Торий где используется. Мировой рынок тория. Хорошо забытое старое

Авария на японской АЭС может стимулировать исследования в области более безопасной ядерной энергетики на основе тория.

Вот уже почти год сводки с японской атомной станции “Фукусима-1” напоминают фронтовые. Во многих странах мира всерьез рассматривается вопрос об отказе от атомной энергетики как слишком опасной либо об ограничении ее использования. Между тем еще в 50-е годы были предложены проекты более безопасных ядерных реакторов. В качестве “горючего” в них используется торий - слаборадиоактивный химический элемент, мировые запасы которого, как минимум, вчетверо превышают запасы урана. Полвека назад ториевая ядерная энергетика не выдержала конкуренции с урановой, поскольку из тория нельзя получить плутоний, который используется в ядерном оружии. Но теперь, после “Фукусимы”, ей предоставляется возможность для реванша.

Хорошо забытое старое

В 40-50-е годы, когда атомная энергетика делала свои первые шаги, ученые исследовали различные варианты управляемых ядерных реакций. Их интерес привлек и торий - тяжелый слаборадиоактивный металл, занимающий 90-е место в таблице Менделеева.
Сам по себе торий (вернее, самый распространенный его изотоп торий-232, из которого почти на 100% состоит природный металл) не поддерживает цепную ядерную реакцию и не может быть материалом для атомной бомбы. Однако при облучении тория нейтронами, его атомы, захватывая эти нейтроны, распадаются с выделением значительного количества энергии.

Кроме того, в результате ряда последовательных реакций с образованием промежуточных неустойчивых изотопов (торий-233 и протактиний-233 с полураспадом соответственно 22 минуты и 27 суток) из тория-232 получается уран-233, который сам по себе является хорошим ядерным топливом, подходящим для всех типов современных реакторов.

По сравнению с ураном торий обладает рядом преимуществ. Прежде всего, для загрузки в реактор пригоден природный торий, который, в отличие от урана, не нужно обогащать, проводя сложную и дорогостоящую операцию разделения изотопов. В ториевых реакторах можно перерабатывать оружейный плутоний, а также минимизировать использование урана-235, который является единственной доступной человечеству природной “ядерной спичкой”, способной запускать ядерную реакцию.

При этом если урановые стержни нужно извлекать из реактора уже после того, как в них использовано менее 10% содержавшегося “топлива”, торий можно использовать полностью, до завершения его преобразования в уран-233, который также можно применять для поддержания ядерной реакции. Вследствие этого одна тонна тория может дать столько же энергии, сколько 200 т урана или 3.5 млн т угля.

Оксид тория является более тугоплавким и устойчивым веществом, чем оксид урана, что открывает возможность для создания высокотемпературных реакторов на тории с рабочей температурой 700-800 градусов. Такой реактор может работать с обычным парогенераторным оборудованием, для него не нужно сложных и небезопасных систем охлаждения (напомним, именно отказ этих систем и привел к аварии на “Фукусиме-1”), его КПД может достигать 50-55%, что почти вдвое выше, чем у традиционных урановых. Полученная тепловая энергия также может использоваться в различных химических процессах (получение аммиака, водорода, ряда углеводородных продуктов).

Вследствие того, что торий требует внешнего источника нейтронов для осуществления ядерной реакции, этот элемент более безопасен в эксплуатации. Нетрудно создать такую схему, при которой в случае аварии реакция просто автоматически прекращалась бы (правда, из-за особенностей ториевого цикла такой реактор все равно бы продолжал работу, пока промежуточные элементы не превратились в более устойчивый уран-233, но выделение энергии было бы значительно меньшим). Наконец, радиоактивные отходы, образующиеся в результате ядерных реакций, в случае использования тория гораздо менее опасны, чем традиционных урановых реакторов, да и образуется их в несколько раз меньше.

В 50-70-е годы в ряде стран мира (США, Великобритания, Индия, ФРГ, СССР и др.) проводились различные эксперименты с ториевыми и торий-урановыми реакторами. В 70-80-е годы американская компания General Atomics и немецкая Siemens даже создали опытные образцы энергетических реакторов мощностью 300 МВт с использованием ториевого топлива, однако на этом исследования в данной области практически полностью прекратились.

Падение интереса к торию было обусловлено рядом объективных и субъективных причин. Прежде всего, фундаментальным недостатком тория была его непригодность для производства ядерного оружия. В 50-е годы в США проводились опыты по использованию урана-233 в ядерных бомбах, однако предпочтение было в итоге отдано более эффективному плутонию. Львиная доля средств на НИОКР в результате выделялась на исследования, связанные с урановым циклом, что позволило достаточно быстро создать и оптимизировать соответствующие технологии. Появление эффективных и относительно безопасных легководных реакторов, доступность и невысокая цена уранового ядерного топлива привели к тому, что энергетики отказались от рассмотрения альтернативных вариантов, не сулящих быстрой отдачи. Как говорится, от добра добра не ищут.

