Кандидат физико-математических наук и заместитель заведующего Отделом Ядерной энергетики и ядерных технологий Института Ядерной Физики АН РУз Шавкат Маликов рассказал специально для издания Взгляд.uz, что это все такое, какими преимуществами и недостатками эти технологии обладают по сравнению с ураном, а также поделился своим мнением об их перспективах.
Про ITER
Во-первых, термоядерный реактор ITER не является электростанцией так как он не предназначен для выработки электроэнергии.
Термоядерная электростанция отличается от АЭС тем, что в ней источником энергии является энергия термоядерного синтеза (т.е. энергия слияния легких ядер, например, изотопов водорода: дейтерия и трития), а для АЭС источником энергии является энергия деления тяжелых ядер, в частности урана.
Во-вторых, нерешенных проблем с термоядерной энергетикой настолько много, что в ближайшие десятилетия их не удастся решить. Приведу наиболее наглядные примеры нерешенных проблем. Чтобы термоядерный реактор заработал, необходимо нагреть тритий (это изотоп водорода, содержащий один протон и два нейтрона), который является основным топливом термоядерного реактора (и которого кстати не так много на Земле) до очень высоких температур, примерно 150 млн 0C. Это в десять раз больше, чем температура в ядре Солнца. На это потребуется затратить сотни Мегаватт электроэнергии.
Кроме этого, остается вопрос: а как преобразовать энергию термоядерного синтеза в электрическую? На выходе термоядерной реакции слияния трития и дейтерия образуются ядро гелия (альфа частица) с энергией 3,5 МэВ (мегаэлектронвольт) и нейтрон с энергией 14 МэВ. В то же время, при делении урана носителями энергии являются осколки деления урана со средней энергией 200 МэВ, которая относительно легко преобразуется в тепловую энергию.
То есть, в случае термоядерной реакции, основным носителем энергии является высокоэнергичный нейтрон, который обладает свойством нейтронной активации материалов (нейтронная активация - это процесс, при котором нейтронное излучение вызывает радиоактивность материалов). Это означает, что большинство материалов расположенных в термоядерном реакторе постепенно будут становиться радиоактивными.
Этот процесс неизбежно повлечет выход из строя электронного оборудования и приведет к повышенному риску облучения обслуживающего персонала. Несмотря на то, что создатели проекта ITER утверждают, что они смогли решить все проблемы, я с большим скепсисом отношусь к данному проекту и вообще к теме термоядерной энергетики (это бесполезная трата ресурсов).
Про Германию
Я практически уверен, что никакого реального прорыва в области получения из термоядерного синтеза электрической энергии не произойдет. Будет очередная шумиха (пиар компания) и неважно, к 2035 году или к 2045 году. А насчёт Германии, она уже начала пожинать плоды своей недальновидной энергетической политики (рост цен на энергоносители, банкротство предприятий т.д.) и ей придется вернутся к развитию атомной энергетики. Иначе ее неизбежно ждет энергетический голод.
Про торий
В ядерной энергетике, в долгосрочной перспективе, производство энергии путем деления ядер будет опираться не только на использование делящегося изотопа урана-235, который находится в природном уране в количестве примерно 0,7% от его массы, но и на использование имеющихся в значительно большем количестве воспроизводящих материалов, таких как уран-238 и торий-232.
На возможность реализации уран-ториевого цикла ученые обратили внимание еще в начале 40-х гг. прошлого века. Исследовательские и конструкторские работы проводились в СССР, Германии, Индии, Японии, Великобритании, США и Франции. Данные, полученные при исследовании ториевого топливного цикла (ТТЦ) в различных реакторных системах, позволили определить достоинства и недостатки этого процесса.
Нейтронно-физические характеристики элементов радионуклидной пары 232Th–233U создают принципиальную возможность повышения безопасности и надежности работы ядерных реакторов, а также улучшения их технико-экономических показателей.
Торий в 3-4 раза более распространен на Земле, чем уран. Торий содержится в разнообразных рудах, но наиболее удобными для добычи являются монацитовые пески. Сто процентов залежей природного тория приходится на торий-232. Период его полураспада составляет 14 млрд лет. Однако, торий-232, является лишь сырьем для топливного цикла деления.
