Размещено на http://www.allbest.ru/

Ториевый цикл

Касьян А.И.

Перспективы развития ториевого топливного цикла в атомной энергетике

Авария на японской АЭС стимулировала исследования в области более безопасной ядерной энергетики. В частности, это касается проблемы ториевого топливного цикла, в решении которой ряд вопросов требует своего освещения.

В условиях мировых кризисных явлений в первую очередь следует обратить внимание на системообразующую проблему энергетической безопасности России, которая для нас особенно актуальна. В январе с. г. на заседании Совбеза Президент Дмитрий Медведев поручил Правительству разработать Доктрину энергетической безопасности. В прошлом году была одобрена Энергетическая стратегия до 2030 года (ЭС-2030). Ясно, что энергобезопасность - одна из ключевых гарантий суверенного развития нашей страны, прямо влияющая на решение социально-экономических задач, конкурентоспособность России на глобальных рынках и рост её международного авторитета. Дмитрий Медведев сказал: "Сегодня российских ТЭК - это приблизительно 12 процентов мировой торговли нефтью, углем и практически четверть мировой торговли газом, четвертое место в мире по производству электроэнергии…. Нужно обеспечить устойчивое и долгосрочное снабжение страны энергоресурсами, сформировать резерв этих ресурсов".

Применительно к экономике России сейчас можно прямо назвать наиболее вероятные угрозы в средне - и долгосрочной перспективе: неопределенность запасов углеводородного сырья и, прежде всего, запасов нефти и природного газа, а также нерациональное использование существующих запасов, чему в немалой степени способствуют высокие цены, неуменьшающийся экспорт. Следует отметить и высокую энергоемкость нашего валового внутреннего продукта, а также низкие темпы роста энергосбережения и многое другое.

Ни у кого не вызывает сомнения, что проблемы, стоящие перед топливно-энергетическим комплексом тесно связаны с атомной энергетикой. Во многих странах мира (Франция, Бельгия) ядерный сектор вносит существенный вклад. Ядерная энергетика включается в "стандарт "чистой" энергетики", с целью решения экологических проблем, снижения доли обычного угля и газа в энергосистеме и т.п. У нас развитие нетопливной энергетики - атомной, гидроэнергетики - является одной из важных стратегических инициатив ЭС-2030. В специально созданной при Президенте РФ комиссии по модернизации экономики основными (приоритетными) направлениями объявлены повышение энергоэффективности, ядерные технологии, суперкомпьютеры, космические технологии и др. Следует отметить, что роль науки в реализации федеральной программы по инновационным ядерным технологиям должна быть определяющей. Президентом поставлен вопрос о решении трех конкретных задач. Следует существенно оптимизировать эксплуатационные характеристики водо-водяных реакторов типа ВВЭР. Вторая задача связана с формированием новой технологической базы атомной энергетики на основе замкнутого топливного цикла с реакторными установками на быстрых нейтронах. Третья - в долгосрочной перспективе связана с выходом на управляемый термоядерный синтез как основы энергетики будущего.

Реальное положение в энергетике таково, что её основой сегодня является углеводородное топливо. А это в известной мере определяет экономику и политику. Но переработка углеводородов в топливо (сжигание), и нецелесообразна, и может привести к серьезным социальным и экологическим последствиям даже в масштабах планеты, т.к. имеет дело с невозобновляемым источником. (Правда, существует так называемая абиотическая теория происхождения нефти, основанная на идеях русского ученого Николая Кудрявцева. Их суть заключается в том, что на планете Земля существуют углеводороды абсолютно неорганической природы, которые поднимаются вверх по сети изломов и трещин в породе и т.д. Эта гипотеза принимается лишь ограниченным числом ученых). Дефицит углеводородов (в первую очередь нефти) по пессимистическим прогнозам станет весьма ощутимым уже к 2030 г. По некоторым сценариям в ближайшие десятилетия нефти в мире просто не будет хватать, и цены на неё вырастут во много раз. Тем не менее, несмотря на неблагоприятные прогнозы, мы планируем дальнейшее увеличение добычи нефти (до 530 млн т в г.). Эксперты говорят (по данным BP Statistical review of world energy 2011), что у России нефти хватит лет на двадцать.