Вследствие этого адекватной технологии изготовления ториевых или торий-урановых топливных элементов так и не было создано. Не была решена и главная, пожалуй, проблема ториевого цикла. В ходе реакций, помимо урана-233, непременно образовывалось небольшое количество (порядка десятых долей процента) урана-232 - короткоживущего изотопа, распад которого приводил к появлению очень опасных радиоактивных “обломков”.

Реакторы General Atomics и Siemens обладали массой “детских болезней”, вызванных именно неотработанностью процессов. Окончательно же исследования в области ториевой энергетики “похоронила” катастрофа на Чернобыльской АЭС. После 1986 г. ассигнования на развитие “мирного атома” были резко сокращены, а все долгосрочные альтернативные проекты просто закрыты.
Единственной страной, где ториевые исследования все еще продолжались, была Индия. Обладающая большими запасами тория (около 300 тыс т, второй показатель в мире после Австралии), Индия еще в 50-е годы разработала оригинальную трехступенчатую программу развития атомной энергетики, в которой предполагалось задействовать эти ресурсы.

Так как Индия не подписала договор о нераспространении ядерного оружия, до недавнего времени ее атомная отрасль развивалась изолированно, а поставки урана в страну были запрещены. Не обладая значительными запасами урана, индийские атомщики предложили использовать имеющиеся скудные ресурсы этого ядерного топлива в реакторах первого уровня, где вырабатывался бы делящийся материал (уран-235 или плутоний-239). Его планировалось использовать в качестве источника нейтронов для ториевых реакторов второй стадии, а на них, в свою очередь, получался уран-233, который использовался бы в качестве ядерного топлива в реакторах третьего поколения.

Первую стадию своего плана Индия успешно реализовала, построив к настоящему времени более 20 ядерных реакторов, а вот со второй произошла заминка. В 90-е годы индийские атомщики вышли из международной изоляции, что и объясняет снижение интереса к торию. Пока что достижения в этой области ограничиваются экспериментальным реактором мощностью 13 МВт на АЭС “Калпаккам”, где осуществляется выработка урана-233 из тория.

Однако в начале прошлого десятилетия ториевые разработки вышли из состояния “комы”. В настоящее время рассматриваются два перспективных направления, которые могут стать основой будущей ториевой ядерной энергетики.

Новые горизонты

Одну из перспективных технологий предложил нобелевский лауреат Карло Руббиа из Европейского центра по ядерным исследованиям (CERN). По его проекту предлагается использовать ториевое ядерное топливо, а в качестве “запала” применять ускоритель протонов. Попадая в атомы тория, протоны с высокой энергией вызывают их распад с выделением нейтронов, которые используются для стимулирования ядерных реакций. В качестве теплоносителя используется свинец.

По расчетам К.Руббиа, этот реактор будет генерировать достаточную энергию, чтобы не только питать ускоритель протонов, но и выдавать определенную мощность в сеть. При этом установка достаточно безопасна, поскольку выключение протонного ускорителя приводит к прекращению работы реактора (не считая распада промежуточных элементов).

В 2010 г. норвежская компания Aker Solutions приобрела патент у К.Руббиа и уже приступила к проектированию реактора ADTR (субкритический реактор с ускорительной системой). Мощность установки оценивается в 600 МВт, ее стоимость, по предварительным данным, может превысить $3 млрд с учетом всех предварительных исследовательских работ. Реактор планируется разместить под землей, что даст возможность обойтись без мощного железобетонного защитного купола. Предполагается, что на одной загрузке ториевого топлива он сможет проработать несколько лет.

Однако КПД реактора К.Руббиа будет не очень высоким из-за использования энергоемкого ускорителя протонов, который будет забирать часть мощности. В США, Индии и Китае в последние годы рассматривается вариант, впервые предложенный американским физиком Элвином Вайнбергом еще в 60-х годах.

В этом реакторе типа LFTR (Liquid Fluoride Thorium Reactor) предлагается отойти от применения твердых топливных элементов и использовать в качестве теплоносителя расплавы солей - фторидов, в которых хорошо растворяются оксиды тория и урана. В таком реакторе рабочее давление составляет всего около 0.1 атм, что практически исключает возможность аварии вследствие разрыва корпуса (конечно, при условии, что его материал не поддастся коррозии). Солевой расплав имеет температуру порядка 540 градусов, что дает возможность использовать все преимущества высокотемпературного реактора.

При этом система обладает способностью к саморегуляции. Если расплав перегревается, он расширяется в объеме, в результате в поле действия источника нейтронов (топливный элемент из плутония или урана-235) попадает меньше атомов тория, и реакция замедляется. При охлаждении смесь, соответственно, сжимается, что позволяет ускорить реакцию. Таким образом, ториевый реактор не требует наличия сложной системы управления, как на традиционных АЭС.

