSR-Molten
Salt reactor). Реакторы MSR могут работать как с уран-ториевым, так и с
плутоний-ториевым топливом и могут быть адаптированы для сжигания
плутония.
Интерес к применению ториевого топливного цикла в реакторах CANDU
(Канада) обусловлен тем, что теоретически была обоснована возможность
достигнуть в тяжеловодных реакторах на тепловых нейтронах (PHWR)
околобридерных режимов (вплоть до циклов с самообеспечением топли-
вом). В этом направлении был проведен большой цикл исследований.
Канадская правительственная корпорация по атомной энергии (AECL)
в своей концепции развития топливного цикла реакторов CANDU рас-
сматривает использование ториевого топливного цикла как одно из пер-
спективных направлений этого развития [28, 29].
Для использования в CANDU ториевого топлива были исследованы два
топливных цикла: топливный цикл с самообеспечением топливом и цикл
с высоким выгоранием топлива. Согласно оценкам специалистов AECL
в реакторах CANDU в современной модификации с ториевым топливом
до 80% выделяемой энергии будет приходиться на долю тория. Ожидает-
ся, что дальнейшее совершенствование топлива и активной зоны позволит
увеличить эту цифру [29].
AECL имеет больше чем полувековой опыт исследований и разработок,
связанных с применением тория. На демонстрационном энергетическом
реакторе (NRD) и на исследовательских реакторах (NRX, NRU, WR1) бы-
ло проведено 25 экспериментов по облучению тория.
Облучению подвергалось ториевое топливо от чистого природного ThO2
до ThO2 + 30% масс. UO2. Обогащение 235U достигало 70–93%. Достигну-
тое выгорание 43 МВт·сут/кг при максимальном линейном энерговыде-
лении 75 кВт/м [30]. Особый интерес представляют эксперименты (51 ис-
пытание), осуществленные на демонстрационном энергетическом реакторе
NRD в 1977–1987 гг. Облучению подвергались 19-элементные стандарт-
ные сборки NRD с ThO2. В качестве делящегося вещества использовали
высокообогащенный (93% 235U) уран в виде UO2 (в двух сборках содержа-
ние UO2 в топливе составляло 2,6% масс., в двух других 1,45% масс.).
Испытания проводились при энерговыделении <30 кВт/м до выгорания
47 МВт·сут/кг. Аналогичные результаты были получены и при более вы-
соком энерговыделении до 48 кВт/м и выгорании 41 МВт·сут/кг.
Проведенные AECL испытания ториевого топливного цикла показали,
что в одинаковых условиях рабочие характеристики ториевого топлива на
основе ThO2, как правило, оказываются выше аналогичных характеристик
уранового (UO2) топлива. Для ториевого топлива отмечено более низкое
выделение газообразных продуктов деления, распухание, более низкие на-
пряжения оболочки ТВЭЛов.
В Германии на AЭC Lingen с реактором BWR мощностью 60 МВт эл.
в 1973 г. проводились испытания ториевого топлива. Ториево-плутоние-
вое металлическое топливо облучалось только в испытательных ТВЭЛах.
В период с 1967 по 1968 г. в Германии 750 недель работал эксперименталь-
ный реактор AVR (Объединение ?Исследовательский реактор Юлих?)
мощностью 15 МВт первый немецкий высокотемпературный реактор
(HTR) с насыпным бланкетом (рис. 1.2).
Большую часть времени эксплуатации (95%) реактор работал с топлив-
ным сердечником в виде микросфер ThO2–233UO2 с высокообогащенным
ураном. Общий вес топлива 1360 кг. В реакторе AVR были проведены
испытания микросферических ТВЭЛов (Th,U)С2, (Th,U)О2 с покрыти-
ем BISO и (Th,U)О2, с высокообогащенным ураном и покрытием TRISO.
Плотность энерговыделения 2,6 МВт тепл./м3 при максимальной тем-
пературе 1350 ?С. Достигнутое выгорание топлива более 140 ГВт·сут/т.
Реактор AVR благодаря своей конструкции привлек повышенное внима-
ние и зарекомендовал себя как исключительно перспективный вариант.
Реактор работал стабильно. Реактор THTR мощностью 300 МВт эл. рабо-
тал с 1968 по 1989 гг. Плотность энерговыделения 6,0 МВт тепл./м3, до-
стигнутое выгорание 150 ГВт·сут/т. Топливный сердечник в виде микро-
сфер из (Th,U)О2. Температура гелиевого теплоносителя (вход/выход)
270/750 ˚С. К сожалению, на реакторе THTR часто возникали серьезные
аварийные ситуации, обусловленные технологическими ошибками.
Необходимо отметить, что эти технические неудачи не повлияли на
ядерно-теоретическую концепцию самой конструкции реактора, способно-
го обеспечить высокий уровень выгорания. Аналогичная ситуация сложи-
лась и для реактора Fort St. Vrain (США).
В Великобритании реактор HTGR Dragon мощностью 20 МВт тепл.
работал с 1966 по 1973 годы в городе Уинфит. Использовались призма-
тические ТВС с трубчатыми ТВЭЛами и оксидным (Th,U)О2 топливом.
Соотношение Th и высокообогащенного урана в топливе равнялось 10/1,
покрытие TRISO. ТВЭЛы облучались в течение 741 полных эффективных
суток. Плотность энерговыделения 14 МВт тепл./м3. Эксплуатация
реактора Dragon проходила в рамках совместного проекта, в котором, на-
ряду с Великобританией, участвовали Австрия, Дания, Швеция, Норвегия
и Швейцария. Ториево-урановое топливо способно было работать в реак-
торе в течение шести лет. Реактор создавал температуру выше 1000 ?С,
но в этих условиях графит имел тенденцию сжиматься. Было продемон-
стрировано выгорание до 100000 МВт·сут/т.
Индия — единственная страна, которая не прекращала исследования
ториевого цикла. В этой стране мало ресурсов урана, но она имеет зна-
чительную часть мировых запасов тория. Использование тория для круп-
номасштабного производства энергии является составной частью ядерно-
энергетической программы страны [31]. Начало исследований ториево-
топливного цикла в Индии связано с именем Хоми Бхабка, основавшего
в 1954 г. Индийский департамент по атомной энергии и в последующем
сформулировавшего ядерную программу строительства АЭС с тяжело-
водными ядерными реакторами PHWR. Ключевым пунктом программы
является использование тория. Долгосрочная цель ядерной программы
Индии состоит в том, чтобы разработать усовершенствованный ториевый
цикл тяжеловодных реакторов.
