Нет урана — берите торий

У начале этой недели популярное гонконгское издание South China Morning Post (SCMP) официально анонсировало событие, которого давно ждали специалисты в области атомной энергетики. Запущенная еще в 2011 году в КНР госпрограмма по разработке и экспериментальному тестированию подпитываемых торием жидкосолевых ядерных реакторов (ЖСР) наконец достигла важной промежуточной цели.

Разрабатываемый в течение последнего десятилетия в Китае реактор-прототип, Thorium Molten Salt Reactor (TMSR) в Вувэе (северо-западная провинция Ганьсу) с заявленной мощностью 2 МВт практически готов к тестовому запуску.

В довольно-таки скупом техническом описании достижений китайских ученых и технологов в SCMP в том числе отмечается, что «команды исследователей со всей страны были мобилизованы для решения многочисленных технических проблем, которые сорвали предыдущие попытки [запуска реактора], к числу которых прежде всего относилась разработка эффективного сплава, способного выдерживать излучение ториевой соли при температуре почти 1000 градусов Цельсия… И хотя в прошлом году проект отставал от запланированного графика, что, отчасти, объяснялось влиянием пандемии, строительные работы на TMSR должны завершиться в следующем месяце, а тестовый запуск оборудования может начаться уже в сентябре».

В материале гонконгского СМИ также содержится немало ссылок на статью специалистов Шанхайского института прикладной физики (Shanghai Institute of Applied Physics), опубликованную на прошлой неделе в китайском издании научного журнала Nuclear Techniques.

Профессор Янь Жуй и его коллеги в этой статье, в частности, констатировали, что «малогабаритные реакторы имеют значительные преимущества с точки зрения эффективности, гибкости и экономичности. Они могут сыграть ключевую роль в будущем переходе к экологически чистой энергии. Ожидается, что уже в ближайшие несколько лет такие реакторы получат широкое распространение». Китайские ученые также добавляют, что «преимущества реактора на расплавах солей заключаются в его многоцелевом назначении, небольших размерах и высокой гибкости. Его так же легко спроектировать, как и малогабаритный ядерный реактор».

Коммерческий реактор, разработанный этой командой, согласно комментариям в SCMP, «может генерировать до 100 МВт, это меньше, чем урановый реактор, но все же достаточно для обеспечения энергией современного жилого района, где проживает 100 тысяч человек». Разработчики предполагают, что строительство первого коммерческого реактора будет завершено к 2030 году.

И, как подчеркивают авторы публикации в SCMP, еще одна весьма привлекательная составляющая новой энергетической программы для Китая заключается в том, что он обладает одними из крупнейших в мире запасов тория: по расчетам местных аналитиков, их может хватить для удовлетворения энергетических потребностей страны «как минимум на 20 тысяч лет». Тем временем оценочные запасы урана в Китае одни из самых низких среди всех стран, обладающих ядерным потенциалом, и хотя в ближайшие несколько лет должно начаться строительство «семи или восьми новых атомных станций», в Пекине растет обеспокоенность тем, что их нехватка может в дальнейшем оказать серьезное негативное воздействие на «общую энергетическую безопасность страны».

Согласно официальному плану китайского руководства, новая плеяда жидкосолевых реакторов, построенных на малонаселенном западе страны, в перспективе сможет «обеспечивать чистую, стабильную подачу электроэнергии на густонаселенный восток в сочетании с ветряными и солнечными электростанциями».

Более чистый актинид

Сам по себе торий не является ядерным топливом «в чистом виде», потому что он недостаточно радиоактивен (не содержит достаточно делящегося материала для начала ядерной цепной реакции). Чтобы запустить необходимые ядерные реакции, его нужно смешивать с ураном, плутонием или другими радиоактивными материалами.