Проект позволяет организовать непрерывный вывод продуктов деления из зоны реакции и подпитку его свежим топливом. Это означает, что расплав с повышенным содержанием продуктов деления тория можно перекачать в отстойник, где будет происходить преобразование исходного материала в уран-233, который можно будет химическим путем отделить от непрореагировавшего тория и использовать в качестве ядерного топлива во второй активной зоне реактора. Впрочем, есть проекты, предусматривающие только одну активную зону с использованием в качестве ядерного топлива сначала тория, а потом - урано-ториевой смеси.

В ториевом реакторе весьма интересно решена проблема безопасности. Под корпусом реактора планируется установить бак, заткнутый “пробкой” из той же смеси фторидов, поддерживаемых в твердом состоянии благодаря непрерывному охлаждению. В случае отключения электроэнергии, как при аварии на “Фукусиме”, охлаждение прекращается, “пробка” расплавляется, и смесь стекает в бак, где ядерная реакция прекращается из-за отсутствия источника нейтронов, а расплав остывает.

Важным преимуществом реактора LFTR является возможность создания установок небольшой мощности - вплоть до единиц мегаватт. По мнению эксперта канадской компании Accelerating Future Майкла Анисимова, такие небольшие реакторы, размещенные под землей, можно использовать в качестве “городских” или “районных” электростанций, способных работать годами при минимальном присмотре.

По оценкам М.Анисимова, стоимость 1-мегаваттного реактора составит около $250 тыс, а для его работы будет достаточно всего 20 кг тория в год. Компания, установившая такой реактор, могла бы один раз в несколько лет проводить его обслуживание, выгружая использованное топливо и загружая новое.

В конце января 2011 г., всего за полтора месяца до катастрофического землетрясения в Японии, в Китае объявлено о запуске новой программы по созданию ториевой ядерной энергетики. Исследования будут проводиться под эгидой национальной Академии наук. Через пять лет планируется создание рабочего прототипа, который мог бы генерировать энергию стоимостью не более 6.8 центов за 1 кВтч, а к 2030 г. предполагается создание первой действующей ториевой АЭС.

О необходимости ускорить исследования в области ториевой энергетики в прошлом году было объявлено и в Индии. А после аварии на “Фукусиме” о тории заговорили и многие другие отраслевые специалисты.

Пробуждение интереса к торию объясняется несколькими причинами. Во-первых, ториевые реакторы типа LFTR (похоже, эта технология пока считается наиболее перспективной) значительно безопаснее, чем традиционные урановые. Им не угрожают разрывы трубопроводов высокого давления охлаждающих систем из-за отсутствия таковых. В них можно полностью избежать использования воды, которая может разложиться на кислород и взрывоопасный водород. Они дают меньше радиоактивных отходов. Наконец, ториевый реактор, в отличие от уранового, не может “пойти в разнос”.

Во-вторых, тория в мире гораздо больше, чем урана. Именно опасность исчерпания резервов последнего является одним из весомых стимулов для развития ториевой энергетики в Китае и Индии, где в ближайшие четверть века планируется построить по несколько десятков ядерных реакторов.

В-третьих, потенциально использование тория может дать миру дешевую энергию. По расчетам М.Анисимова, стоимость энергии, генерируемой небольшими ториевыми реакторами, может составлять менее 1 цента за 1 кВтч - меньше, чем на любом другом энергоблоке.

Конечно, прежде чем строить ториевые реакторы, нужно решить массу проблем, начиная с создания целой отрасли по добыче тория и получения концентрированного оксида или чистого металла и заканчивая ураном-232 с его радиоактивными продуктами деления. Особые требования предъявляются и к корпусам, и трубопроводам, которые должны выдерживать температуру в сотни градусов и корродирующее действие раскаленного расплава солей при непрерывной работе на протяжении нескольких лет.

Впрочем, по мнению экспертов, все эти проблемы решаемы - при создании современных урановых АЭС пришлось преодолеть не меньше технических препятствий. Главное, чтобы кто-то решился выделить средства на исследования и реализацию опытных проектов.

Пока ториевая ядерная энергетика остается в мире редкой экзотикой. По состоянию на сегодня, только Китай и Индия намерены проводить исследования в этой области, и первых практических результатов, очевидно, следует ожидать не скоро. Тем не менее, в долгосрочной перспективе использование тория представляется весьма многообещающим.

В СССР исследования в области ториевой атомной энергии проводились в Курчатовском институте. Продолжались они даже в 90-е годы. Более того, российским ученым принадлежит базовый патент на способ управления ториевым реактором и тепловыделяющую сборку для его осуществления. Однако его срок истекает в 2013 г., а никаких практических шагов в этой области так и не было сделано и не предвидится в обозримом будущем. Тем не менее, Россия входит в первую мировую десятку по запасам тория, а в начале 50-х была налажена даже его промышленная добыча. Технологии по получению металлического тория и его соединений не утрачены до сих пор.