К сожалению, в наступившем десятилетии углеводородная энергетика будет, несомненно, превалирующей, хотя многие государства понимают, что дальнейшая нещадная эксплуатация недр - тупиковый путь, и необходимо развивать альтернативные источники энергии, в том числе, ядерные. К 2030-2040 годам примерно три десятка стран собираются ввести в действие до 40 атомных реакторов суммарной мощностью приблизительно 1000 ГВт. Многие из них будут построены по российским технологиям, которые во всем мире признаны передовыми. Россия готова (вместе с МАГАТЭ) заниматься вопросами обеспечения их безопасности и т.п. Следует также сказать, что общественность многих стран, включая и нашу, продолжает обсуждать вопрос: нужна ли вообще ядерная энергетика?

В настоящее время в России эксплуатируется 32 ядерных энергоблока. Атомные электростанции являются важными генерирующими единицами энергосистемы нашей страны. На 10 российских АЭС, суммарная мощность которых превышает 24 ГВт, вырабатывается около 17% всей производимой в стране электроэнергии. Атомная отрасль - одна из передовых у нас. Она включает в себя и добычу урановой руды, и производство ядерного горючего, и эксплуатацию АЭС и мн. другое. Благодаря их работе ежегодно предотвращается выброс в атмосферу 210 млн. тонн углекислого газа. Приоритетом эксплуатации АЭС является безопасность. С 2004 года на российских АЭС не зафиксировано ни одного серьезного нарушения безопасности, классифицируемых по международной шкале ИНЕС выше нулевого (минимального) уровня. В настоящее время создаются реакторы нового поколения. Правительство выделило более 100 млрд рублей на программы научных исследований в атомной отрасли и т.д. В отрасли планируется до 2020 года ввести около 32 ГВт генерирующих мощностей, в результате чего установленная мощность АЭС России должна превысить 53 ГВт. По оценкам специалистов, выполнение программы позволит к 2020 году увеличить долю производства электроэнергии на АЭС до 20-30% в целом по стране и до 30-40% в европейской части России. Процессы, происходящие в отрасли, весьма интересны, но - это тема другой статьи. Мы же обратимся к вопросу о "чистой" и "безопасной" энергии.

Единственный альтернативный источник энергии определенно не органического происхождения, находящийся в земной коре, - это атомы некоторых элементов (урана, тория), которые сформировались задолго до появления Солнечной системы. Что касается урана, то почти 95% мировой его добычи идет сегодня в производство электроэнергии.

Сегодня в России добывается около 7% от мирового производства урана (5 место). Согласно программе развития, в 2025 году наша страна будет добывать 20 000 тонн в год и выйдет по этому показателю на первое место в мире. Для этого планируется организовать добычу урана на четырех новых добывающих предприятиях: Эльконский горно-металлургический комбинат и "Лунное" - в Якутии, а также Уранодобывающая компания "Горное" и Оловская горно-химическая компания в Забайкальском крае. В этом списке проект освоения Эльконского урановорудного поля (Эльконский ГМК) стоит особняком: предстоит освоить одно из крупнейших в мире месторождений урана - Эльконский урановорудный район с запасами в 319 тыс. тонн урана (6 % от мировых извлекаемых запасов).

Что же представляют собой атомные электростанции (АЭС)? По сути - это тепловые электростанции. Источником энергии является энергия управляемых ядерных реакций, преобразуемая в электрическую. Непосредственным генератором энергии на АЭС является атомный (ядерный) реактор. Кардинальным отличием от тепловых электростанций, работающих на органическом топливе, является то обстоятельство, что АЭС работает на ядерном горючем (в основном U-233, U-235, Pu-239). При делении 1 г изотопов урана или плутония высвобождается 22500 квтч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 2800 кг условного топлива. Классификация АЭС такова (по типу реактора):

1) ВВЭР (PWR) - корпусные водо-водяные реакторы под давлением;

2) BWR (ABWR) - кипящие реакторы;

3) PHWR (CANDU) - реакторы на тяжелой воде;

4) GCR, AGR - газоохлаждаемые реакторы;

5) РБМК - реакторы большой мощности канальные;

6) БН (FBR) - реакторы на быстрых нейтронах. Подавляющее большинство эксплуатируемых реакторов - это реакторы на тепловых нейтронах водо-водяного типа ВВЭР (PWR). Они используют обычную воду в качестве замедлителя и теплоносителя.