В 1996 г. в городе Калнаккаме в качестве источника нейтронов был
запущен экспериментальный исследовательский реактор Kamini мощно-
стью 30 кВт, работавший на 233U, полученном путем предварительного
облучения ThО2 на бридерном реакторе мощностью 40 МВт. Первым в
мире реактором, в котором для выравнивания мощности в активной зоне
использовался не обедненный уран, а торий [30], был первый энергоблок
АЭС Kakrapar [31]. В Индии проводятся испытания по длительному облу-
чению ториевых ТВС в энергетических реакторах PHWR: в реакторы на
АЭС Kakrapar-1 и Kakrapar-2 мощностью 200 МВт эл. было загружено по
500 кг ториевого топлива (ThО2–UО2). Этот вид топлива запланировано
использовать и в реакторах PHWR на АЭС Kaiga-1 и Kaiga-2 мощностью
200 МВт эл., и на АЭС Rajasthan-3 и Rajasthan-4 [31]. В каждый из этих
реакторов загружено по 19 ТВЭЛов. 1.5. acoeuoaouenneaaiaaieyOOO
Данные, полученные при исследовании ТТЦ в различных реакторных
системах, позволили выявить достоинства и недостатки этого топливного
цикла [8, 14, 24, 25, 29]. Нейтронно-физические характеристики элементов
радионуклидной пары 232Th–233U создают принципиальную возможность
повышения безопасности и надежности работы ядерных реакторов, улуч-
шения их технико-экономических показателей. Образующийся в резуль-
тате ядерных превращений 233U имеет самый высокий выход нейтронов
при делении за один акт поглощения теплового нейтрона. Это делает его
энергетически более выгодным для тепловых реакторов, чем 235U и 239Pu,
и позволяет достичь наиболее высокого коэффициента воспроизводства
топлива и самокомпенсации реактивности в процессе работы тепловых ре-
акторов.
В ТТЦ в существенно меньшем количестве, чем в урановом и особенно
в плутониевом, накапливаются высокоактивные плутоний и минорные ак-
тиниды (Am, Np, Cm), а также долгоживущие продукты деления. В ТТЦ
нептуния, америция и самария нарабатывается в ~102,~105 и 10-6 раз
меньше по сравнению с урановым циклом. Использование ТТЦ упрощает
решение задачи локализации и захоронения радиоактивных отходов [32]
Поскольку U233, произведенный в ториевом топливном цикле, неизбеж-
но загрязнен 232U (при содержании 232U в количестве 10-5–10-4% жесткое
-излучение увеличивается на 10–15%) и при большем его содержании тре-
буются дополнительные меры защиты, то это ядерное топливо в какой-то
мере защищает себя от хищений.
Ториевое топливо обладает рядом благоприятных физических и хими-
ческих свойств по сравнению с ураном, имеет более высокую температуру
плавления металлического тория 1700 ˚C и диоксида тория 3370 ˚C. Диок-
сид тория характеризуют более высокая теплопроводность и низкий коэф-
фициент термического расширения. Такая повышенная стойкость ThО2
обеспечивает высокую степень выгорания (~100 МВт·сут/т) и допускает
высокотемпературные режимы работы реактора. Уран-233 сохраняет свои
ценные нейтронно-физические качества при высокой температуре лучше,
чем 235U и 239Pu. Следует учитывать и тот факт, что ThО2, в отличие от
UO2, не склонен к дальнейшему окислению.
Специфическая возможность применения тория заключается в сжига-
нии избыточного оружейного плутония. Для военных целей, в основном в
США и СССР, было произведено более 250 т оружейного плутония [8, 30].
Ториевый топливный цикл обладает большой возможностью для сжигания
плутония (энергетического или оружейного) без необходимости его рецик-
лирования. По данным работы [33], при использовании ториевого цикла
запасы накопленного плутония могут быть быстро снижены.
В реакторе LWR при облучении ThO2-матрицы на 1 МВт·сут обра-
зуются в 6 раз меньше 239Pu, чем при урановом топливе. Количество
тория в активной зоне реактора не ограничено коэффициентом Доплера,
как в случае сжигания плутония с использованием инертных матриц [8].
Исследование ThO2–PuO2 топлива в США в рамках проекта NERI по-
казало, что в одной АЗ можно сжечь до 75% плутония в топливе. По
данным работы [34], активная зона в реакторе RTF может быть легко
адаптирована для сжигания плутония. Для этого до 20% обогащенного
урана замещается плутонием, а в бланкет добавляют некоторое количество
природного урана для денатурирования 233U, образующегося из 232Th.
Скорость разрушения плутония в RTF очень высока. При тепловой мощ-
ности реактора 3400 МВт скорость сжигания энергетического плутония
составляет 743 кг/год, а оружейного плутония 677 кг/год.
Исследования возможности сжигания плутония в ториевом цикле про-
водились в Канаде, Японии, Германии, России и других странах [8].
К достоинствам ТТЦ относится и возможность образования так назы-
ваемого денатурированного топлива путем смешивания 233U c природным
или обедненным ураном. Такое топливо из-за трудности химического раз-
деления составляющих продуктов обладает повышенной защищенностью
от ядерного распространения. Ядерное топливо 233U–238U приводит к об-
разованию плутония и увеличивает токсичность облученного ториевого
топлива.
Ядерные реакторы на ториевом топливе более безопасны, чем на ура-
новом, поскольку не обладают запасом реактивности. Поэтому никакие
разрушения аппаратуры реактора не способны вызвать неконтролируе-
мую цепную реакцию. Кроме того, торий в 3–4 раза более распространен
в земной коре, чем уран. Природный торий практически состоит из одного
изотопа 232Th, и его вовлечение в топливный цикл, в отличие от урана, не
требует трудоемкого разделения изотопов.
Одним из основных недостатков ториевого топливного цикла
является тот факт, что конструкция реакторов, работающих только на
тории, не может быть реализована, так как естественный торий не со-
держит делящихся изотопов. Чтобы достигнуть критичности, необходимо
использовать (хотя бы на начальном этапе) делящийся материал 235U
или плутоний.
К недостаткам ториевого топливного цикла относится протактиниевое
отравление реактора и накопление 232U с периодом полураспада 72 года,
обладающего жестким
-излучением (до 2,6 МэВ). Поэтому в закрытом
топливном цикле производство топлива на основе 233U должно быть орга-
низовано при полной защите от
-излучения и дистанционном управлении
всеми операциями цикла. При использовании тория в открытом топлив-
ном цикле для нейтронной эффективности необходимы высокие степени
выгорания (~100 ГВт·сут/кг).
Торий рассеянный элемент, не образующий собственных руд и место-
рождений. Вскрытие монацита (основного сырья для получения тория)
процесс намного более сложный, чем вскрытие большинства урановых руд.
Поэтому торий и его соединения дороже аналогичных соединений на ос-
нове урана.
Недостаточно отработана и технология переработки отходов ториево-
го топливного цикла. Считается, что ториевый топливный цикл в целом
дороже уранового [24].
1.4. Исследование тория в различных реакторных системах
Исследование ториевого топливного цикла показало, что этот вид топ-
лива может быть применен практически на всех действующих реактор-
ных системах. Но в современной ядерной энергетике применяется уран-
плутониевый топливный цикл. Так как нарабатываемый по этому циклу
239Pu является прекрасным делящимся материалом, в середине XX столе-
тия предполагалось, что будущее ядерной энергетики достаточно ясно. По
этой причине развитие ядерной энергетики пошло по линии уже освоенно-
го оборонной промышленностью уран-плутониевого цикла с использовани-
ем простых и удобных в эксплуатации реакторов с водяным охлаждением.
В связи с изменением политической обстановки в мире и накоплени-
ем большого количества оружейного плутония его дальнейшие наработки
оказались в настоящее время ненужными. Однако развитие мировой ци-
вилизации требует увеличения производства энергии, которое, по мнению
многих специалистов, не может обойтись без ядерной энергетики. Кроме
того, в последнее время возникли такие явления, как изменение клима-
та и терроризм. Идеологам терроризма очень хотелось бы иметь ядерное
оружие или хотя бы доступ к ядерным материалам. В связи с этим акту-
альным стал вопрос о нераспространении ядерных материалов, решение
которого требует огромных усилий и значительных материальных затрат.