Для Украины с ее сократившимся за последние 20 лет научным потенциалом исследования в области ториевой энергетики в настоящее время вряд ли возможны. Тем не менее, база для этого есть. К тому же Украина располагает месторождением монацитовых песков (монацит - самый распространенный минерал тория, содержащий до 10% металла) - титано-циркониевые россыпи на юге Донецкой области.

Даже после “Фукусимы” человечество вряд ли откажется от ядерной энергии. Но использование тория в перспективе может сделать ее более дешевой и безопасной.

В нынешнее время трудно себе представить нашу повседневную жизнь без энергии. Без ее использования и применения ее производных. Энергетика красной нитью проходить через все существование человечества. Во все времена, «ученые мужи», стремились использовать полученные знания и окружающие нас природные источники, элементы для получения и преобразование энергии и использования ее для удовлетворения своих потребностей.

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

Преимущества ториевой энергетики

Торий

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

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

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

Ториевые электростанции -- энергетика будущего

Применение тория в быту

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

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

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

Ториевая энергетика

В современном научном и техническом мире торий используется в разных областях, где он играет часто незаменимую роль. В металлургии, торий с успехом, используется, в качестве метала для повышения жаропрочности и сопротивления разрыву, также он используется в авиационной промышленности как упрочнитель, в оптической промышленности торий используют как добавку к стеклу, что позволяет увеличить показатель преломления.

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

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

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

Торий или уран

И кроме всего прочего, если говорить о переходе на ториевую энергетику, это не есть таким фантастическим и затратным мероприятием. Ведь даже при модернизации реакторов нынешних существующих атомных электростанций и переводе их на ториевое топливо необходимо будет затратить 100 миллионов долларов, то при этом мощность такой модернизированной атомной ториевой возрастет как минимум в два раза. Если же строить АЭС на ториевом реакторе с нуля – новую, то на ее возведение необходимо будет выделить около 2-3 миллиардов долларов.

Но при более детальном анализе эти суммы не кажутся таким заоблачными потому что во-первых, эти затраты очень быстро окупятся в связи выросшей на несколько прядкой отдачей энергии. Во-вторых, срок службы ториевого реактора не менее 100 лет, при работе без перезагрузки топлива до пятидесяти лет (для сравнения урановые реакторы перезагружают каждые полтора-два года). Ну и, в-третьих, если все мировое сообщество сориентируется в направлении перехода ядерной энергетики на ториевое топливо, то себестоимость электроэнергии значительно снизится, а также позволит избежать неотвратимо приближающегося энергетического кризиса.

История

Нахождение в природе

Торий почти всегда содержится в минералах редкоземельных элементов, которые служат одним из источников его получения. Содержание тория в земной коре - 8-13 г/т, в морской воде - 0,05 мкг/л. В магматических породах содержание тория уменьшается от кислых (18 г/т) к основным (3 г/т). Значительное количество тория накапливается в связи с пегматитовыми и постмагматическими процессами, при этом его содержание увеличивается с повышением количества калия в породах. Основная форма нахождения тория в породах в виде основной составной части уран-ториевых, либо изоморфной примеси в акцессорных минералах. В постмагматических процессах в определённых благоприятных условиях (обогащённость растворов галогенами, щелочами и углекислотой) торий способен мигрировать в гидротермальных растворах и фиксироваться в скарновых уран-ториевых и гранат-диопсидовых ортитсодержащих месторождениях. Здесь главными минералами тория являются монацитовый песок и ферриторит . Накапливается торий также в некоторых грейзеновых месторождениях, где он концентрируется в ферриторите либо образует минералы, содержащие титан, уран и др. Входит в состав, в виде примесей, наряду с ураном, в почти любые слюды , (флогопит , мусковит и др.) - породообразующих минералов гранита . Поэтому граниты некоторых месторождений (ввиду слабой, но при длительном воздействии на человека опасной радиации) запрещено использовать в качестве наполнителя для бетона при строительстве.

Месторождения

Торий содержится в основном в 12 минералах.

Месторождения этих минералов известны в Австралии , Индии , Норвегии , США , Канаде , Южной Африке , Бразилии , Пакистане , Малайзии , Шри-Ланке , Киргизии и других странах .

Добыча

При получении тория торийсодержащие монацитовые концентраты подвергают вскрытию при помощи кислот или щелочей. Редкоземельные элементы извлекают экстракцией с трибутилфосфатом и сорбцией. Далее торий из смеси соединений металлов выделяют в виде диоксида , тетрахлорида или тетрафторида.

Металлический торий затем выделяют из галогенидов или оксида методом металлотермии (кальций-, магний- или натрийтермии) при 900-1000 °С:

Химические свойства

Торий относится к семейству актинидов . Тем не менее специфическая конфигурация электронных оболочек делает его близким Ti, Zr, Hf по некоторым свойствам.

