Торий-урановый цикл. 
Ядерные технологии

Дальнейшее расширение парка АЭС требует решения проблемы обращения с ОЯТ создания защит от угроз распространения атомного оружия. Современные ЯТЦ — как открытый, так и замкнутый — таят в себе некоторые риски. В первую очередь, это связано с образованием в них плутония — материала для изготовления заряда атомной бомбы.

Как альтернатива урановому, рассматривается ториевый топливный цикл. Основные нуклиды, участвующие в ториевом цикле, имеют сильные отличия от изотопов уранового цикла.

В тепловой области сечения захвата нейтронов ²32Th (7,4 барна) больше аналогичного сечения для ²з⁸и (2,7 барн), поэтому торий даёт больший вклад в захват нейтронов, чем уран. Это означает, что в реакторе с ториевым топливом можно обеспечить меньшую в процентном отношении потерю нейтронов за счёт паразитных захватов на конструкционных материалах и, соответственно, более высокие параметры воспроизводства.

У изотопа ²ззи величина ц (число нейтронов на поглощённый нейтрон) превышает 2,0 и остаётся практически неизменной в тепловой и эпитепловой областях энергий — в противоположность и ²39Pu. Такая особенность делает ториевый ЯТЦ слабо чувствительным с точки зрения нейтроники к конкретным типам тепловых реакторов. Сечение захвата для изотопа ²ззи для тепловых нейтронов намного меньше, чем для изотопов ²35U и ²з9Ри, соответственно, 46,101 и 271 барн. В то же время, тепловые сечения деления всех трёх изотопов находятся приблизительно в одном и том же диапазоне — 525,577 и 742 барна, соответственно.

В ториевом цикле снижено по сравнению с традиционным ЯТЦ образование 23⁶U и ²⁴°Ри, что упрощает рециклирование урана из ОЯТ ториевых реакторов. Дело в том, что при использовании рециклированного урана из ОЯТ-реакторов, работающих в уран-плутониевом ЯТЦ, требуется повысить обогащение в свежей загрузке из-за присутствия в топливе значимых концентраций неделящихся изотопов ²3⁶U, ²⁴°Pu, ²⁴²Ри. В ториевом цикле эта проблема стоит менее остро, и рециклирование ториевого ОЯТ становится целесообразным.

Интерес к торию, как топливу для ядерных реакторов объясняется возможностью образования делящегося изотопа ²ззЦ в результате захвата теплового нейтрона ²з²ТЬ. Как правило, в топливных системах ОЯТ перерабатывается с целью извлечения делящегося ²ззц. Однако в некоторых случаях 2ззи сжигается на месте без переработки и производства нового топлива. Так как^зЦ не существует в природе, топливный цикл может начаться только при наличии ²35U. После того, как в топливе накопится достаточное количество^зЦ, реактор будет работать длительное время на тории и воспроизводимом ²ззи.

Реакторы на ториевом топливном цикле подобны реакторам — бридерам. В них естественный ²з²ТЬ при поглощении нейтронов превращается в делящийся изотоп урана (²ззи). Этот изотоп при делении выделяет теплоту и избыточные нейтроны, которые преобразовывают ещё большее количество тория в ²ззЦ. Такая технология позволяет избежать производства плутония; в качестве топлива используется довольно распространенный торий, а эффективность использования топлива близка к эффективности реакторов на быстрых нейтронах.

Внедрение ториевого топлива в атомную энергетику стимулируется несколькими причинами:

• 1. Запасы тория на планете превосходят запасы урана.
• 2. Ториевые месторождения более доступны, чем урановые. Особенно это важно для России, т.к. запасов тория в месторождениях в районе Новокузнецка и Томска достаточно много.
• 3. С точки зрения наработки делящихся нуклидов, преимущество тория перед ураном состоит в его тугоплавкости: фазовые превращения происходят лишь при 1400°. Это позволяет реактору на ториевом горючем работать при более высоких температурах.
• 4. Ториевая энергетика, в отличие от урановой, не нарабатывает плутоний и трансурановые элементы. Это важно как с экологической точки зрения, так и с точки зрения нераспространения ядерного оружия.
• 5. Поскольку ториевая энергетика неосуществима без урана, реакторы на ториевом горючем позволяют сжигать оружейный уран (не разбавляя его ²3⁸U, как приходится делать в урановом ЯТЦ).
• 6. Ядерные реакторы на ториевом топливе более безопасны, чем на урановом, поскольку ториевые реакторы не обладают запасом реактивности. Поэтому никакие разрушения аппаратуры реактора не способны вызвать неконтролируемую цепную реакцию.

Как уже упоминалось, быстрые и тепловые реакторы работают по схеме выжигания активной компоненты топлива (*35U, ²39Pu): в них первоначально закладывается топлива много больше, чем это требуется для поддержания критического уровня. Стационарное положение балансируется стержнями — поглотителями нейтронов. Поэтому ни один из ныне существующих реакторов, работающих по принципу выгорания, нельзя отнести к безусловно безопасным, ибо, если по какой-то причине регулирующие стержни покинут активную зону, то возникнет значительная надкритичность. Цепная реакция в таких условиях будет развиваться настолько быстро, что никакая аварийная защита не поможет.