Что касается изменения климата, то ни у кого не возникает сомнения,
что ядерная энергетика является в настоящее время единственным ис-
точником, который может обеспечить чистоту окружающей среды. Хотя
после аварии на АЭС "Фукусима" ряд стран пересмотрели свои взгляды
на использование.
Устойчивое развитие современной цивилизации в существенной степени
зависит от энергообеспечения. Энергетика развивается опережающими
темпами по сравнению с другими отраслями производства и требует зна-
чительных и стабильных источников сырья.
В настоящее время потребности в сырье, в основном, удовлетворяются
за счет углеводородного сырья (нефти, газа и угля). Прогнозы показыва-
ют, что эта тенденция сохранится и в ближайшие десятилетия. Однако
запасы углеводородов, особенно нефти и газа, достаточно ограничены,
к тому же крайне нужны для быстроразвивающегося транспорта и неф-
техимии.
Альтернативой углеводородному сырью являются возобновляемые ис-
точники энергии (гидроэнергия, энергия ветра, биомасса, фотовольтаика,
геотермальная энергия, энергия приливов) и ядерная энергетика.
С момента появления ядерной энергетики было понятно, что в дол-
госрочной перспективе производство энергии путем деления ядер будет
опираться не только на использование делящегося изотопа 235U, который
находится в природном уране в количестве примерно 0,7% масс, но и на
использование имеющихся в значительно большем количестве воспроизво-
дящих материалов, таких как 238U и 232Th.
На возможность реализации уран-ториевого цикла ученые обратили
внимание еще в начале 40-х гг. прошлого века. Исследовательские и кон-
структорские работы проводились в СССР, Германии, Индии, Японии,
Великобритании, США и Франции.
Данные, полученные при исследовании ториевого топливного цикла
(ТТЦ) в различных реакторных системах, позволили определить досто-
инства и недостатки этого процесса. Нейтронно-физические характери-
стики элементов радионуклидной пары 232Th–233U создают принципиаль-
ную возможность повышения безопасности и надежности работы ядерных
реакторов, улучшения их технико-экономических показателей. Образу-
ющийся в результате ядерных превращений 233U имеет самый высокий
выход нейтронов при делении на один акт поглощения теплового нейтрона.
Это делает его энергетически более выгодным для тепловых реакторов,
чем 235U и 239Pu, и позволяет достичь наиболее высокого коэффициен-
та воспроизводства топлива и самокомпенсации реактивности в процессе
работы тепловых реакторов.
В ториевом топливном цикле в меньших количествах, чем в урановом и
особенно в плутониевом, накапливаются плутоний и минорные актиниды
(Am, Np, Cm), а также долгоживущие продукты деления. В ТТЦ нептуния, америция и самария нарабатывается в ~10 2, ~10 5 и 10 -6 раз меньше
по сравнению с урановым циклом. Использование ТТЦ упрощает решение
задачи локализации и захоронения радиоактивных отходов.
Поскольку 233U, произведенный в ториевом топливе, неизбежно загряз-
нен 232U (при содержании 232U в количестве 10-5—10-4% жесткое излуче-
ние увеличивается на 10–15%), и при большем его содержании требуются
дополнительные меры защиты, то это ядерное топливо в какой-то мере
защищает себя от хищений.
Ториевое топливо обладает рядом благоприятных физических и хи-
мических свойств по сравнению с ураном, в частности, более высокой
температурой плавления металлического тория (1973 К) и диоксида то-
рия (3643 К). Диоксид тория имеет более высокую теплопроводность и
низкий коэффициент термического расширения. Такая повышенная стой-
кость ThО2 обеспечивает высокую степень выгорания (~100 МВт·сут/т)
и допускает высокотемпературные режимы работы реактора. 233U также
сохраняет свои ценные нейтронно-физические качества при высокой тем-
пературе лучше, чем 235U и 239Pu. Следует учитывать и тот факт, что
ThО2, в отличие от UO2, не склонен к дальнейшему окислению.
Ядерные реакторы на ториевом топливе более безопасны, чем на ура-
новом, поскольку не обладают запасом реактивности. Поэтому никакие
разрушения аппаратуры реактора не способны вызвать неконтролируе-
мую цепную реакцию.
Использование тория в виде расплава солей позволяет создать прак-
тически безопасный ядерный реактор. Жидко-солевая система обладает
способностью к саморегуляции. Если расплав перегреется, он расширяет-
ся в объеме, в результате в поле действия нейтронов (топливный элемент
из плутония или 235U) попадает меньше атомов тория, и реакция замед-
ляется. При охлаждении смесь сжимается, что позволяет ускорить реак-
цию. Таким образом, такой ториевый реактор не требует наличия слож-
ной системы управления, характерной для традиционных АЭС. В этой
реакторной системе возможно организовать непрерывный вывод продук-
тов деления из зоны реакции и подпитку его свежим топливом. Для
этого реактора не существует проблемы надежности ТВЭЛов, так как
вся активная зона представляет один большой ТВЭЛ в виде расплава
топлива-теплоносителя. Интересно решается и проблема безопасности.
Под реактором можно установить бак, заткнутый "пробкой" из той же
смеси расплава солей, поддерживаемых в твердом состоянии благодаря
непрерывному охлаждению. В случае отключения электроэнергии охла-
ждение прекращается, ?пробка? расплавляется, и смесь стекает в бак, где
ядерная реакция прекращается из-за отсутствия источника нейтронов, а
расплав остывает.
Монография С.В. Алексеева, В.А. Зайцева "Торий в ядерной энер-
гетике" посвящена анализу и обобщению опубликованных работ в этой
области. В монографии особое внимание обращается на возможности по-
вышения безопасности ядерной энергетики и значительного расширения
ее сырьевых ресурсов за счет использования больших запасов тория. Ра-
бота будет интересна широкому кругу читателей.
Н.П. Тарасова,
член-корреспондент РАН,
профессор, директор Института химии
и проблем устойчивого развития РХТУ
имени Д.И. Менделеева,
зав. кафедрой ЮНЕСКО
"Зеленая химия для устойчивого развития"
Предисловие автора
Создание устойчивой энергетики будущего невозможно без использования
энергии деления ядер U, Pu и Th при их взаимодействии с нейтронами.
В настоящее время и в ближайшем будущем основой ядерной энергети-
ки является один из радиоактивных элементов уран. Происходящий во
многих странах мира рост ядерно-энергетических мощностей делает все
более актуальной проблему обеспечения АЭС ядерным топливом, расши-
рения сырьевой базы ядерной энергетики. Стратегия развития ядерной
энергетики во многих странах мира предусматривает введение ядерных
топливных циклов на основе урана и тория. Их ценность заключается в
том, что они могут служить источником накопления запасов вторичного
ядерного топлива 239Pu из 238U и 233U из 232Th.