Торий способен проявлять степени окисления +4, +3 и +2. Наиболее устойчива +4. Степени окисления +3 и +2 торий проявляет в галогенидах с Вr и I, полученных действием сильных восстановителей в твердой фазе. Ион Th 4+ отличается сильной склонностью к гидролизу и образованию комплексных соединений .

Торий плохо растворяется в основны́х кислотах. Он растворим в концентрированных растворах НСl (6-12 моль/л) и HNO 3 (8-16 моль/л) в присутствии иона фтора. Легко растворим в царской водке. Не реагирует с едкими щелочами.

При нагреве взаимодействует с водородом, галогенами, серой, азотом, кремнием, алюминием и рядом других элементов. Например, в атмосфере водорода при 400-600°С образует гидрид ThH 2 .

Физические свойства

Торий - серебристо-белый блестящий, мягкий, ковкий металл. Металл пирофорен, потому порошок тория рекомендуют хранить в керосине. На воздухе чистый металл медленно тускнеет и темнеет, при нагревании воспламеняется и горит ярко белым пламенем с образованием диоксида. Относительно медленно корродирует в холодной воде, в горячей воде скорость коррозии тория и сплавов на его основе очень высока.

До 1400°С торий имеет кубическую гранецентрированную решетку, выше этой температуры устойчива кубическая объемно-центрированная. При температуре 1,4°К торий проявляет сверхпроводящие свойства.

Температура плавления 1750°С; температура кипения 4788°С. Энтальпия плавления 19,2, испарения 513,7 кДж/моль. Работа выхода электронов 3,51 эВ. Энергии ионизации M → M+ , M+ → M2+, M2+ → M3+, M3+ → M4+ составляют 587, 1110, 1978 и 2780 кДж/моль соответственно.

Изотопы

На 2012 г. известны 30 изотопов тория и ещё 3 возбуждённых метастабильных состояния некоторых его нуклидов .

Только один из нуклидов тория (торий-232) обладает достаточно большим периодом полураспада по отношению к возрасту Земли , поэтому практически весь природный торий состоит только из этого нуклида. Некоторые из его изотопов могут определяться в природных образцах в следовых количествах, так как входят в радиоактивные ряды радия, актиния и тория и имеют исторические, ныне устаревшие названия:

• радиоактиний 227 Th
• радиоторий 228 Th
• ионий 230 Th
• уран Y 231 Th
• уран X1 234 Th

Наиболее стабильными изотопами являются 232 Th (период полураспада составляет 14,05 миллиардов лет), 230 Th (75 380 лет), 229 Th (7340 лет), 228 Th (1,9116 года). Остальные изотопы имеют периоды полураспада менее 30 дней (большинство из них имеют периоды полураспада менее 10 минут) .

Применение

Торий имеет ряд областей применения, в которых подчас играет незаменимую роль. Положение этого металла в Периодической системе элементов и структура ядра предопределили его применение в области мирного использования атомной энергии.

Торий-232 - чётно-чётный изотоп (чётное число протонов и нейтронов), поэтому не способен делиться тепловыми нейтронами и быть ядерным горючим. Но при захвате теплового нейтрона 232 Th превращается в 233 U по схеме:

Уран-233 способен к делению подобно урану-235 и плутонию-239 , что открывает более чем серьёзные перспективы для развития атомной энергетики (

Торий — элемент III группы таблицы Менделеева, принадлежащий к актиноидам; тяжёлый слаборадиоактивный металл. Впервые торий выделен Й. Берцелиусом в 1828 году из минерала, позже получившего название торит (содержит сульфат тория). Торий был назван его первооткрывателем по имени бога грома Тора в скандинавской мифологии.

Получение

Торий, как и некоторые другие редкоземельные элементы, выделяют из галогенидов или оксида методом металлотермии (кальцийтермии)

Применение

Торий имеет ряд областей применения, в которых подчас играет незаменимую роль. Положение этого металла в Периодической системе элементов и структура ядра предопределили его применение в области мирного использования атомной энергии. Так, например, при облучении природного тория-232 нейтронами в атомном реакторе он путём захвата нейтрона (с образованием тория-233) и двух последующих бета-распадов (через протактиний-233) превращается в лёгкий изотоп урана с массовым числом 233. Уран-233 способен к делению подобно урану-235 и плутонию, что открывает более чем серьёзные перспективы для развития атомной энергетики (реакторы на быстрых нейтронах). В атомной энергетике применяются карбид, оксид и фторид тория (в высокотемпературных жидкосолевых реакторах) совместно с соединениями урана и плутония и вспомогательными добавками.

Так как общие запасы тория в 3—4 раза превышают запасы урана в земной коре, то атомная энергетика при использовании тория позволит на сотни лет полностью обеспечить энергопотребление человечества. Кроме атомной энергетики, торий в виде металла с успехом применяется в металлургии (легирование магния и др.), придавая сплаву повышенные эксплуатационные характеристики (сопротивление разрыву, жаропрочность). Отчасти торий в виде окиси применяется в производстве высокопрочных композиций как упрочнитель (для авиапромышленности).