И реакторы, использующие торий (как те немногие, что уже протестированы на практике, так и существующие лишь в виде проектов), работают по так называемому торий-урановому (Th-U) топливному циклу: торий должен быть сначала подвергнут бомбардировке нейтронами для получения высокорадиоактивного изотопа урана-233 (при захвате теплового нейтрона торий-232 в итоге превращается в уран-233), поэтому на самом деле «ториевые реакторы» — это реакторы на основе U-233, расщепляющегося искусственного изотопа урана, который и становится основным ядерным топливом. Сама же эта технологическая схема схожа с процессами, происходящими в урановых реакторах-бридерах (размножителях), где изотоп урана U-238 поглощает нейтроны, образуя расщепляющийся изотоп плутоний-239.

Экспериментальный жидкосолевой реактор MSRE (Molten-Salt Reactor Experiment), запущенный в американской Ок-Риджской национальной лаборатории (ORNL, Ноксвилл, штат Теннесси) в 1965 году (подробнее об этом важнейшем эксперименте см. ниже) впервые в мире использовал в качестве топлива торий, обогащенный до урана-233.

И именно это специфическое направление — разработка и опытная эксплуатация жидкосолевых реакторов, в которых качестве солей могли бы использоваться главным образом различные фториды актинидов, а главным актинидом-кандидатом, соответственно, является торий, — уже довольно давно рассматривается как одно из наиболее перспективных для атомной энергетики будущего. В частности, исследователи ORNL еще в конце 1950-х пришли к выводу, что графитовые тепловые реакторы, работающие на ториево-урановом топливном цикле, могут стать наиболее эффективными расплавленно-солевыми системами с экономической точки зрения.

Кроме того, базовая технология работы жидкосолевых реакторов с использованием тория (или ряда других актинидов), по крайней мере в теории, считается значительно более «чистой» по сравнению с традиционными атомными реакторами.

Это связано в том числе с тем, что вместо твердых топливных стержней (ТВЭЛов), используемых на традиционных АЭС, торий предварительно растворяется в расплавленной соли, и этот расплав затем протекает через реактор при высокой температуре, при этом давление остается низким. Причем жидкая соль выступает и в качестве теплоносителя, что дополнительно избавляет от необходимости наличия систем водяного охлаждения под большим давлением, а в случае возможной аварии и выброса топлива в атмосферу она быстро охлаждается и затвердевает. Соответственно, по сравнению с «обычным» ядерным реактором, который может быстро покрыть радиоактивным материалом огромные территории, эксплуатация ЖСР потенциально представляет куда меньшую опасность.

Ториевые циклы также позволяют использовать исключительно тепловые реакторы-размножители (в отличие от реакторов на быстрых нейтронах). Это означает, что если топливо перерабатывается, то реакторы могут дозаправляться исходным материалом без нового извлечения из земных недр U-235 (в традиционных реакторах необходимо извлекать отработанное топливо и отправлять его на дорогостоящую переработку чтобы отделить наработанное топливо от осколков деления), что, опять-таки в теории, обещает значительную экономию ресурсов ядерного топлива на нашей планете — по оценкам, примерно на два порядка по сравнению с текущей динамикой добычи.

Наконец, тот же топливный цикл Th-U не использует уран-238 и поэтому не производит трансурановые (более крупные, чем уран) атомы, такие как плутоний, америций, кюрий и др., которые представляют собой основную опасность при долговременном хранении ядерных отходов.

Разумеется, у альтернативной ториевой технологии существует и немало теоретических и практических проблем, многие из которых вплоть до настоящего времени считаются «не до конца разрешимыми». В частности, облученный торий более радиоактивен по сравнению с традиционными материалами в краткосрочной перспективе. В цикле Th-U неизменно производится некоторое количество урана-232, который, в свою очередь, распадается на таллий-208, обладающий энергией гамма-излучения 2,6 МэВ. Вызывает беспокойство у специалистов и образующийся заодно висмут-212. Это гамма-излучение довольно трудно экранировать, что, по идее, предполагает задействование более дорогостоящих технологий обработки отработанного топлива и (или) его переработки.