Исследование применения 232Th в качестве топлива ядерно-энергети-
ческих реакторов началось одновременно с первыми программами по ис-
пользованию урана. Несмотря на ряд существенных преимуществ, торий
не нашел широкого коммерческого применения. Тем не менее, потенциал
тория, как ресурса для ядерной энергетики, всегда являлся признанным
фактом. В настоящее время интерес к ториевому топливному циклу возрос.
Вместе с тем, сведения о свойствах тугоплавких соединений тория в
отечественной литературе освещены недостаточно. Имеющиеся моногра-
фии Р.Б. Котельникова "Высокотемпературное ядерное топливо" (1978),
А.Н. Зеликмана "Металлургия редкоземельных металлов, тория и урана"
(1960), И.И. Жерина "Химия тория, урана и плутония" (2010), справоч-
ные материалы Г.В. Самсонова "Тугоплавкие материалы" (1976), Т.Я. Ко-
солаповой "Свойства, получение и применение тугоплавких соединений"
(1986) в недостаточной мере освещают вопросы влияния состава тугоплав-
ких соединений тория на их свойства. Мало уделено внимания и методам
получения материалов с низким уровнем загрязнения примесных элемен-
тов. Практически не освещено производство ядерного топлива на основе
тория (T–U, Th–Pu) и его поведение в условиях облучения.
Ограниченное количество опубликованных работ по ториевому топли-
ву касается в основном отдельных аспектов и не дает представления о
целостной картине состояния ядерного топлива на основе тория.
В настоящей работе авторы попытались восполнить этот пробел, со-
брав воедино и проанализировав данные по опубликованным работам.
В представленной книге рассматриваются вопросы технологии полу-
чения тугоплавких соединений тория, ядерного топлива на основе тория,
их свойства и возможное применение. Авторы надеются, что книга будет
полезна для широкого круга научных работников, инженеров, конструкто-
ров, занимающихся разработкой ядерного топлива и поисками путей его
применения. Предлагаемый обзор не претендует на полный охват всех
опубликованных работ.
Авторы заранее благодарны за все замечания по содержанию и форме
изложения материалов и надеются, что, несмотря на неизбежные недо-
статки, книга послужит дальнейшему развитию исследований в области
ядерного топлива на основе тугоплавких соединений тория.
Авторы приносят искреннюю благодарность Ю.С. Борисову, Т.Н. Жар-
ковой, К.П. Лукину, О.В. Проценко и Е.С. Солнцевой за их вклад в под-
готовку рукописи к печати.
Основные условные обозначения и сокращения
АЗ — активная зона
АЭС — атомная электростанция
ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор
ГПД — газообразные продукты деления
КПД — коэффициент полезного действия
ОЯТ — отработанное ядерное топливо
РЗЭ — редкоземельный элемент
т.а. — тяжелые атомы
ТБФ — трибутилфосфат
ТВС — тепловыделяющая сборка
ТВЭЛ — тепловыделяющий элемент
т.п. — теоретическая плотность
ТТЦ — ториевый топливный цикл
ЯТЦ — ядерный топливный цикл
a — коэффициент линейного расширения
å — параметр кристаллической решетки
Ср — удельная теплоемкость
E — модуль упругости
G — скорость испарения
k — константа скорости
Р — давление
p — пористость
S — поверхность
Т — температура
WC — карбид вольфрама
α — степень превращения, восстановления
λ — коэффициент теплопроводности
τ — время
Введение
Развитие ядерной энергетики невозможно без надежного обеспечения топ-
ливным материалом. Используемое в настоящее время ядерное топливо на
основе урана не может обеспечить все возрастающее количество ядерных
установок. Кроме того, его запасы ограничены. Выход из создавшегося
положения может быть найден за счет применения ториевого топливного
цикла, эффективность которого практически во всех реакторных систе-
мах доказана уже на ранней стадии его исследования. Ядерная программа
Индии предполагает создание надежной ядерной энергетики на основе то-
риевого топливного цикла, исследование которого никогда не прерывалось
в этой стране.
По сравнению с урановым и уран-плутониевым топливом, уран-то-
риевое топливо имеет ряд неоспоримых преимуществ. Торий-232, как и
уран-238, является воспроизводящим материалом, но его применение обес-
печивает коэффициент воспроизводства более 1, а получаемый делящийся
изотоп урана-233 имеет преимущества перед 235U и 239Pu.
В книге рассматриваются вопросы вскрытия торийсодержащих мате-
риалов, получения тугоплавких соединений тория, являющихся перспек-
тивными материалами для изготовления ториевого ядерного топлива.
Книга состоит из 11 глав. В гл. 1 дан общий обзор исследований
ториевого топливного цикла и результаты его применения в различных
реакторах. В гл. 2–4 рассматриваются вопросы о запасах тория и техно-
логии получения солей тория ?реакторной? чистоты. Большое внимание
уделяется способам получения и свойствам тугоплавких соединений тория
(гл. 5–9). Анализируется имеющийся опыт переработки облученного то-
риевого топлива (гл. 10) и вопросы безопасности при работе с ториевыми
материалами (гл. 11). Особое значение придается влиянию состава туго-
плавких соединений тория на изменение их свойств, особенно в условиях
реакторного облучения.
Глава 1 ТОРИЙ И ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА
1.1.Открытие тория и его место в периодической системе
Торий был открыт выдающимся шведским ученым Йенсом Якобом Бер-
целиусом в 1828 г. в одном из сиенитов Норвегии. Элемент был назван в
честь древнескандинавского бога войны, грома и молнии Тора. Д.И. Мен-
делеев относил торий к группе церитовых металлов, т.е. к группе редкозе-
мельных элементов, с которыми торий имеет много общего и сопровождает
их в природе в минералах редкоземельных элементов.
Точное положение тория в периодической системе было определено
позднее, после того, как в 1946 г. Г. Сиборг выдвинул гипотезу о том,
что в периодической системе после актиния начинается новая переходная
группа элементов актиноиды, аналогичная лантаноидам (редкоземель-
ные элементы). К ряду актиноидов были отнесены торий, протактиний,
уран и заурановые элементы (Np, Am, Bk, Pu, Cm, Cs и т.д.). В акти-
ноидной группе элементов должна заполняться электронная оболочка 5f
(у лантаноидов заполняется оболочка 4f).
По данным спектральных исследований, у тория и протактиния (на-
чальных элементов группы актиноидов) 5f-электроны отсутствуют. Одна-
ко энергетические уровни 5f и 6d у тория и протактиния весьма близки,
что делает неопределенным их относительное расположение. Энергия
перехода электронов между уровнями 6d и 5f и тория, и протактиния со-
поставима с энергией химической связи, т.е. в образовании химической
связи в данном случае могут участвовать как 5f-, так и 6d-электроны, на
что указывается в работах [1, 2].
Валентные электроны атома тория в свободном состоянии имеют кон-
фигурацию 6d27s2 (или 5f6d7s2) [3]. Это значит, что на внешнем уровне
атомов тория в основном состоянии имеется два неспаренных d-электрона
и два спаренных s-электрона. Однако близость энергий электронов на d-
и s-уровнях делает возможным ?распаривание? s-электронов и образова-
ние возбужденного состояния d3s2, в котором один s-электрон переходит на
d-уровень. В этом состоянии атом тория обладает уже четырьмя неспарен-
ными электронами. Энергия возбуждения d2s2 > d3s для тория меньше
14 ккал. Возможны также возбужденные состояния, основанные на пере-
ходах d2s2 > d2s, т.е. переход одного s-электрона на р-уровень внешнего слоя.
