Атомная энергетика

Рис. 1. Доля различных типов топлива для производства электроэнергии (2012 г.)

   В 2012 году в мире на атомных (ядерных) электростанциях за исключением атомных электростанций, установленных на морских судах, производилось 11% всей электроэнергии. Это несколько меньше, чем на гидроэлектростанциях (16%). Всего на электроэнергию приходится около 25% энергопотребления человечества. Остальное мы получаем от ископаемого топлива в таких секторах, как транспорт, производство, отопление домов. Вклад ядерной энергетики в суммарное потребление энергии составляет около 11%, что немного больше, чем от "новых возобновляемых источников энергии" (ветер, солнечная энергия, биотопливо, геотермальная энергия, которые совместно давали 5% мирового конечного потребления энергии в 2012 году.
    Доля электричества, производимой на атомных станциях в различных странах, заметно различается. Так в США таким способом производится 20% всей электроэнергии. Большое количествo электроэнергии с помощью ядерных технологий производится также в Европейском Союзе. Здесь лидером является Франция, которая получает 70% свой электроэнергии за счет деления. Некоторые страны ЕС отказались от этой технологии. Так Италия в 1990 году прекратила производство ядерной электроэнергии.
    По сведениям МАГАТЭ в 2013 году в 31 стране работало 437 гражданских ядерных реакторов. Впрочем, не все они были предназначены для выработки электроэнергии. Кроме того, на 140 кораблях использовалось 180 ядерных двигательных установок. По свидетельству МАГАТЭ в 2015 году в 15 странах строилось 67 атомных электростанций. Более половины − в Азии, в частности, 28 в КНР.

Урановый цикл

Сегодня большинство реакторов в мире – урановые реакторы на медленных нейтронах. Уран довольно распространенный элемент в земной коре. Уран почти также распространен как олово или германий. Его в сорок раз больше, чем серебра. Уран содержится в скальных породах, почве и океанской воде. Природный уран однако состоит в основном из урана-238 и только 0.7% приходится на уран-235, который делится под действием тепловых нейтронов.
Реакторы на медленных нейтронов работают на слабо обогащенном уране-235 (4-5%). В качестве теплоносителя обычно используется обычная вода. Вода служит также замедлителем (вещества, которое уменьшает энергию нейтронов). При уменьшении энергии нейтронов увеличивается захват их ураном-235, вызывая его деление. Такие реакторы называются реакторами на легкой воде. Существуют также реакторы на тяжелой воде (D₂O), которые способны работать на естественном уране. В этих водных реакторах нейтроны теряют свою энергию в столкновениях с водородом или дейтерием.

Рис. 2. Зависимости сечений деления от энергии нейтронов. ²³⁹Pu, ²³³U, ²³⁵U – изотопы, которые делятся под действием нейтронов любых энергий (fissile); ²³⁸U, ²³²Th – изотопы, которые не делятся под действием тепловых нейтронов

²³⁸U не делится под действием медленных нейтронов. В результате захвата нейтронов ²³⁸U образуются более тяжелые изотопы. Так, после нейтронного захвата ²³⁸U и двух последовательных бета-распадов образуется ²³⁹Pu, из которого в результате последовательных нейтронных захватов образуются ²⁴⁰Pu, ²⁴¹Pu, ²⁴²Pu

²³⁹Pu + n → ²⁴⁰Pu, ²⁴⁰Pu + n → ²⁴¹Pu,
²⁴¹Pu + n → ²⁴²Pu,

и последующих бета-распадов образуются актиниды.

²³⁹Pu и ²⁴¹Pu делятся также как и²³⁵U. В небольших количествах образуются также²³⁶U, ²³⁷Np и ²³⁸Pu. Обычно, если топливо в реакторе заменяется приблизительно каждые три года бόльшая часть²³⁹Pu в нем сгорает. Он ведет себя как ²³⁵U с несколько бόльшим сечением деления. Обычно около одного процента в использованном топливе − плутоний, причем около двух третей, это ²³⁹Pu.

Ториевый цикл

Торий в 3-4 раза более распространен на Земле, чем уран. Торий содержится в разнообразных рудах, но наиболее удобными для добычи являются монацитовые пески. 100% у природного тория приходится на ²³²Th. Период его полураспада 1.40·10¹⁰ лет. Однако²³²Th является лишь сырьем для топливного цикла деления. Ядерным топливом в ториевом цикле служит²³³U, который получается при поглощении торием нейтронов и последовательных бета-распадов