Прежде чем рассмотреть вопросы безопасности, напомним, каким образом получается "атомная энергия". Атомная энергия концентрирована в необычайной степени. При самом экономном использовании угля один килограмм может дать только 7 кВтч электроэнергии. Для газа в два раза больше. Но с одного килограмма урана можно получить 120 МВтч электроэнергии. Физика процесса основана на цепной реакции деления.

В цепной реакции тяжелые ядра (например, урана) делятся и при этом возникают новые нейтроны, что дает предпосылки к дальнейшим делениям. Например, при каждом делении ядра урана U-235 в среднем возникает от двух до трех нейтронов. Часть этих нейтронов может попасть в соседние ядра и снова вызвать деление. Такой лавинообразный процесс называется цепной реакцией. Цепная реакция деления идет в среде (активной зоне), в которой обеспечен процесс размножения нейтронов. Нейтроны являются тем "философским камнем", с помощью которого и энергию может выделить и золото получить. Но здесь не обойтись ретортой и горелкой. "Горелка" должна представлять из себя фундаментальное сооружение - шедевр человеческой мысли, обеспечивающее успешный процесс. С другой стороны, поскольку цепная реакция обладает определенной "самостоятельностью", нельзя исключить вероятности выхода ее из-под контроля. Это основная проблема безопасности современных реакторов.

Рассмотрим принципы, положенные в основу функционирования реактора, но сначала сделаем некоторые замечания. Из применяемых на практике материалов (используются ядра урана-235, урана-233, плутония-239) только уран-235 существует в окружающем нас мире: он составляет примерно 0,7 % природного урана. Указанные ядра актиноидов делятся любыми нейтронами, лишь бы только произошло "попадание" нейтрона в ядро. Эти ядра носят название делящихся. Их участие "в игре" обусловлено только одним обстоятельством - доступностью. Некоторые другие ядра также являются делящимися, но они малодоступны. Забегая вперед, скажем, что ядерные реакции с огромным энерговыделением могут происходить и в результате синтеза (слияния) легких ядер, например изотопов водорода - дейтерия и трития. Но это уже термоядерная реакция, о которой будет сказано ниже.

Экономически эффективное использование термоядерной энергии большинством экспертов относится к концу века.

Из природного урана чистый радионуклид - уран-235 может быть получен "отделением" от других изотопов, в первую очередь урана-238. В настоящее время наиболее практичным способом разделения изотопов является метод центрифугирования?. Плутоний-239 и уран-233 в природе не существуют. Они могут быть получены в реакторах в результате захвата нейтронов ядрами того же урана-238 (получается плутоний) или ядрами тория-232 (уран-233). Заметим, что плутоний и уран-233 будут образовываться в любом реакторе, если там содержится уран-238 или торий. В связи с этим ядра урана-238 и тория-232 могут быть косвенно "использованы" в качестве горючего и их называют сырьевыми.

Получается в итоге, что наряду с известным уран-плутониевым существует еще один цикл - уран-ториевый, когда для запуска реакций используется уран-235 и в процессе реакций синтезируется делящийся изотоп урана-233 из тория - 232. По причинам связанным с военным применением развитие получил первый цикл. Но ко второму периодически вспыхивает нестихаемый интерес. Опыт использования в энергетике уран-плутониевого цикла выявил ряд негативных моментов, заставляющих время от времени вспоминать об альтернативах. Прежде всего, это касается вопросов безопасности.

Так что же происходит в активной зоне при цепной реакции? Мы можем считать, что нейтроны поглощаются ядрами и после поглощения одно поколение нейтронов сменяется другим. Проследим за этим. Среднее время жизни одного поколения нейтронов в активной зоне зависит, конечно, от свойств среды, от типа реактора и лежит в интервале от 10^-4 до 10^-8 с. Другими словами, если обеспечены подходящие условия, то "старые" нейтроны через относительно короткий промежуток времени исчезают, новые появляются, и процесс начинается заново с достигнутой точки. Здесь нужно очень точно соблюдать баланс, чтобы реакции не превратились в неконтролируемый нарастающий "ком". Может произойти взрыв.