Особенно отчетливо проявляется двойственная природа первых членов
ряда актиноидов (от Th до Pu), которые имеют сходства, с одной стороны,
с элементами, в которых происходит заполнение 6d-уровня (Hf, Ta, W) и,
с другой стороны, с элементами f-семейства. Наиболее устойчивая степень
окисления тория +4, реже +2 и +3. С низшей валентностью торий нахо-
дится преимущественно с галогенами, а также в соединениях перекислого
типа [4].
Торий вначале обычно относили к четвертой побочной группе перио-
дической системы [2]. В настоящее время торий первый член семейства
актиноидов, входящих в III группу периодической системы Д.И. Менделе-
ева [3].
1.2. Радиоактивность тория
В 1898 г. независимо друг от друга и практически одновременно Мария
Склодовская-Кюри и немецкий ученый Герберт Шмидт обнаружили, что
торий радиоактивен.
Торий природный радиоактивный элемент, родоначальник семейства
тория (его удельная радиоактивность 0,109 микрокюри/г). Природный
торий состоит практически из одного долгоживущего изотопа 228Th ро-
доначальника одного из радиоактивных рядов с периодом полураспада
T1/2 = 1,39 · 1010 лет (α-излучатель). Распад тория приводит к обра-
зованию радиоактивного газа торона, больше известного как изотоп
радон-220, который представляет опасность при вдыхании. С 232Th в рав-
новесии находится 228Th (Т1/2 = 1,91 года), содержание его ничтожно,
около 1,37·10-8 % масс. Четыре короткоживущих изотопа тория образу-
ются в процессе распада, два из которых относятся к радиоактивному ряду
урана-радия 234Th (Т1/2 = 24,1 сут.) и 230Th (T1/2 = 7,5 · 104 лет), осталь-
ные к ряду актиния: 231Th (Т1/2 = 25,64 ч) и 227Th (Т1/2 = 18,17 сут.)
[4–6]. В табл. 1.1 приведен радиоактивный ряд тория. Искусственные
изотопы тория большей частью короткоживущие; из них большой пери-
од полураспада имеет только 229Th(Т1/2 = 7340 лет), принадлежащий к
искусственному радиоактивному семейству нептуния.
1.3. Значение тория в ядерной энергетике
С самого начала появления ядерной энергетики уже было понятно, что в
долгосрочной перспективе производство энергии путем деления ядер будет
опираться не только на использование делящегося изотопа 235U, который
находится в природном уране в количестве примерно 0,7%, но и на исполь-
зование имеющихся в значительно большем количестве материалов, таких
как 238U и 232Th.
В 40–50 гг., на заре ядерной энергетики, ученые исследовали различные
варианты ядерных реакций. Их интерес привлек и торий слаборадио-
активный металл. Сам по себе торий (вернее, самый распространенный
изотоп 232Th, из которого почти на 100% состоит природный металл) не
поддерживает цепную ядерную реакцию. Однако при облучении нейтро-
нами его атомы, захватывая тепловые нейтроны, распадаются с выделе-
нием значительного количества энергии. В энергетическом выражении 1 т
тория эквивалентна 200 т урана или 3,5 млн т угля [7].
Кроме того, в результате ряда последовательных реакций с образова-
нием промежуточных изотопов тория-232 получается уран-233, который
сам по себе является хорошим ядерным топливом, подходящим для всех
типов современных реакторов (1.1). Уран-233 имеет некоторые преиму-
щества перед другими видами ядерного горючего: при делении его ядер
выделяется больше нейтронов. Каждый нейтрон, поглощенный ядром
плутония-239 или урана-235, дает 2,03 и 2,08 соответственно новых нейтро-
нов, а уран-233 намного больше 2,37. Это делает 233U энергетически
более выгодным для тепловых реакторов, чем 235U и 239Pu и позволяет
достичь наиболее высокого коэффициента воспроизводства топлива и са-
мокомпенсации реактивности в процессе работы тепловых реакторов [8].
С точки зрения ядерной индустрии преимущества тория перед ураном
заключаются в высокой температуре плавления, в отсутствии фазовых
превращений до 1400 ?С, в высокой механической прочности и радиаци-
онной устойчивости металлического тория и ряда его соединений (оксида,
нитрида, карбида, фторида) [8].
На возможность реализации уран-ториевого цикла ученые обратили
внимание еще в начале 40-х гг. прошлого века. Исследовательские и кон-
структорские работы велись в СССР, Германии, Индии, Японии, Велико-
британии, США и Франции. В 50–70 гг. прошлого столетия в этих странах
проводились различные эксперименты с ториевыми и торий-урановыми
реакторами.
Еще в 1943 г. научным руководителем работ по урановому проекту
И.В. Курчатовым в качестве резервного направления работ по производ-
ству ядерных материалов было определено получение урана-233.
Основой для развертывания работ по ториевому циклу послужило ре-
шение Технического совета Спецкомитета, принявшего решение о начале
работ по наработке урана-233. На первом этапе основной целью было по-
лучение урана-233 для военных целей. Со временем появилось понимание
принципиальной возможности расширения воспроизводства и использова-
ния 233U в качестве ядерного топлива для получения энергии [9].
Производство тория до 1946 г. в СССР отсутствовало, но уже в 1948 г.
было произведено 20 т металлического тория и 50 т солей тория [10].
К 1967 г. было накоплено несколько десятков тонн облученного тория.
Согласно постановлению СНК СССР № 3010-895cc с 1 августа 1953 г.
тяжеловодный реактор ОК-180 (ФГУП ?ПО “Маяк”?) переводится на то-
риевый режим работы. Освоение ториевого топливного режима в про-
мышленном масштабе осуществлено впервые в мире. Эксплуатация реак-
тора ОК-180 в ториевом режиме продолжалась до 1 января 1956 г. На-
чиная с 1948 г. на ФГУП "ПО "Маяк" начаты работы по выделению
урана-233 из облученного ториевого топлива. Промышленное производ-
ство урана-233 начато с 1953 г. Накопленный объем знаний позволил
советским исследователям прийти к выводу, что торий может использо-
ваться в нескольких направлениях:
– для получения 233U в военных целях;
– для расширения воспроизводства 233U в так называемом ториевом
цикле;
– для развития ядерной энергетики на базе ториевого топливного цикла.
Однако из-за того, что техническая целесообразность и экономическая рен-
табельность широкого использования тория в производстве энергии в то
время не была доказана, в 60-х гг. прошлого столетия работы по ториево-
му циклу были прекращены.
Испытания ТТЦ были осуществлены в Oak Ridge National Laboratory
(Национальная лаборатория в Ок-Ридже) в США в 1960-х гг. прошло-
го века. В реакторе использовался высокотемпературный солевой рас-
плав фторидов, содержащий тетрафторид тория. Характеристики некото-
рых реакторов, на которых проводились исследования ториевого топлива,
представлены в табл. 1.2–1.4.
Уже к концу 60-х гг. XX столетия проведенные исследования [15,
16] показали перспективность использования тория в ядерных реакторах.