Решающим преимуществом модернизации действующих АЭС с переводом их на торий является то, что ториевый реактор по своей внутренней физической сути не способен привести к ядерному взрыву. Реактор можно разрушить до основания, дорогую цену заплатить за загрязнение зала и территории станции, но он никогда не взорвётся.

В ходе модернизации действующих атомных электростанций в плане перевода их на торий, в тех же габаритах, в корпусе ядерного реактора можно разместить ториевые ТВС, которые с этого же объёма активной зоны могут в два раза снять больше энергии. В ходе реконструкции не строится новая АЭС, а простой сменой топлива удваивается мощность старой путём добавления паровых турбин, теплообменников и электрических машин. Важно также, что ториевое топливо позволяет обеспечить непрерывную работу реактора на 304−50 лет.

Использование тория на модернизированных реакторах действующих АЭС позволяет решить проблему нераспространения ядерных материалов. В отличие от существующих реакторов, которые работают на смеси изотопов ²35U (делящийся) и ²3⁸U (изотоп для производства плутония), предлагается использовать комбинированное топливо: ²35U (изотоп для возбуждения реакции деления) и ²з²ТЬ (изотоп для получения основного делящегося изотопа ²ззи). В ториевом реакторе нарабатывается не ²з9Рц, а изотоп ²ззи, что обеспечивает высокое выгорание ядерного топлива.

Ториевый цикл обладает следующими преимуществами: отработавшие ТВЭЛы не нуждаются в радиохимической переработке, что значительно снижает риск загрязнения среды; снимается проблема накопления плутония, а, следовательно, и его распространения (в виде оружия); не нужно создавать новых реакторов, а достаточно модернизировать существующие под загрузку ТВЭЛы с новым топливом; ториевые реакторы обладают повышенной внутренней ядерной безопасностью. Сплавы тория с небольшими добавками оружейного урана и плутония в ядерном отношении безопасны и не требуют специальных мер при хранении. Они опасны только в радиационном отношении, однако это их свойство может служить дополнительной гарантией от хищения. Сплавы тория с добавками оружейного урана или плутония могут служить новым залоговым материалом для получения кредитов со стороны заинтересованных финансовых кругов, так как полностью удовлетворяют главным требованиям к таким материалам.

Недостатки ториевого цикла тоже хорошо известны: ториевый цикл, в целом, дороже уранового; ториевые ТВЭЛы обладают высокой гамма-радиоактивностью, что затрудняет обращение с ними.

Изотоп, к которому в ториевом цикле привлекается особенное внимание — это ²3²U (Ti/₂=69 л). Он образуется за счёт реакций (п, 2п) на изотопах ²з²ТЬ, 23зра и 233U. Среди его дочерних продуктов есть ^2оНТ1 — изотоп с очень коротким временем жизни, испускающий жёсткие у-кванты (2,6 МэВ). Из-за накопления мощности дозы в ториевом топливе будут расти. Это создаёт дополнительные проблемы при обращении с ОЯТ ториевых реакторов, в частности, при рециклировании урана. Жёсткое у-излучение обусловливает необходимость дистанционного управления всеми операциями из операторского помещения, обеспеченного защитным экраном, что увеличивает затраты этого цикла по сравнению с урановым. Недостатком ториевого топлива считается сравнительно большой период полураспада его промежуточного продукта^зРа (27 дн), что на порядок больше, чем для ²39Np (2,36 дн). В результате, в ториевых реакторах образу^г— ется значительная равновесная концентрация ²ззРа, и за счёт захватов нейтронов на нём возникнут потери в воспроизводстве. Протактиниевый эффект приводит к подъёму реактивности при длительных остановах (из-за распада ²ззРа в делящийся ²ззи).

В Индии ториевый цикл строится на базе тяжеловодного реактора с водой под давлением в предположении, что в свежих загрузках используется ²35U в смеси, соответственно, с ²з⁸и или ²3²Th. Количество делящегося материала в свежей загрузке будет выше для ториевого реактора в том слу'- чае, если предполагаются низкие глубины выгорания (50 ГВтсут/т и менее). Если же выгорание топлива будет высоким, то ториевому реактору в начале кампании понадобится меньше ²35U, чем урановому. С точки зрения удельного энерговыделения (энергии, снимаемой с единицы массы топлива) ториевые реакторы начнут превосходить урановые при выгораниях порядка 45 ГВтсут/т.

Реакторы с загрузкой торием начинают выигрывать у урановых аппаратов с точки зрения удельного расхода делящихся материалов при выгораниях 50 ГВт сут/т. Ранее такие глубины выгораний были недостижимы из-за проблем с конструкционными материалами, но в наши дни атомная отрасль успешно их преодолела.