    Очевидно, для того, чтобы запустить ториевый топливный цикл необходим дополнительный делящийся материал или другой источник нейтронов, например, ²³³U, ²³⁵U, ²³⁹Pu или ускоритель
     В ториевом реакторе ²³²Th поглощает нейтроны, в итоге образуется ²³³U. Это аналогично процессу в урановых реакторах, где ²³⁸U поглощает нейтроны образуя делящийся ²³⁹Pu. В зависимости от конструкции реактора, образованный ²³³U либо делится на месте, либо химически сепарируется от использованного ядерного горючего и из него производят новое ядерное топливо. К сожалению, при облучении нейтронами ²³²Th наряду с ²³³U образуется ²³²U, в цепочке распадов которого образуются гамма-активные ядра (²¹²Bi, ²⁰⁸Tl), ухудшающие радиационные свойства ядерного горючего.
    Ториевый цикл имеет определенные преимущества перед урановым циклом. У тория хорошие физические и ядерные свойства. С ним легче контролировать распространение ядерного оружия. В ториевом цикле меньше производится плутония и актинидов.
        В 50 годы и до середины 70-х прошлого века к ториевым технологиям в мире существовал большой интерес. Однако он спал, в частности в связи с открытием новых урановых месторождений. Однако интерес к торию возобновился, в частности в связи с проблемой нераспространения ядерного оружия, лучшим выгоранием топлива и лучшими характеристиками ядерных отходов.
    Наибольший интерес к торию на протяжении многих лет проявляла Индия. В частности это по видимому можно объяснить большими запасами монацитовых песков.
    Надо сказать, что извлечение тория из монацитовых песков не очень сложная процедура. Она гораздо проще, чем извлечение урана из урановой руды. Более того, радиоактивные отходы при добыче тория приблизительно на два порядка меньше, чем при добыче урана.

Преимущества ториевого цикла

В ториевом цикле образуется меньше радиотоксичных отходов. Кроме того, переход к торию может помочь сжиганию плутония.
Сечение поглощения тепловых нейтронов ²³²Th (7.4 барн) приблизительно в три раза выше, чем у ²³⁸U (2.7 барн). Соответственно с ²³²Th происходит более интенсивная конверсия в ²³³U, чем у ²³⁸U в ²³⁹Pu. Таким образом, торий "ведет себя лучше", чем ²³⁸U в тепловых реакторах, но уступает обедненному урану в реакторах на быстрых нейтронах.
Отношение вероятности деления ²³³U тепловыми нейтронами к вероятности захвата с образованием ²³⁴U около 1:12, что лучше, чем для ²³⁵U (около 1:6) или для ²³⁹Pu и ²⁴¹Pu (около 1:3). В результате в ториевом цикле меньше трансурановых отходов, чем в урановом цикле.
По сравнению с ²³³U у ²³⁹Pu и²³⁵U коэффициент размножения нейтронов в широкой области спектра тепловых нейтронов больше 2. Таким образом, по сравнению с циклом ²³⁸U-²³⁹Pu, в котором бридинг может осуществляться только с быстрыми нейтронами, цикл ²³²Th-²³³U возможен с быстрыми, эпитепловыми и тепловыми нейтронами.
Диоксид тория более стабильный и радиационно стойкий, чем диоксид урана, у него лучшая термопроводимость и меньший коэффициент теплового расширения.
ThO₂ довольно инертен и не окисляется легко как UO₂ в U₃O₈ и UO₃. Таким образом, длительное хранение использованного топлива на основе ThO₂проще, т.к. не возникает проблемы окисления.
Ториевый цикл более безопасный в плане использования его в военных целях. Период полураспада ²³²U только 73.6 года, а у его дочерних продуктов они очень малы, а некоторые их них как ²¹²Bi и²⁰⁸Tl являются источниками жесткого гамма-излучения.
По сравнению с циклом ²³⁸U-²³⁹Pu, в цикле ²³²Th-²³³U возникает гораздо меньше плутония и долгоживущих актинидов (Np, Am и Cm). Таким образом минимизируется радиоактивность в отработанном топливе. Однако, в конце цикла ²³²Th-²³³U образуются такие радионуклиды как ²³¹Pa ²²⁹Th и ²³⁰U с долгосрочным радиологическим воздействием.
Ториевые циклы возможны во всех существующих тепловых и быстрых реакторах. Ториевый топливный цикл может быть использован в существующих реакторах без существенных модификаций в конструкции компонентов реактора. Однако, для оптимизации ториевых циклов необходимы дополнительные исследования..

Недостатки ториевого цикла

Температура плавления ThO₂ (3350⁰C) существенно выше, чем у of UO₂ (2800⁰C). Соответственно необходима , заметно большая температура спекания (>2000⁰C) для производства топлива из ThO₂ и смесей с ThO₂. Для получения необходимой плотности топливных таблеток при меньших температурах помогает внесение примесей (CaO, MgO, ND₂O₅, и т.д.)
ThO₂ и смеси на его основе по сравнению с UO₂ и (U,Pu)O₂ 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 ²³²U, период полураспада которого всего 73.6 года , а его дочерние продукты ²¹²Bi и ²⁰⁸Tl имеют малые периоды полураспада и являются сильными гамма-источниками. В результате у облученного ториевого топлива или сепарированного ²³²U высокая радиоактивность, что требует для их обработки автоматизированных горячих камер.