Однако в дальнейшем, в связи с возросшей популярностью легководных
реакторов и в связи с их эффективностью, относительной безопасностью,
доступностью и невысокой ценой уранового ядерного топлива, интерес
к ториевому топливу пропал, и финансирование было прекращено [14].
Немаловажным явился и тот факт, что при использовании ториевого топ-
лива не образуется плутоний, необходимый для военных нужд. Исследо-
вания ториевого топливного цикла не прекращались только в Индии.
Энергообеспечение деятельности человеческого общества вызывает в
последнее время значительные трудности. Создание устойчивой энергети-
ки будущего возможно только при использовании восполняемых источни-
ков энергии или деления ядер урана и плутония при их взаимодействии
с нейтронами. Происходящий в настоящее время во многих странах мира
рост ядерно-энергетических мощностей делает все более актуальной про-
блему обеспечения АЭС ядерным топливом.
Ядерная энергетика начиналась с использованиея в качестве ядерного
топлива изотопов 235U, 238U и 239Pu. Плутоний в природе не встречается.
Он образуется в результате захвата атомом 238U нейтрона, приводящего к
получению 239Pu в результате двух последующих реакций распада (1.2):
По мнению авторов [17] дальнейшее развитие большой атомной энер-
гетики, основанной на наработке плутония, в том числе в реакторах на
быстрых нейтронах, является далеко небезопасным и приводит, кроме
того, к возможному распространению по миру основной составляющей
атомного оружия — плутония.
Кроме того, ряд тяжелых аварий [17]: в 1979 г. на AЭС США Three
Mile Island (TMI), которой был присвоен 5-й уровень опасности по шка-
ле INES (МАГАТЭ), на Чернобыльской АЭС на Украине в 1986 г. 7-й
уровень опасности (высший) и в 2011 г. на АЭС ?Фукусима-1? в Япо-
нии, которой сначала был присвоен 4-й уровень опасности, но позже был
повышен до 5-го, привели к разработке концепции запроектных событий
и тяжелых аварий, которые должны быть учтены при строительстве но-
вых и модернизации существующих АЭС [18]. Немаловажным является
и обеспокоенность ограниченностью оставшихся ресурсов 235U, основного
ядерного топлива существующих и проектируемых АЭС.
Все вышеперечисленное способствовало возобновлению интереса к то-
риевому топливному циклу, что привело к ряду новых оценок [19–22],
где выясняются его преимущества и недостатки по сравнению с други-
ми топливными циклами. В основном эти исследования касались оценки
физических, материаловедческих и экономических аспектов. Ряд более
поздних исследований также посвящен этому вопросу [8, 23–25]. Во всех
этих исследованиях анализируется накопленный опыт ториевого топлив-
ного цикла в различных реакторных установках, а также предлагаются
новые концепции по его улучшению. При этом обращается внимание на
основные факты противников ядерной энергетики: проблему в обращении
с радиоактивными отходами и высокую цену аварий на АЭС.
1.4. Исследование тория в различных
Исследования ториевого топливного цикла были начаты во второй по-
ловине 50-х гг. прошлого столетия на промышленном реакторе ОК-180
(СССР) и экспериментальном реакторе Shippingport (США). В дальней-
шем исследования ториевого топливного цикла проводили практически во
всех типах существующих реакторных систем (табл. 1.2–1.4). Наиболее
всесторонне ториевый топливных цикл исследовался в США, где прово-
дились исследования применения ториевого топлива в реакторах PWR,
BWP, HTGR и MSP. В реакторе PWR (реактор-размножитель на теп-
ловых нейтронах) была использована концепция RTF (ториевый реактор
Радковского). АЭС Shippingport мощностью 60 МВт эл. работала с 1957
по 1982 г., АЭС Indian Point-1 мощностью 265 МВт эл. работала с 1962 по
1980 г. Топливо АЭС Shippingport 233U-Th в оболочке из Zr-4. ТВС кон-
цепции "запальная зона/бланкет" (233U в кольцевых ТВЭЛах размещает-
ся внутри модулей с торием). В реакторе АЭС Indian Point-1 в качестве
топлива использовался твердый раствор ThO2–UO2.
Исследование ториевого топливного цикла в реакторе PWR показало
возможность размножения Th/233U на тепловых нейтронах с использо-
ванием концепции RTF. После завершения работы реактора содержание
делящихся материалов в активной зоне оказалось примерно на 1,3% боль-
ше, чем в начальный период. Таким образом, было продемонстрирова-
но, что концепция RTE может быть реализована на базе существующих
реакторов PWR и ВВЭР с минимальными изменениями. Основное из-
менение заключается в замене обычных ТВС реакторов PWR и ВВЭР на
запальные ТВЭЛы с урановым топливом (центральная зона) и бланкетные
ТВЭЛы с уран-ториевым топливом по периферии. Продолжительность
использования бланкета 9–10 лет при достижении глубины выгорания
~100 МВт·сут/кг. При этом присутствие 233U обеспечивает лучшее ис-
пользование топлива и снижает топливную составляющую издержек про-
изводства электроэнергии [26, 28].
АЭС Elk River с реактором BWR (Boiling Water Reaсtor) мощностью
22 МВт эл. проработала с 1964 по 1968 г. В качестве ядерного топлива ис-
пользовалось оксидное топливо (Th,U)O2 (U с обогащением 93%), которое
загружалось только в первую активную зону.
Реактор HTGR (высокотемпературный газоохлаждаемый реактор) был
использован на АЭС Peach Bottom мощностью 40 МВт эл., где прорабо-
тал с 1966 до 1972 г., и на коммерческой АЭС Fort St. Vrain мощностью
330 МВт эл., где проработал с 1976 по 1989 г. (рис. 1.1).
В реакторе Peach Bottom применялись стержневые ТВЭЛы из (Th,U)С2
с покрытием BISO, в реакторе Fort St. Vrain призматические графито-
вые блоки с микросферами из (Th,U)С2 и покрытием TRISO. Это был
высокотемпературный реактор (1300 ?С) с графитовым замедлителем и
гелиевым охлаждением. В реакторе использовалось почти 25 т тория. Глу-
бина выгорания составила 170 000 МВт·сут/т. Результаты исследования
ториевого топливного цикла в реакторах HTGR позволили США и России
совместно разработать концепцию модульного гелиевого реактора МHR
с призматическими ТВС. В реакторе МHR сочетается низкая плотность
энерговыделения топлива (6 Вт/см3) в кольцевой АЗ с отрицательным
коэффициентом реактивности для обеспечения безопасной эксплуатации
системы при высоких температурах [8].
В США с 1965 по 1969 г. работал реактор MSRE мощностью 10 МВт
тепл. на расплаве солей 7LiF/BeF2/ThF4/UF4 (концепция MSR-Molten
Salt reactor). Реакторы MSR могут работать как с уран-ториевым, так и с
плутоний-ториевым топливом и могут быть адаптированы для сжигания
плутония.
Интерес к применению ториевого топливного цикла в реакторах CANDU
(Канада) обусловлен тем, что теоретически была обоснована возможность
достигнуть в тяжеловодных реакторах на тепловых нейтронах (PHWR)
околобридерных режимов (вплоть до циклов с самообеспечением топли-
вом). В этом направлении был проведен большой цикл исследований.
