Статья подготовлена специально для 57 номера издаваемого «Беллоной» журнала «Экология и право».

Немного о тории

Торий – химический элемент, обозначаемый символом Th и имеющий номер 90 в периодической таблице. Все изотопы тория являются радиоактивными, а единственный природный изотоп тория – изотоп Th-232. Сам по себе торий-232 не является делящимся изотопом – т. е. таким, который может поддерживать цепную ядерную реакцию путем поглощения медленных нейтронов. Это означает невозможность получения энергии из него непосредственно в обычном реакторе. Однако при облучении нейтронами торий-232 превращается в делящийся изотоп урана, уран-233. Таким образом, для использования тория в выработке энергии в реакторе сначала необходимо облучить нейтронами его ядра в реакторе. Получившийся изотоп урана-233 нужно будет либо подвергнуть химической переработке для фабрикации нового топлива, либо, в случае определенных типов реакторов, использовать в том же реакторе – например, в реакторе на расплавах солей.

По разным оценкам, запасов тория в земной коре примерно в три-четыре раза больше запасов урана, что потенциально может означать, что когда-то в будущем торий может заместить уран в качестве ядерного топлива. Впрочем, согласно прошлогодним данным Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) и Организации экономического сотрудничества и развития (ОЭСР), общих разведанных запасов урана при текущих потребностях современных реакторов хватит более чем на 150 лет.

И поскольку нехватки урана в обозримом будущем не ожидается, большой заинтересованности в разработке ториевого топлива со стороны традиционной атомной энергетики пока что нет. Однако к использованию тория приглядываются некоторые страны – например, Норвегия и Индия. Интерес этих стран, среди прочих факторов, основан на том, что в их распоряжении имеются немалые внутренние запасы этого вещества.

На взгляд норвежцев и индийцев

В частности, Норвегия располагает сравнительно большим запасом тория в месторождении Фен, в южной части страны. Несмотря на то, что Норвегия строго придерживается безъядерной политики, велись дискуссии о том, следует ли ей исследовать потенциал тория в качестве ядерного топлива. В настоящее время функционирование ториевого топлива в традиционном реакторе изучается в ходе исследовательской программы, проводимой за счет частного финансирования на норвежском исследовательском реакторе в Халдене.

В Индии же ситуация иная. Поскольку там существует программа создания ядерного оружия, страна не подписала международный многосторонний Договор о его нераспространении. Именно поэтому Индия испытывает затруднения с импортом уранового топлива для своих ядерных реакторов. У Индии есть долгосрочная цель – разработать на основе тория топливный цикл для тяжеловодных ядерных реакторов, с использованием собственных запасов тория.

Топливный цикл индийского тяжеловодного реактора состоит из трех этапов. На первом этапе в обычном реакторе из уранового топлива производится плутоний. Плутоний будет использоваться на втором этапе, когда в реакторе на быстрых нейтронах будет нарабатываться еще больше плутония, а также, из тория-232, – делящийся изотоп урана (уран-233). На третьем этапе плутоний и торий будут использоваться для производства плутониево-ториевого топлива либо для «Передового тяжеловодного ядерного реактора» (Advanced Heavy Water Reactor), либо для жидкосолевого реактора-бридера.

Впрочем, согласно Центру атомных исследований имени Хоми Баба (Bhabha Atomic Research Centre, BARC), до начала реализации третьего этапа важно наработать достаточный объем делящихся материалов, что займет продолжительное время.

Торий в современных реакторах

Торий, с учетом некоторых модификаций, может быть использован в ряде обычных реакторов, находящихся в эксплуатации в настоящее время, таких как, например, тяжеловодные реакторы. Для его использования в этих реакторах необходимо будет смешивать торий-232 либо с ураном-235, либо с плутонием-239 для получения делящегося урана-233. Далее уран-233 будет перерабатываться таким образом, что постепенно в реакторе будет возрастать концентрация топлива, полученного из урана-233.

Использование тория в современных реакторах потребует переработки отработавшего ториевого топлива для извлечения урана-233, наработанного в ториевой загрузке. Но поскольку отработавшее ториевое топливо содержит больший объем короткоживущих радионуклидов, его переработка представляется более сложной задачей по сравнению с существующими методами переработки традиционного уранового топлива.

Использование тория предлагалось также в смешанном оксидном топливе на основе тория и плутония – в качестве способа утилизации хотя бы части тех огромных излишков плутония, которые оказались накоплены в мире в результате наработки как в военных целях, так и в процессе эксплуатации гражданских реакторов. Сжигание плутония в составе такого топлива было бы более эффективным, поскольку не привело бы к дополнительному образованию плутония – в отличие от использования смешанного топлива на основе оксидов плутония и урана.

Отступление уранового цикла

Использование тория в существующих реакторах будет давать радиоактивные отходы и отработавшее ядерное топливо, которые необходимо будет отправлять на хранение и/или обрабатывать в таких же объемах, как и ОЯТ традиционного уранового топлива. При этом отработавшее ториевое топливо будет более радиоактивным и более сложным в обращении, чем отработавшее урановое топливо, поскольку ториевое ОЯТ содержит альфа-излучатель торий-228 с периодом полураспада, равным двум годам.

В долгосрочной перспективе возможна разработка ториевого топливного цикла, основанного на так называемых ядерных реакторах четвертого поколения. Предполагается, что эксплуатация ядерных реакторов четвертого поколения позволит сократить количество радиоактивных отходов по сравнению с современными технологиями. Если технологии будут разработаны, это преимущество ожидается в отношении как уранового, так и ториевого топливного цикла. Согласно сайту форума GIF (Generation IV International Forum), международного форума по ядерным системам четвертого поколения, выход таких реакторов в серийное производство прогнозируется примерно в 2030-2040 годах.

Из реакторов четвертого поколения наиболее подходящими для тория будут жидкосолевые реакторы (molten salt reactor, MSR). В таких реакторах торий и уран растворяются в расплавленной фтористой соли при температуре 400-700 °C. Эта смесь циркулирует через активную зону реактора, а затем проходит контур химической обработки, в котором удаляется нежелательная радиоактивность, образующаяся при циркуляции в активной зоне. Среди прочих разработок по реакторам четвертого поколения реакторам MSR предстоит пока пройти наибольший объем научно-исследовательской и опытно-конструкторской работы, окончание которой, по прогнозам экспертов форума GIF от 2014 года, ожидается к 2025 году.

С Граалем пока придется подождать

Несмотря на более изобильные, по сравнению с ураном, запасы тория, экономическая инициатива в продвижении разработок в области ториевого топливного цикла сейчас отсутствует по причине достаточности урановых ресурсов.

Что касается безопасности и образования радиоактивных отходов, у варианта использования тория в современных реакторах преимуществ очень мало. Использование тория в традиционных реакторах повлечет наработку более радиоактивного отработавшего ториевого топлива, обращение с которым будет более трудной задачей по сравнению с традиционным урановым топливом.

Использование же тория в полноценном ториевом топливном цикле в ядерных реакторах следующего поколения начнется не в ближайшем будущем. Индия, которая наиболее активно занимается развитием ториевого цикла, не видит возможности запуска такой технологии ранее чем через несколько десятилетий. Как сообщал BARC в 2013 году, ввод в эксплуатацию ториевых реакторов в Индии ожидается не ранее 2070 года.