На практике в активную зону тем или иным способом вводят замедлитель, что повышает к. п. д. реакции деления. Роль замедлителя определяется его названием - нейтроны, сталкиваясь с ядрами, постепенно теряют свою скорость - замедляются. При эффективном замедлителе основная масса нейтронов успевает замедлиться до тепловых энергий, т.е. вступает в тепловое равновесие с окружающей средой: энергия - 0,025 эВ). Такие реакторы называются "на тепловых нейтронах". В качестве замедлителя используются в основном тяжелая вода (D₂O), бериллий, окись бериллия, графит, а также обычная вода, которая замедляет нейтроны не хуже тяжелой воды, но, к сожалению, поглощает их в гораздо большем количестве. Итак, процессы в медленных реакторах приводят к тому, что некоторые нейтроны не только теряют скорость, но и могут поглощаться замедлителем. Тогда из одной тонны загруженного в реактор природного (необогащенного) урана полезно используется только семьсот граммов урана-235 и один кг (приблизительно один процент) урана-238. Не будем останавливаться на деталях (важных) о преобладании тех или иных реакций. У читателя, естественно, может возникнуть вопрос о целесообразности замедления нейтронов.

Если мы исключим специальный замедлитель, хотя мы не можем исключить теплоноситель, то нейтроны в своей жизни успевают снизить энергию до значений порядка 0,1 МэВ (это очень высокая скорость). Соответствующие цепные реакции называются быстрыми (а реакторы - "на быстрых нейтронах"). Цепные реакции, в которых нейтроны замедляются до энергий от десятков до одного кэВ, называются промежуточными. Мы получили классификацию типа реактора по спектру нейтронов. Описание дано в самых общих чертах, не рассматриваются многочисленные проблемы, например, связанные с "проскакиванием” нейтронов через резонансную область и т.д. сравнительно немного, это не так уж и важно, поскольку можно строить реакторы-размножители, которые эффективно переводят неделящийся 238U в делящийся 239Pu, и тогда может быть использован весь уран (а не только делящийся 235U), которого хватит надолго.

Остановимся на минуту на "быстрых" реакторах. Для тепловых нейтронов, которые двигаются с незначительной скоростью, сечения захвата велики (т.е. вероятность захвата велика), но сильно меняются (скачут) при переходе от одного ядра к другому. Поэтому к активной зоне нужно предъявить требования высокой химической чистоты. Это недостаток. Для быстрых нейтронов все сечения захвата достаточно малы и не так уж сильно отличаются друг от друга и проблемы высокой чистоты материалов не возникает. Это преимущество. Другим преимуществом быстрых реакций является более высокий коэффициент воспроизводства, но об этом ниже. Время жизни одного поколения нейтронов для быстрой реакции на несколько порядков меньше, чем для тепловой (из-за быстрой скорости). Поэтому динамика происходящего процесса может мгновенно отреагировать после изменения условий в активной зоне. Это осложняет работу систем управления быстрого реактора. Для хорошо спроектированного реактора этот эффект сглаживается, поскольку динамика управления определяется временами жизни запаздывающих, а не мгновенных нейтронов. Скоростью ядерной реакции механически управляют регулирующие стержни из вещества, поглощающего нейтроны (например, бор или кадмий). Чем глубже опускают стержни в активную зону, тем больше они поглощают нейтронов и изымают их из процесса. Все эти тонкости начинают особенно сказываться, если реактор представляет собой некое уникальное устройство, требующее особого подхода, настройки. Например, из 104 энергетических реакторов в США нет даже двух похожих, что послужило причиной для возникновения ряда проблем.

Возвращаясь к вопросу безопасности, рассмотрим его с нескольких сторон. При глобальном подходе решение в этом направлении должно как минимум улучшать какие-либо из существующих сейчас различных групп показателей и требований, не сводимых к единому параметру, в первую очередь связанными с проблемами возникновения аварий, нераспространения, обращения с отходами, экологией, устойчивости развития и т.д., не ухудшая всех остальных. Начнем по порядку.

Противники ядерной энергетики выдвигают два основных тезиса: первый - проблемы в обращении с радиоактивными отходами, второй - высокая цена аварии. Что касается цены аварий, то хорошим ответом может служить статья (Медведь). Выдвигаются также опасения относительно быстрого исчерпания запасов урана. Тогда, спрашивается, зачем разворачивать мощное строительство АЭС, если урана не будет?