Канадская правительственная корпорация по атомной энергии (AECL)
в своей концепции развития топливного цикла реакторов CANDU рас-
сматривает использование ториевого топливного цикла как одно из пер-
спективных направлений этого развития [28, 29].
Для использования в CANDU ториевого топлива были исследованы два
топливных цикла: топливный цикл с самообеспечением топливом и цикл
с высоким выгоранием топлива. Согласно оценкам специалистов AECL
в реакторах CANDU в современной модификации с ториевым топливом
до 80% выделяемой энергии будет приходиться на долю тория. Ожидает-
ся, что дальнейшее совершенствование топлива и активной зоны позволит
увеличить эту цифру [29].
AECL имеет больше чем полувековой опыт исследований и разработок,
связанных с применением тория. На демонстрационном энергетическом
реакторе (NRD) и на исследовательских реакторах (NRX, NRU, WR1) бы-
ло проведено 25 экспериментов по облучению тория.
Облучению подвергалось ториевое топливо от чистого природного ThO2
до ThO2 + 30% масс. UO2. Обогащение 235U достигало 70–93%. Достигну-
тое выгорание 43 МВт·сут/кг при максимальном линейном энерговыде-
лении 75 кВт/м [30]. Особый интерес представляют эксперименты (51 ис-
пытание), осуществленные на демонстрационном энергетическом реакторе
NRD в 1977–1987 гг. Облучению подвергались 19-элементные стандарт-
ные сборки NRD с ThO2. В качестве делящегося вещества использовали
высокообогащенный (93% 235U) уран в виде UO2 (в двух сборках содержа-
ние UO2 в топливе составляло 2,6% масс., в двух других 1,45% масс.).
Испытания проводились при энерговыделении <30 кВт/м до выгорания
47 МВт·сут/кг. Аналогичные результаты были получены и при более вы-
соком энерговыделении до 48 кВт/м и выгорании 41 МВт·сут/кг.
Проведенные AECL испытания ториевого топливного цикла показали,
что в одинаковых условиях рабочие характеристики ториевого топлива на
основе ThO2, как правило, оказываются выше аналогичных характеристик
уранового (UO2) топлива. Для ториевого топлива отмечено более низкое
выделение газообразных продуктов деления, распухание, более низкие на-
пряжения оболочки ТВЭЛов.
В Германии на AЭC Lingen с реактором BWR мощностью 60 МВт эл.
в 1973 г. проводились испытания ториевого топлива. Ториево-плутоние-
вое металлическое топливо облучалось только в испытательных ТВЭЛах.
В период с 1967 по 1968 г. в Германии 750 недель работал эксперименталь-
ный реактор AVR (Объединение ?Исследовательский реактор Юлих?)
мощностью 15 МВт первый немецкий высокотемпературный реактор
(HTR) с насыпным бланкетом (рис. 1.2).
Большую часть времени эксплуатации (95%) реактор работал с топлив-
ным сердечником в виде микросфер ThO2–233UO2 с высокообогащенным
ураном. Общий вес топлива 1360 кг. В реакторе AVR были проведены
испытания микросферических ТВЭЛов (Th,U)С2, (Th,U)О2 с покрыти-
ем BISO и (Th,U)О2, с высокообогащенным ураном и покрытием TRISO.
Плотность энерговыделения 2,6 МВт тепл./м3 при максимальной тем-
пературе 1350 ?С. Достигнутое выгорание топлива более 140 ГВт·сут/т.
Реактор AVR благодаря своей конструкции привлек повышенное внима-
ние и зарекомендовал себя как исключительно перспективный вариант.
Реактор работал стабильно. Реактор THTR мощностью 300 МВт эл. рабо-
тал с 1968 по 1989 гг. Плотность энерговыделения 6,0 МВт тепл./м3, до-
стигнутое выгорание 150 ГВт·сут/т. Топливный сердечник в виде микро-
сфер из (Th,U)О2. Температура гелиевого теплоносителя (вход/выход)
270/750 ˚С. К сожалению, на реакторе THTR часто возникали серьезные
аварийные ситуации, обусловленные технологическими ошибками.
Необходимо отметить, что эти технические неудачи не повлияли на
ядерно-теоретическую концепцию самой конструкции реактора, способно-
го обеспечить высокий уровень выгорания. Аналогичная ситуация сложи-
лась и для реактора Fort St. Vrain (США).
В Великобритании реактор HTGR Dragon мощностью 20 МВт тепл.
работал с 1966 по 1973 годы в городе Уинфит. Использовались призма-
тические ТВС с трубчатыми ТВЭЛами и оксидным (Th,U)О2 топливом.
Соотношение Th и высокообогащенного урана в топливе равнялось 10/1,
покрытие TRISO. ТВЭЛы облучались в течение 741 полных эффективных
суток. Плотность энерговыделения 14 МВт тепл./м3. Эксплуатация
реактора Dragon проходила в рамках совместного проекта, в котором, на-
ряду с Великобританией, участвовали Австрия, Дания, Швеция, Норвегия
и Швейцария. Ториево-урановое топливо способно было работать в реак-
торе в течение шести лет. Реактор создавал температуру выше 1000 ?С,
но в этих условиях графит имел тенденцию сжиматься. Было продемон-
стрировано выгорание до 100000 МВт·сут/т.
Индия — единственная страна, которая не прекращала исследования
ториевого цикла. В этой стране мало ресурсов урана, но она имеет зна-
чительную часть мировых запасов тория. Использование тория для круп-
номасштабного производства энергии является составной частью ядерно-
энергетической программы страны [31]. Начало исследований ториево-
топливного цикла в Индии связано с именем Хоми Бхабка, основавшего
в 1954 г. Индийский департамент по атомной энергии и в последующем
сформулировавшего ядерную программу строительства АЭС с тяжело-
водными ядерными реакторами PHWR. Ключевым пунктом программы
является использование тория. Долгосрочная цель ядерной программы
Индии состоит в том, чтобы разработать усовершенствованный ториевый
цикл тяжеловодных реакторов.
В 1996 г. в городе Калнаккаме в качестве источника нейтронов был
запущен экспериментальный исследовательский реактор Kamini мощно-
стью 30 кВт, работавший на 233U, полученном путем предварительного
облучения ThО2 на бридерном реакторе мощностью 40 МВт. Первым в
мире реактором, в котором для выравнивания мощности в активной зоне
использовался не обедненный уран, а торий [30], был первый энергоблок
АЭС Kakrapar [31]. В Индии проводятся испытания по длительному облу-
чению ториевых ТВС в энергетических реакторах PHWR: в реакторы на
АЭС Kakrapar-1 и Kakrapar-2 мощностью 200 МВт эл. было загружено по
500 кг ториевого топлива (ThО2–UО2). Этот вид топлива запланировано
использовать и в реакторах PHWR на АЭС Kaiga-1 и Kaiga-2 мощностью
200 МВт эл., и на АЭС Rajasthan-3 и Rajasthan-4 [31]. В каждый из этих
реакторов загружено по 19 ТВЭЛов. 1.5. acoeuoaouenneaaiaaieyOOO
Данные, полученные при исследовании ТТЦ в различных реакторных
системах, позволили выявить достоинства и недостатки этого топливного
цикла [8, 14, 24, 25, 29]. Нейтронно-физические характеристики элементов
радионуклидной пары 232Th–233U создают принципиальную возможность
повышения безопасности и надежности работы ядерных реакторов, улуч-
шения их технико-экономических показателей. Образующийся в резуль-
тате ядерных превращений 233U имеет самый высокий выход нейтронов
при делении за один акт поглощения теплового нейтрона. Это делает его
энергетически более выгодным для тепловых реакторов, чем 235U и 239Pu,
и позволяет достичь наиболее высокого коэффициента воспроизводства
топлива и самокомпенсации реактивности в процессе работы тепловых ре-
акторов.