Оксид тория из-за его наивысшей температуры плавления из всех оксидов (3350 K) и неокисляемости идёт на производство наиболее ответственных конструкций и изделий, работающих в сверхмощных тепловых потоках, и может быть идеальным материалом для облицовки камер сгорания и газодинамических каналов для МГД-электростанций. Тигли, изготовленные из окиси тория, применяются при работах в области температур около 2500—3100 °C. Ранее оксид тория применялся для изготовления калильных сеток в газовых светильниках.

Торированные катоды прямого накала применяются в электронных лампах, а оксидно-ториевые — в магнетронах и мощных генераторных лампах. Добавка 0,8—1 % ThO 2 к вольфраму стабилизирует структуру нитей ламп накаливания. Ксеноновые дуговые лампы почти всегда имеют торированные катод и анод, поэтому незначительно радиоактивны. Оксид тория применяется как элемент сопротивления в высокотемпературных печах. Торий и его соединения широко применяют в составе катализаторов в органическом синтезе.

Биологическая роль

Торий постоянно присутствует в тканях растений и животных. Коэффициент накопления тория (то есть отношение его концентрации в организме к концентрации в окружающей среде) в морском планктоне — 1250, в донных водорослях — 10, в мягких тканях беспозвоночных — 50—300, рыб — 100.

В пресноводных моллюсках его концентрация колеблется от 3×10 −7 до 1×10 −5 %, в морских животных от 3×10 −7 до 3×10 −6 %. Торий поглощается главным образом печенью и селезёнкой, а также костным мозгом, лимфатическими узлами и надпочечниками; плохо всасывается из желудочно-кишечного тракта. У человека среднесуточное поступление тория с продуктами питания и водой составляет 3 мкг; выводится из организма с мочой и калом (0,1 и 2,9 мкг соответственно). Торий малотоксичен, однако как природный радиоактивный элемент вносит свой вклад в естественный фон облучения организмов.

Любопытные факты

Интересный случай, когда значительные количества тория были добыты неспециалистом из калильных сеток в газовых светильниках (случай с Дэвидом Ханом).

ТОРИЙ

Торий – природный слабо радиоактивный металл, открытый в 1828 г. шведским химиком Йенсом Берцелиусом, который назвал его в честь Тора, бога войны скандинавских народов. В небольших количествах он присутствует во многих горных породах и грунтах, где его содержание почти в три раза превышает содержание урана. В почве содержится приблизительно шесть частей тория на миллион.

Торий встречается во многих минералах, наиболее распространенным из которых является редкоземельный минерал – фосфат тория – монацит, в котором содержится до 12% оксида тория. Залежи этого минерала имеются в нескольких странах. Торий-232 распадается очень медленно (его период полураспада почти в три раза превышает возраст Земли), но другие изотопы тория содержатся в нем и в цепях распада урана. Большинство из них являются короткоживущими элементами, и поэтому они намного более радиоактивны, чем Th-232, хотя в массовом отношении их содержание ничтожно мало.

Торий в качестве ядерного топлива

Торий, как и уран , может использоваться в качестве ядерного топлива. Сам по себе не являющийся делящимся материалом Th-232 поглощает медленные нейтроны и образует делящийся уран-233. Как и U-2238, торий-232 является топливным сырьем.

По одному из существенных показателей U-233 превосходит уран-235 и плутоний-239, имея более высокий выход нейтронов на один поглощенный нейтрон. Если начать реакцию с помощью другого делящегося материала (U-235 или Pu-239), можно реализовать цикл наработки делящегося материала, напоминающий, но более эффективный, чем цикл на U-238 и плутоний в реакторах на медленных нейтронах. Th-232 поглощает нейтрон и преобразуется в Th-233, который при распаде переходит в Ра-233, а затем в U-233. Облученное топливо можно выгрузить из реактора, U-233 отделить от тория и загрузить в другой реактор, как часть замкнутого топливного цикла.

За последние 30 лет появился интерес к торию в качестве ядерного топлива, поскольку его запасы в земной коре в три раза превышают запасы урана. Кроме того, в реакторах можно использовать весь добываемый торий в отличие от 0,7% изотопа U-235 из природного урана.

Основным вариантом в реакторах типа PWR могут быть топливные сборки, смонтированные так, что бланкет, состоящий главным образом из тория, покрывает затравочный элемент с большей степенью обогащения, содержащий U-235, который производит нейтроны для подкритического бланкета. Поскольку U-233 производится в бланкете, он там же и сгорает. Здесь речь следует о легководном реакторе-бридере, который успешно прошел демонстрационные испытания в USA в 1970 годах.