Можно также упомянуть и ряд других недостатках (в данном случае речь идет о наиболее перспективной технологии ЖСР с использованием тория), среди которых наиболее часто упоминаются более высокая коррозия от солевых расплавов, более низкий коэффициент воспроизводства по сравнению с жидкометаллическими реакторами с натриевыми теплоносителями, нехватка эффективных конструкционных материалов.

Экспериментальный ториевый реактор MSRE в Ок-Ридже (1965‒1969 гг.)

commons.wikimedia.org

Блистательный провал США

Исследования в области технологий создания реакторов на расплавленных солях начались в США еще в конце 1940-х годов в рамках большой госпрограммы по разработке военного самолета с ядерным двигателем.

Жидкое ядерное топливо в идеале предлагало ряд весьма существенных преимуществ, и в 1947 году в Ок-Риджской национальной лаборатории были запущены первые эксперименты.

Проект Aircraft Nuclear Propulsion (ANP) был крупнейшей программой ORNL послевоенного времени, на нее было потрачено 25% тогдашнего бюджета этой лаборатории. Основная цель проекта ANP заключалась в создании бомбардировщика с ядерным двигателем, который смог бы преодолеть ограничения по дальности полета самолетов, работающих на реактивном топливе.

В ходе реализации этой программы ORNL успешно построила прототип «авиационной реакторной электростанции», создав первый в мире трехмегаваттный реактор с расплавленным солевым топливом Aircraft Reactor Experiment (ARE) в 1954 году, на котором была установлена рекордно высокая температура эксплуатации — 1600 °F (870 °C). Однако из-за высокой радиационной опасности для экипажей самолетов и людей на земле в случае аварии, а также новых эффективных разработок в сфере технологий создания баллистических ракет, технологий дозаправки в воздухе и заметного увеличения средней дальности полета реактивных бомбардировщиков президент США Джон Кеннеди своим указом закрыл программу ARE в июне 1961 года.

ORNL была вынуждена переключиться на условно-гражданскую версию реактора на расплавленных солях, отказавшись от сомнительной идеи самолетов с ядерным двигателем (хотя позднее военные снова «вклинились» в эту обновленную программу и в итоге внесли свой весомый вклад в ее окончательное закрытие).

Новый эксперимент вскоре привел к появлению второго ЖСР. Запущенный в эксплуатацию в 1965 году новый экспериментальный реактор мощностью 8 МВт затем успешно тестировался в течение почти пяти лет, до декабря 1969-го, и в целом показал, что работа с расплавленным топливом «практически эффективна», используемые солевые расплавы «сохраняют стабильность в условиях реактора» и что возникающая внутри коррозия «остается на очень низком уровне» (здесь мы почти буквально цитируем резюме обобщающего доклада специалистов ORNL, опубликованного в 1969 году, которые также констатировали, что «оценочная стоимость строительства жидкосолевых реакторов-бридеров, примерно такая же, как и для легководных реакторов»).

Однако изначально запущенная в ORNL в 1958 году долгосрочная Molten-Salt Reactor Program в 1976-м была окончательно свернута (вскоре после увольнения с должности директора ORNL ее главного идеолога Элвина Вайнберга, который ранее также был одним из инициаторов запуска программы-предшественника ARE). Причем, как отмечается в кратком историческом обзоре на сайте Nuclear Energy Experimental Testing Lab (NEXT), «программа MSRP… была чрезвычайно продуктивной и информативной. И по сей день MSRE считается самым успешным реактором на расплавах солей из когда-либо тестировавшихся. А сама эта исследовательская программа была преждевременно отменена не потому, что протестированная в ходе основного эксперимента MSRE-технология оказалась неэффективной или непрактичной, а по целому ряду причин — не самое удачное время разработки и совокупное воздействие ряда политических, военных и коммерческих факторов». Авторы обзора далее приводят некоторые из них — в частности, упоминается недовольство «темпами практической реализации» со стороны одного из главных спонсоров проекта MSRP — ВМС США, которые рассчитывали использовать эти ЖСР на подводных лодках.