В ТТЦ в существенно меньшем количестве, чем в урановом и особенно
в плутониевом, накапливаются высокоактивные плутоний и минорные ак-
тиниды (Am, Np, Cm), а также долгоживущие продукты деления. В ТТЦ
нептуния, америция и самария нарабатывается в ~102,~105 и 10-6 раз
меньше по сравнению с урановым циклом. Использование ТТЦ упрощает
решение задачи локализации и захоронения радиоактивных отходов [32]
Поскольку U233, произведенный в ториевом топливном цикле, неизбеж-
но загрязнен 232U (при содержании 232U в количестве 10-5–10-4% жесткое
-излучение увеличивается на 10–15%) и при большем его содержании тре-
буются дополнительные меры защиты, то это ядерное топливо в какой-то
мере защищает себя от хищений.
Ториевое топливо обладает рядом благоприятных физических и хими-
ческих свойств по сравнению с ураном, имеет более высокую температуру
плавления металлического тория 1700 ˚C и диоксида тория 3370 ˚C. Диок-
сид тория характеризуют более высокая теплопроводность и низкий коэф-
фициент термического расширения. Такая повышенная стойкость ThО2
обеспечивает высокую степень выгорания (~100 МВт·сут/т) и допускает
высокотемпературные режимы работы реактора. Уран-233 сохраняет свои
ценные нейтронно-физические качества при высокой температуре лучше,
чем 235U и 239Pu. Следует учитывать и тот факт, что ThО2, в отличие от
UO2, не склонен к дальнейшему окислению.
Специфическая возможность применения тория заключается в сжига-
нии избыточного оружейного плутония. Для военных целей, в основном в
США и СССР, было произведено более 250 т оружейного плутония [8, 30].
Ториевый топливный цикл обладает большой возможностью для сжигания
плутония (энергетического или оружейного) без необходимости его рецик-
лирования. По данным работы [33], при использовании ториевого цикла
запасы накопленного плутония могут быть быстро снижены.
В реакторе LWR при облучении ThO2-матрицы на 1 МВт·сут обра-
зуются в 6 раз меньше 239Pu, чем при урановом топливе. Количество
тория в активной зоне реактора не ограничено коэффициентом Доплера,
как в случае сжигания плутония с использованием инертных матриц [8].
Исследование ThO2–PuO2 топлива в США в рамках проекта NERI по-
казало, что в одной АЗ можно сжечь до 75% плутония в топливе. По
данным работы [34], активная зона в реакторе RTF может быть легко
адаптирована для сжигания плутония. Для этого до 20% обогащенного
урана замещается плутонием, а в бланкет добавляют некоторое количество
природного урана для денатурирования 233U, образующегося из 232Th.
Скорость разрушения плутония в RTF очень высока. При тепловой мощ-
ности реактора 3400 МВт скорость сжигания энергетического плутония
составляет 743 кг/год, а оружейного плутония 677 кг/год.
Исследования возможности сжигания плутония в ториевом цикле про-
водились в Канаде, Японии, Германии, России и других странах [8].
К достоинствам ТТЦ относится и возможность образования так назы-
ваемого денатурированного топлива путем смешивания 233U c природным
или обедненным ураном. Такое топливо из-за трудности химического раз-
деления составляющих продуктов обладает повышенной защищенностью
от ядерного распространения. Ядерное топливо 233U–238U приводит к об-
разованию плутония и увеличивает токсичность облученного ториевого
топлива.
Ядерные реакторы на ториевом топливе более безопасны, чем на ура-
новом, поскольку не обладают запасом реактивности. Поэтому никакие
разрушения аппаратуры реактора не способны вызвать неконтролируе-
мую цепную реакцию. Кроме того, торий в 3–4 раза более распространен
в земной коре, чем уран. Природный торий практически состоит из одного
изотопа 232Th, и его вовлечение в топливный цикл, в отличие от урана, не
требует трудоемкого разделения изотопов.
Одним из основных недостатков ториевого топливного цикла
является тот факт, что конструкция реакторов, работающих только на
тории, не может быть реализована, так как естественный торий не со-
держит делящихся изотопов. Чтобы достигнуть критичности, необходимо
использовать (хотя бы на начальном этапе) делящийся материал 235U
или плутоний.
К недостаткам ториевого топливного цикла относится протактиниевое
отравление реактора и накопление 232U с периодом полураспада 72 года,
обладающего жестким
-излучением (до 2,6 МэВ). Поэтому в закрытом
топливном цикле производство топлива на основе 233U должно быть орга-
низовано при полной защите от
-излучения и дистанционном управлении
всеми операциями цикла. При использовании тория в открытом топлив-
ном цикле для нейтронной эффективности необходимы высокие степени
выгорания (~100 ГВт·сут/кг).
Торий рассеянный элемент, не образующий собственных руд и место-
рождений. Вскрытие монацита (основного сырья для получения тория)
процесс намного более сложный, чем вскрытие большинства урановых руд.
Поэтому торий и его соединения дороже аналогичных соединений на ос-
нове урана.
Недостаточно отработана и технология переработки отходов ториево-
го топливного цикла. Считается, что ториевый топливный цикл в целом
дороже уранового [24].
1.4. Исследование тория в различных реакторных системах
Исследование ториевого топливного цикла показало, что этот вид топ-
лива может быть применен практически на всех действующих реактор-
ных системах. Но в современной ядерной энергетике применяется уран-
плутониевый топливный цикл. Так как нарабатываемый по этому циклу
239Pu является прекрасным делящимся материалом, в середине XX столе-
тия предполагалось, что будущее ядерной энергетики достаточно ясно. По
этой причине развитие ядерной энергетики пошло по линии уже освоенно-
го оборонной промышленностью уран-плутониевого цикла с использовани-
ем простых и удобных в эксплуатации реакторов с водяным охлаждением.
В связи с изменением политической обстановки в мире и накоплени-
ем большого количества оружейного плутония его дальнейшие наработки
оказались в настоящее время ненужными. Однако развитие мировой ци-
вилизации требует увеличения производства энергии, которое, по мнению
многих специалистов, не может обойтись без ядерной энергетики. Кроме
того, в последнее время возникли такие явления, как изменение клима-
та и терроризм. Идеологам терроризма очень хотелось бы иметь ядерное
оружие или хотя бы доступ к ядерным материалам. В связи с этим акту-
альным стал вопрос о нераспространении ядерных материалов, решение
которого требует огромных усилий и значительных материальных затрат.
Что касается изменения климата, то ни у кого не возникает сомнения,
что ядерная энергетика является в настоящее время единственным ис-
точником, который может обеспечить чистоту окружающей среды. Хотя
после аварии на АЭС "Фукусима" ряд стран пересмотрели свои взгляды
на использование.