Проблемы с отходами можно решить двумя способами. Первый - это так называемый замкнутый ядерный топливный цикл (ЗЯТЦ), который позволяет не только навсегда избавиться от ядерных отходов, в том числе и производимых обычными АЭС, но и решить проблему ядерного топлива, заменяя дефицитный уран-235 на уран-238 и другие изотопы, что хватит, как минимум, на несколько столетий. Важное значение здесь будет иметь и высокая безопасность нового поколения реакторов и переход к новому уровню решения проблемы нераспространения ядерного оружия и т.д. Получается, что ядерной энергетике с замкнутым уран-плутониевом (в будущем и ториевом) циклом нет альтернатив и Россия может и должна стать мировым лидером в этой области. Эта технология базируется на использовании реакторов на быстрых нейтронах, которая, как считает генеральный директор госкорпорации "Росатом" Сергей Кириенко, начнется у нас до 2020 года. "Что можно говорить точно - реакторы на быстрых нейтронах как промышленная технология будут освоены к 2020 году", - сказал Кириенко на Гайдаровском форуме. Он сообщил, что одним из важных преимуществ реакторов на быстрых нейтронах является их "естественная безопасность". Нигде в мире уже не осталось такого рода реакторов, только у нас. На Белоярской АЭС почти 30 лет в опытно-промышленной эксплуатации работает реактор БН-600. Энергетический пуск реактора на быстрых нейтронах БН-800, который строят на этой АЭС, планируется на сентябрь 2014 года. К сожалению, рассмотрение реакторов на быстрых нейтронах далеко выходит за рамки статьи.

Отдельного разговора заслуживает также открытый ядерный цикл, основанный на тории, что актуально для нас, поскольку в России тория больше, чем урана. Индия, где похожая ситуация, уже выбрала торий как основу своей будущей энергетики. Многие люди у нас считают, что ториевый цикл - наиболее экономичный и безопасный метод производства энергии практически в неограниченном количестве. Рассмотрим этот тезис.

Итак, существует мнение, что по ряду параметров ториевый (уран-ториевый) топливный цикл, в отличие от существующего уран-плутониевого, в принципе может удовлетворить потребности человечества в "чистой" энергии на продолжительном отрезке времени. Поэтому задача практического воплощения этого цикла в жизнь достойна стать научной и инженерной целью отрасли.

Обратимся к вопросу о запасах, и заметим, что торий не валяется под ногами, точнее он "валяется" слишком по большой площади и не имеет месторождений. Урана на Земле немало (в земной коре его ~410^-4%, в России - около 900 тыс. тонн), но тория в несколько раз больше. Промышленных урановых месторождений немного - руды настолько бедны, что добыча нерентабельна, но все же они есть. Что же касается тория, то у него отсутствуют "месторождения", хотя монацитовые пески с содержанием тория до 10%, образуют большие залежи, но чаще всего торий рассеян по месторождениям других минералов и добытчики редких земель его глухо ненавидят. Он - радиоактивный материал, к тому же эманирующий. Работать с ним опасно, а изолировать в отвалах дорого. Рынка тория фактически не существует. Действительно, в России есть месторождения монацита, но разрабатываются только те из них, в которых нет тория. Итак, в настоящее время в России серьёзной добычи тория не ведётся, и возможно, в ближайшие годы, пока не отработают технологии, вестись не будет.

Вернемся к проблеме захоронения. За время эксплуатации уран-ториевого реактора в нем будет нарабатываться на два порядка меньше радионуклидов, чем в аналогичном по мощности уран-плутониевом реакторе. Это обстоятельство переводит проблему обращения с радиоактивными отходами уже в практическую плоскость, поскольку для малых количеств трансурановых элементов их можно переработать. Но здесь присутствует один маленький нюанс: технология переработки отработанного топлива уран-плутониевого цикла имеется, а для уран-ториевого цикла не существует вовсе.

Практически все реакторы в то или иное время изучались с точки зрения применения ториевого топлива. Это касается в первую очередь реакторов на тепловых нейтронах: высокотемпературного (HTR), на тяжелой воде (PHWR) и обычной легкой воде.

