Торий в ядерной энергетике. Торий-урановый топливный цикл.

Интерес к торию, как топливу для ядерных реакторов объясняется возможностью образования делящегося изотопа 233U в результате захвата теплового нейтрона природным 232Th. Как правило, в топливных системах отработавшее топливо перерабатывается с целью извлечения делящегося 233U. Однако в некоторых случаях 233U сжигается на месте без переработки и производства нового топлива. Так как 233U не существует в природе, топливный цикл может начаться лишь на существующем в природе делящемся изотопе, а именно на 235U. Если в топливе накоплено достаточное количество 233U, то реактор может работать длительное время лишь на тории и воспроизводимом 233U.

Реакторы на ториевом топливном цикле подобны реакторам на быстрых нейтронах. В реакторах этого типа естественный 232Th при поглощении нейтронов превращается в делящийся изотоп урана (233U). Этот изотоп, участвуя в цепной реакции деления, выделяет теплоту и избыточные нейтроны, которые преобразовывают еще большее количество тория в 233U. Такая технология привлекательна тем, что, во-первых, позволяет избежать производства плутония, во-вторых, в качестве топлива используется довольно распространенный торий, а, в-третьих, эффективность использования топлива может быть близка к эффективности реакторов на быстрых нейтронах. Однако, количество расщепляющегося 233U, производимого в такой установке, не достаточно, чтобы поддерживать цепную реакцию деления. Поэтому, хотя интерес к таким проектам не затухает вот уже на протяжении последних 30 лет, тем не менее до их промышленного применения пока еще далеко.

Обращение к ториевому топливному циклу стимулируется следующими факторами:

· Увеличение ресурсов ядерного топлива за счёт наработки урана-233 из тория-232;

· Существенное снижение потребностей в обогащении изотопом урана-235;

· Очень низкая (в сравнении с уран-плутониевым топливным циклом) наработка долгоживущих радиотоксичных отходов, в том числе трансуранов, плутония и трансплутония;

· Возможность ускорения выжигания плутония без необходимости рециклирования, т.е. быстрое сокращение существующих запасов плутония;

· Достижения более высокого выгорания топлива, чем в уран-плутониевом цикле;

· Низкий избыток радиоактивности активной зоны с топливом, основанном на тории. Более благоприятные температурные и пустотные коэффициенты реактивности;

· Высокая радиационная и коррозийная сопротивляемость топлива на основе тория;

· Значительно более высокая точка плавления и лучшая теплопроводность топлива на основе тория;

· Хорошие условия для решения проблемы нераспространения ядерных материалов.

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 требуется создавать новых реакторов, а достаточно модернизировать существующие под загрузку твэлы с новым топливом;

· ториевые реакторы обладают повышенной внутренней ядерной безопасностью.

Недостатки ториевого цикла то же хорошо известны:

· - Ториевый цикл, в целом, дороже уранового.

· - Исходные ториевые твэлы обладают высокой гамма-радиоактивностью, что затрудняет обращение с ними.