Научно-исследовательские и конструкторские разработки

Возможность реализации ториевых топливных циклов изучается уже около 30 лет, однако значительно менее интенсивно, чем урановых или уран-плутониевых циклов. Основные исследовательские и конструкторские работы проводились в Германии, Индии, Японии, Рф, Великобритании и USA. Было проведено также и пробное облучение ториевого топлива в реакторах до получения высокого уровня выгорания. Полностью или частично загружались ториевым топливом несколько опытных реакторов.

К заслуживающим внимания экспериментам по ториевому циклу относятся следующие (первые три проводились на высокотемпературных реакторах с газовым охлаждением):

• В период с 1967 по 1988 годы в Германии более 750 недель эксплуатировался экспериментальный реактор AVR с насыпным бланкетом при мощности 15 МегаВт. 95% всего периода работы реактора составляла работа на ториевом топливе. Топливо представляло собой 100000 топливных элементов в виде шариков. Общий вес ториевого топлива составлял 1360 кг; торий использовался в смеси с высокообогащенным ураном. Максимальная глубина выгорания составила 150000 МВт·сутки/т.
• Ториевые ТВЭЛы, состоящие из тория и урана в соотношении 10:1, в течение 741 суток облучались в реакторе Dragon мощностью 20 МегаВт в английском городе Уинфит. Реактор Dragon эксплуатировался в рамках совместного проекта, в котором, наряду с Великобританией, с 1964 по 1973 годы участвовали Австрия, Дания, Швеция, Норвегия и Швейцария. Ториево-урановое топливо использовалось для производства U-233, который заменял потребляемый U-235 примерно в том же соотношении. Топливо могло работать в реакторе в течение шести лет.
• В 1967-1974 годах в USA работал высокотемпературный реактор Peach Bottom на уран-ториевом топливе мощностью 110 МегаВт производства компании General Atomic.
• В Индии в 1996 г. в Калпаккаме в качестве источника нейтронов был запущен экспериментальный исследовательский реактор Kamini мощностью 30 кВт, работавший на U-233, полученном путем облучения ThO 2 на другом реакторе. Реактор был построен неподалеку от бридерного реактора на быстрых нейтронах мощностью 40 МегаВт, в котором и облучался ThO 2 .
• В Нидерландах в течение трех лет эксплуатировался гомогенный реактор с водяной смесью мощностью 1 МегаВт. В реакторе использовалось топливо в виде раствора высокообогащенного урана и тория; с целью удаления продуктов деления непрерывно велась переработка, в результате которой с высоким К.П.Д. производился U-233.
• Проводился ряд экспериментов с реакторами на быстрых нейтронах.

Энергетические реакторы

• На базе реактора AVR в Германии был разработан 300 МегаВт-реактор THTR, проработавший с 1983 по 1989 годы; реактор работал на насыпном бланкете из 674000 элементов, из которых больше половины представляло собой уран-ториевое топливо, а остальные – графитовый замедлитель и нейтронные поглотители. ТВЭЛы непрерывно обновлялись при загрузке, и в среднем прошли через реактор шесть раз. Производство топлива было поставлено на промышленную основу.
• Реактор Fort St Vrain был единственным в USA коммерческим реактором, работавшем на ториевом топливе; этот реактор также был сконструирован на базе немецкого AVR и проработал с 1976 по 1989 годы. Это был высокотемпературный реактор (1300°С) с графитовым замедлителем и гелиевым охлаждением с проектной мощностью 842 МегаВт (330 МегаВт электрических). Топливные элементы были изготовлены из карбида тория и карбида Th/U-235 в виде микросфер, для удержания продуктов деления, покрытых диоксидом кремния и пироуглеродом. ТВЭЛы имели форму шестигранных колонн («призм»). В реакторе использовалось почти 25 тонн тория; глубина выгорания составила 170000 МВт·сутки/т.
• Исследования ториевого топлива для реакторов типа PWR проводились на американском реакторе Shippingport; в качестве исходного делящегося материала топлива использовались U-235 и плутоний. Был сделан вывод, что торий серьезно не повлияет на режимы работы и сроки эксплуатации активной зоны. Здесь же с 1977 по 1982 годы успешно прошли испытания легководного бридерного реактора затравочно-бланкетного типа на ториево-урановом топливе, покрытым сплавом циркония.
• В 60-мегаваттном реакторе Lingen типа BWR в Германии использовались Th/Pu-ТВЭЛы.

Индия

В Индии с целью повышения эффективности после запуска в блоки 1 и 2 А.Э.С в Какрапаре было загружено 500 кг ториевого топлива. 1-Ый блок А.Э.С был первым в мире реактором, в котором для выравнивания мощности в активной зоне использовался не обедненный уран, а торий. Работая на ториевом топливе, 1-й блок вышел на полную мощность за 300 суток, а 2-й блок – за 100 суток. Ториевое топливо планируется использовать в блоках 1 и 2 А.Э.С в Кайга и в блоках 3 и 4 А.Э.С в Раджастане, которые находятся в стадии строительства.