По-видимому, первые испытания ториевого топливного цикла, по-видимому, были проведены в Окриджской Национальной Лаборатории в шестидесятых годах прошлого века. В реакторе использовался высокотемпературный солевой расплав тетрафторида тория. Финансирование прекращено в 1976 г.

В период с 1967 по 1988 годы в Германии 750 недель эксплуатировался экспериментальный реактор AVR с насыпным бланкетом при мощности 15 МВт. Большую часть всего периода работы реактора составляла работа на ториевом топливе. Топливо представляло собой 100000 топливных элементов в виде шариков. Торий использовался в смеси с высокообогащенным ураном.

Реактор Dragon мощностью 20 МВт в английском городе Уинфит использовал ториевые ТВЭЛы и 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 могло работать в реакторе в течение шести лет.

В 1967-1974 годах в США работал высокотемпературный реактор Peach Bottom на уран-ториевом топливе мощностью 110 МВт производства компании General Atomic. В Нидерландах в течение трех лет эксплуатировался гомогенный ториевый реактор с водяной смесью мощностью 1 МВт.

Проводились и эксперименты на быстрых нейтронах. Так, например, в Германии был разработан 300 МВт-реактор THTR, проработавший с 1983 по 1989 г.

Единственным коммерческим реактором в США был Fort St Vrain, работавший на ториевом топливе (1976 - 1989 гг.). Это был высокотемпературный реактор (1300°) с графитовым замедлителем и гелиевым охлаждением с проектной мощностью 842 МВт (330 МВт электрических). Топливные элементы были изготовлены из карбида тория и карбида уран-ториевого сплава в виде микросфер. В реакторе использовалось почти 25 тонн тория. Исследования ториевого топлива для реакторов типа PWR проводились на другом американском реакторе Shippingport; в качестве исходного делящегося материала топлива использовались U-235 и плутоний. Был сделан вывод, что торий не оказывает сильного влияния на режимы работы и сроки эксплуатации активной зоны. Этот перечень можно было бы продолжать. В результате всего можно констатировать, что топливо на основе тория испытано в реакторах различного типа: легководных и тяжёловодных, высокотемпературных и т.д., но фактически в атомную энергетику не внедрено. Многолетние исследования натолкнулись на всевозможные трудности и работы по использования тория в атомной энергетике были прекращены. Исключение составляет Индия, которая, не имеет запасов урана, но располагает большими запасами тория.

Классификация другого типа связана с пространственным размещением топлива: в гетерогенных реакторах топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков или сборок, между которыми находится замедлитель, а в гомогенных - топливо и замедлитель представляют однородную смесь.

До Чернобыльской катастрофы наши ученые говорили о том, что в атомной энергетике будут в основном работать реакторы двух классических типов (медленные). Один из них, ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор, а другой - РБМК - реактор большой мощности, канальный (ЧАЭС).

В водо-водяном реакторе активная зона заключена в огромный, диаметром около четырех метров и высотой 15 метров, стальной корпус с толстыми стенами и массивной крышкой. Внутри корпуса давление достигает более полутора сотен атмосфер. Теплоносителем в первом контуре служит вода (дистиллированная), которую прокачивают насосами. Эта же вода служит и замедлителем нейтронов. В парогенераторе она нагревает и превращает в пар воду второго контура. Пар поступает в турбину и вращает ее.

Приступая к рассмотрению ториевого цикла, в первую очередь нужно обратиться к предложениям, улучшающим какую-то группу характеристик или показателей, без ухудшения остальных. Задача эта не простая. Первый аргумент связан с располагаемыми запасами ядерного горючего.

Начнем с урана. Уран не принадлежит к числу редких элементов, но в большинстве месторождений руда настолько бедна, что добыча нерентабельна. По расчетам и прогнозам, известные запасы относительно дешевого ядерного топлива могут истощиться уже к концу текущего столетия. У России фактические запасы природного урана составляют около 900 тыс. тонн. С вопросом о располагаемых запасах также связана проблема низкого коэффициента использования горючего современными реакторами. Дело в том, что в реакторах на тепловых нейтронах, являющихся основой ядерной энергетики, используется лишь несколько процентов энергии, заключенной в ядерном топливе. Правда, возможна переработка отработанного топлива, но это огромная проблема.