Для того, чтобы запустить ториевый топливный цикл, необходим дополнительный делящийся материал или другой источник нейтронов, например, уран-233, уран-235, плутоний-239 или ускоритель.
Торий-232 поглощает нейтроны в ториевом реакторе, что в итоге приводит к образованию урана-233. Это аналогично процессу в урановых реакторах, где уран-238 поглощает нейтроны, образуя делящийся плутоний-239.
В зависимости от конструкции реактора, образованный уран-233 либо делится на месте, либо химически сепарируется от использованного ядерного горючего и из него производят новое ядерное топливо.
К сожалению, при облучении нейтронами тория-232, наряду с ураном-233 образуется уран-232, который в свою очередь образует в цепочке распадов гамма-активные ядра (бисмут-212, талий-208), ухудшающие радиационные свойства ядерного горючего.
Образующийся в результате ядерных превращений уран-233 имеет самый высокий выход нейтронов при делении на один акт поглощения теплового нейтрона. Это делает его энергетически более выгодным для тепловых реакторов, чем привычные уран-235 и плутоний-239. Это, в свою очередь, позволяет достичь наиболее высокого коэффициента воспроизводства топлива и самокомпенсации реактивности в процессе работы тепловых реакторов.
Также, в ториевом топливном цикле в меньших количествах, чем в урановом и особенно в плутониевом, накапливаются плутоний и минорные актиниды (Am, Np, Cm), а также долгоживущие продукты деления. В ТТЦ этих веществ нарабатывается существенно меньше по сравнению с урановым циклом.
Использование ТТЦ упрощает решение задачи локализации и захоронения радиоактивных отходов. Ториевое топливо обладает рядом благоприятных физических и химических свойств по сравнению с ураном, в частности, более высокой температурой плавления металлического тория (1973 К) и диоксида тория (3643 К).
Диоксид тория имеет более высокую теплопроводность и низкий коэффициент термического расширения. Такая повышенная стойкость ThО2 обеспечивает высокую степень выгорания (∼100 МВт·сут/т) и допускает высокотемпературные режимы работы реактора.
Уран-233 также сохраняет свои ценные нейтронно-физические качества при высокой температуре лучше, чем уран-235 и плутоний-239. Следует учитывать и тот факт, что диоксид тория, в отличие от диоксида урана, не склонен к дальнейшему окислению. Ядерные реакторы на ториевом топливе более безопасны, чем на урановом, поскольку не обладают запасом реактивности.
Кроме преимуществ ториевого цикла имеются, и ряд недостатков:
- Температура плавления диоксида тория (33500C) существенно выше, чем у диоксида урана (28000C). Соответственно необходима, заметно большая температура спекания (>20000C) для производства топлива из диоксида тория и его смесей. Для получения необходимой плотности топливных таблеток при меньших температурах помогает внесение примесей (CaO, MgO, ND2O5, и т.д.)
- Диоксид тория и смеси на его основе, по сравнению с диоксидом урана или плутония, химически инертны и плохо растворяются в концентрированной азотной кислоте. Это приводит к определенным трудностям при их извлечении для повторного использования в качестве ядерного топлива.
- Облученное топливо на основе тория содержит существенное количество урана-232, период полураспада которого всего 73.6 года, а его дочерние продукты бисмут-212 и талий-208 имеют малые периоды полураспада и являются сильными гамма-источниками (источниками радиации с самой высокой проникающей способностью, прим. ред.). В результате у облученного ториевого топлива или сепарированного урана-232 высокая радиоактивность, что требует для их обработки автоматизированных горячих камер.
Приведенные недостатки и пока достаточные ресурсы относительно дешевого природного урана (это, наверное, более веский аргумент) сдерживают внедрение ториевого топливного цикла, хотя некоторые страны (например, Индия), в силу особенностей собственной ресурсной базы, ориентируются на развитие именно этого топливного цикла.
Автор: Сарвар Камилов