Обладая запасами тория, в шесть раз превышающими запасы урана, Индия в качестве основной задачи промышленного производства энергии поставила задачу внедрения ториевого цикла, которая будет решаться в три этапа:

• тяжеловодные реакторы CANDU, работающие на топливе из природного урана, будут использоваться для наработки плутония;
• реакторы-бридеры на быстрых нейтронах (FBR) на основе полученного плутония будут производить U-233 из тория;
• перспективные тяжеловодные реакторы будут работать на U-233 и тории, получая 75% энергии из тория.

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

В качестве еще одной возможности для третьего этапа рассматриваются подкритические комплексы на ускорителях (ADS).

Разработка перспективных реакторов

Конструкторские решения по перспективным реакторам на ториевом топливе включают:

• Легководные реакторы, использующие в качестве топлива оксид плутония (PuO 2), оксид тория (ThO 2) и(или) оксид урана (UO 2), из которых изготовляются стержневые ТВС.
• Высокотемпературные реакторы с газовым охлаждением (HTGR) двух типов – с насыпным бланкетом и призматическими топливными сборками.
• Газотурбинные модульные реакторы с гелиевым охлаждением (GT-MHR). Результатом проведенных в USA исследований на реакторах типа HTGR стали призматические ТВС. Использование гелия для охлаждения при высоких температурах и сравнительно небольшая выходная энергия на модуль (600 МВт) позволяет скомбинировать модульную конструкцию с газовой турбиной (цикл Брайтона), что повышает производство тепловой энергии почти на 50%. Активная зона таких реакторов допускает применение широкого спектра конструкций ТВС, в том числе ВОУ/Th и Pu/Th. Использование ВОУ/Th-топлива было продемонстрировано на американском реакторе Fort St Vrain.
• Модульный реактор с насыпным бланкетом (PBMR). Сконструирован в Южной Африке на основе результатов проведенных в Германии исследований. Сейчас работы ведутся международным консорциумом. Позволяет использовать ториевые насыпные бланкеты.
• Реакторы на солевом расплаве. Перспективный реактор-бридер, в котором ториевое топливо используется в виде солевого расплава, не требуя дополнительного внешнего охлаждения. Хладагент первичного контура проходит через теплообменник, где тепловая энергия реакции деления передается в рабочий материал вторичного контура с целью генерации пара. Детальные исследования концепции проводились в 60-е годы ХХ века; сейчас они возобновились в связи с появлением передовых технологий производства материалов.
• Перспективные тяжеловодные реакторы (AHWR). В Индии в настоящее время ведутся работы по этому направлению. Как и канадский реактор CANDU-NG, индийский реактор мощностью 250 МегаВт охлаждается обычной водой. Основная часть активной зоны состоит из смеси оксидов тория и U-233 в подкритическом состоянии; пропорции смеси таковы, что U-233 самовоспроизводится. Реакция управляется несколькими затравочными зонами на основе обычного МОХ-топлива.
• Утилизация плутония. Сегодня в некоторых реакторах используется МОХ-топливо (U, Pu). Альтернатива состоит в использовании торий-плутониевого топлива; в этом случае реактор работает на плутонии, производя делящийся U-233, который после разделения можно использовать в составе уран-ториевого топливного цикла.

Применение тория в комплексах с ускорителями (ADS)

В комплексах с ускорителями высокоэнергетические нейтроны производятся за счет реакции расщепления ядер высокоэнергетическими протонами ускорителя, соударяющимися с тяжелыми ядрами мишени (свинец, свинец-висмут или другие элементы). Эти нейтроны можно направить в субкритический реактор, содержащий торий, где нейтроны производят U-233 и обеспечивают его деление. Существует возможность обеспечения самоподдерживающейся реакции деления, которую можно направить либо на производство энергии, либо на трансмутацию актиноидов, образующихся в результате U/Pu топливного цикла. Использование тория вместо урана означает, что в самом реакторе ADS будет производиться меньшее число актиноидов.

Разработка ториевого топливного цикла

Проблемы, связанные с решением этой задачи, сводятся к высокой стоимости производства топлива частично вследствие высокой радиоактивности U-233, который всегда содержит U-232; аналогичные проблемы касаются и переработки тория вследствие высокой радиоактивности Th-228, определенного риска распространения U-233 как оружейного материала, а также ряда технических проблем переработки (пока не решенных должным образом). Предстоит проделать большую работу, прежде чем ториевый цикл будет поставлен на коммерческую основу, но пока можно в больших количествах добывать уран, такая работа представляется маловероятной.

Тем не менее, ториевый цикл с его потенциалом по воспроизводству без использования реакторов на быстрых нейтронах сохранит свою перспективность еще в течение длительного времени. Этот цикл является определяющим фактором в развитии самодостаточной ядерной энергетики.