Торий встречается в земле в несколько раз чаще, чем уран. Поэтому сразу возникает мысль о ториевом топливном цикле. Фактически весь добываемый торий может быть "использован" в качестве ядерного горючего, и этим он выгодно отличается от урана. Но прежде, чем развить эту мысль, рассмотрим вопрос о так называемом замкнутом топливном цикле. Идея заключается в более эффективном использовании ядерного горючего. Возможна такая ситуация, когда реактор производит топлива больше, чем в нем сгорает. На этом пути встречаются огромные трудности.

Замкнутый ядерный топливный цикл (ЯТЦ) позволяет не только навсегда избавиться от ядерных отходов, в том числе и производимых обычными АЭС, но и решить проблему ядерного топлива, заменяя в качестве горючего изотопа дефицитный уран-235 на уран-238 и другие изотопы, которых хватит, как минимум, на несколько столетий. Важное значение будет иметь и высокая безопасность нового поколения реакторов и переход к новому уровню решения проблемы нераспространения ядерного оружия

Ядерной энергетике с замкнутым уран-плутониевом (в будущем и ториевом) циклом нет альтернатив (h-cosmos.ru/iv12-2. htm). Россия может и должна стать мировым лидером и монополистом в области производства дешевой и неограниченной по объёму энергии на основе замкнутого ЯТЦ

Отдельного разговора заслуживает также ядерный цикл, основанный на тории, что особенно актуально для нас, поскольку в России тория больше, чем урана. Индия, где похожая ситуация, уже выбрала торий как основу своей будущей энергетики. Многие люди и в нашей стране склоняются к тому, что ториевый цикл - наиболее экономичный и безопасный метод производства энергии практически в неограниченном количестве.

Практически все реакторы в то или иное время изучались с точки зрения применения ториевого топлива. Это касается в первую очередь реакторов на тепловых нейтронах: высокотемпературного (HTR), на тяжелой воде (PHWR) и обычной легкой воде (LWR)

Ториевый топливный цикл представляет заметный интерес для реакторов на тепловых нейтронах, поскольку основной делящийся изотоп - U-233 дает в тепловом спектре небольшое количество "дополнительных" нейтронов (по сравнению с U-235 и Pu-239), которые можно использовать для повышения эффективности. Существуют убеждения, что можно создать такие реакторы на тепловых нейтронах и соответствующие уран-ториевые топливные циклы, которые позволят получить коэффициент воспроизводства ядерного топлива.

С точки зрения переработки топлива ториевый цикл обладает некоторыми недостатками. Полученное облученное топливо радиотоксично, что требует развития технологий дистанционной переработки. Но сторонники тория говорят, что это исключает хищение и террористические угрозы.

При отсутствии специального замедлителя нейтроны в своей жизни успевают замедлиться лишь до энергий порядка 0.1 МэВ. Соответствующие цепные реакции в этом случае называют быстрыми (а реакторы - "на быстрых нейтронах"). Цепные реакции, в которых нейтроны замедляются до энергий от десятков до одного кэВ, называются промежуточными. Мы получили классификацию по спектру нейтронов. Описание дается в самых общих чертах, не рассматриваются многочисленные проблемы, например, связанные с "проскакиванием” нейтронов через резонансную область и т.д.

Классификация еще одного типа связана с пространственным размещением топлива: в гетерогенных реакторах топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков или сборок, между которыми находится замедлитель, а в гомогенных - топливо и замедлитель представляют однородную смесь.

Возвратимся на минуту к "быстрым" реакторам. Для тепловых нейтронов сечения захвата велики, но сильно меняются (скачут) при переходе от одного ядра к другому. Поэтому к активной зоне предъявляются требования высокой химической чистоты по отношению к некоторым примесям. Это недостаток. Для случая быстрых нейтронов все сечения захвата достаточно малы и не так уж сильно отличаются друг от друга, так что проблемы высокой чистоты материалов не возникает. Другим преимуществом быстрых реакций является более высокий коэффициент воспроизводства, но об этом ниже. Время жизни одного поколения нейтронов для быстрой реакции, понятно, на несколько порядков меньше, чем для тепловой. Поэтому скорость протекающих процессов может заметно измениться через очень короткое время после изменения условий в активной зоне. При нормальной работе реактора этот эффект несуществен, поскольку управление любого реактора определяется временами жизни запаздывающих, а не мгновенных нейтронов. Все эти тонкости начинают особенно сказываться если реактор представляет собой некое индивидуальное устройство, требующее особого подхода, настройки. Например, из 104 энергетических реакторов в США нет даже двух похожих, что послужило причиной для возникновения ряда проблем.

Все же вернемся к вопросу безопасности и рассмотрим его с нескольких сторон. При глобальном подходе решение в этом направлении должно как минимум улучшать какие-либо из существующих сейчас различных групп показателей и требований, не сводимых к единому параметру, в первую очередь связанными с проблемами возникновения аварий, нераспространения, обращения с отходами, экологией, устойчивости развития и т.д., не ухудшая всех остальных. Начнем по порядку.

Противники ядерной энергетики выдвигают два основных тезиса: первый - проблемы в обращении с радиоактивными отходами, второй - высокая цена аварии. Что касается цены аварий, то хорошим ответом может служить статья (Медведь). Выдвигаются также опасения относительно быстрого исчерпания запасов урана. Тогда, спрашивается, зачем проводить мощное строительство АЭС, если урана не будет?

Проблемы с отходами можно решить двумя способами. Первый - это так называемый замкнутый ядерный топливный цикл (ЗЯТЦ), который позволяет не только навсегда избавиться от ядерных отходов, в том числе и производимых обычными АЭС, но и решить проблему ядерного топлива, заменяя дефицитный уран-235 на уран-238 и другие изотопы, что хватит, как минимум, на несколько столетий. Важное значение здесь будет иметь и высокая безопасность нового поколения реакторов и переход к новому уровню решения проблемы нераспространения ядерного оружия и т.д. Получается, что ядерной энергетике с замкнутым уран-плутониевом (в будущем и ториевом) циклом нет альтернатив и Россия может и должна стать мировым лидером в этой области. Эта технология базируется на использовании реакторов на быстрых нейтронах, которая, как считает генеральный директор госкорпорации "Росатом" Сергей Кириенко, начнется у нас до 2020 года. "Что можно говорить точно - реакторы на быстрых нейтронах как промышленная технология будут освоены к 2020 году", - сказал Кириенко на Гайдаровском форуме. Он сообщил, что одним из важных преимуществ реакторов на быстрых нейтронах является их "естественная безопасность". Нигде в мире не осталось такого рода реакторов, только у нас. На Белоярской АЭС почти 30 лет в опытно-промышленной эксплуатации работает реактор БН-600. Энергетический пуск реактора на быстрых нейтронах БН-800, который строят на этой АЭС, планируется на сентябрь 2014 года. К сожалению, рассмотрение реакторов на быстрых нейтронах далеко выходит за рамки статьи.

Отдельного разговора заслуживает также открытый ядерный цикл, основанный на тории, что актуально для нас, поскольку в России тория больше, чем урана. Индия, где похожая ситуация, уже выбрала торий как основу своей будущей энергетики. Многие люди у нас считают, что ториевый цикл - наиболее экономичный и безопасный метод производства энергии практически в неограниченном количестве. Рассмотрим этот тезис.

Начнем с того, что торий не валяется под ногами, точнее он "валяется" слишком во многих местах и повсюду, практически все реакторы в то или иное время изучались с точки зрения применения ториевого топлива. Это касается в первую очередь реакторов на тепловых нейтронах: высокотемпературного (HTR), на тяжелой воде (PHWR) и обычной легкой воде (LWR)

Ториевый топливный цикл представляет заметный интерес для реакторов на тепловых нейтронах, поскольку основной делящийся изотоп - U-233 дает в тепловом спектре небольшое количество "дополнительных" нейтронов (по сравнению с U-235 и Pu-239), которые можно использовать для повышения эффективности. Существуют убеждения, что можно создать такие реакторы на тепловых нейтронах и соответствующие уран-ториевые топливные циклы, которые позволят получить коэффициент воспроизводства ядерного топлива.

С точки зрения переработки топлива ториевый цикл обладает некоторыми недостатками. Полученное облученное топливо радиотоксично, что требует развития технологий дистанционной переработки. Но сторонники тория говорят, что это исключает хищение и террористические угрозы.

ториевый цикл ядерный реактор

Тяжеловодные реакторы с ториевым топливом