Цикл надежды

Торий — один из двух (наряду с ураном) наиболее распространенных в земной коре тяжелейших естественных химических элементов — актиноидов, чьи природные изотопы являются родоначальниками целых радиоактивных семейств. Лишь к началу XX века, с открытием радиоактивности и в процессе ее изучения, исследователи стали выделять уран и торий из числа обычных металлов, а спустя несколько десятилетий пришли к пониманию исключительных возможностей, которые эти два элемента могут дать человечеству. Хотя при зарождении атомной индустрии шансы обоих веществ считались сравнимыми, созданная впоследствии ядерная энергетика вытекала почти исключительно из применения урана. С середины прошлого столетия разные государства вынашивали идею ­когда-­нибудь использовать преимущества соперника природного урана, но эти планы так и остались планами. Попробуем разобраться, что помешало их реализации и насколько она вероятна в будущем.

Теория
В природных условиях во внешних слоях геосферы существуют несколько изотопов тория: ²²⁷Th, ²²⁸Th, ²³⁰Th, ²³¹Th, ²³²Th, ²³⁴Th. При этом ²³²Th, чей период полураспада (Т½ >14 млрд лет) на много порядков превышает таковые у остальных собратьев, образует почти весь природный торий, а прочие перечисленные изотопы возникают как продукты естественного распада самого ²³²Th (а именно ²²⁸Th) или изотопов урана (²²⁷Th и ²³¹Th входят в радиоактивное семейство ²³⁵U, а ²³⁰Th и ²³⁴Th — в радиоактивный ряд ²³⁸U). Поскольку периоды полураспада всех названных изотопов тория, за исключением ²³²Th, сравнительно невелики (от примерно суток до 75 тыс. лет), их равновесная концентрация в природных веществах, содержащих уран и торий, незначительна. Например, содержание ²²⁸Th составляет около 1,4 десятимиллиардной доли от ²³²Th во включающих его породах.

Именно изотоп-­долгожитель — ²³²Th, то есть львиная доля природного тория (но не в любом содержащем его природном минерале), представляет наибольший интерес с точки зрения ядерных технологий. Хотя сам по себе ²³²Th не способен под действием тепловых нейтронов поддерживать цепную реакцию деления с высвобождением огромной энергии (из всех природных изотопов такой возможностью обладает только ²³⁵U), он является отличным фертильным радионуклидом, сравнимым по своему потенциалу с ²³⁸U и даже имеющим перед ним определенные преимущества. При облучении ²³²Th нейтронами может быть запущена короткая цепь радиоактивных превращений, порождающих искусственный делящийся радиоизотоп ²³³U — один из нескольких (наряду с ²³⁵U, ²³⁹Pu, ²⁴¹Pu), которые способны поддерживать цепную реакцию деления и в то же время имеют наибольший практический потенциал использования в атомной технике — от энергетики до ядерного оружия. С наработкой и утилизацией ²³³U как раз и связан главный смысл применения тория в атомной индустрии.

²³³U, способы получения и базовые свой­ства которого были впервые установлены в 1941—1942 годах, отличает ряд особых ядерно-физических характеристик. Как и ²³⁵U, и ²³⁹Pu, ²³³U в принципе делится нейтронами разных энергий, включая тепловые; при этом высвобождается практически столько же энергии, сколько при аналогичной ядерной реакции с ²³⁵U (в среднем около 200 МэВ на одно расщепленное ядро) и ненамного меньше, чем у ²³⁹Pu. Однако способность ²³³U поддерживать цепную реакцию под действием тепловых и эпитепловых нейтронов в целом выше, чем у «конкурирующих» изотопов; он обеспечивает лучшую нейтронную экономию в достаточно широком диапазоне скоростей нейтронов.

В частности, ²³³U обладает кратно меньшим, чем другие делящиеся нуклиды, сечением захвата тепловых нейтронов при сопоставимом с ²³⁹Pu и особенно ²³⁵U сечении деления. Такое сочетание показателей способствует тому, что в потоке тепловых нейтронов делятся почти все атомы ²³³U — ~90% по сравнению с показателями ²³⁵U, ²³⁹Pu и ²⁴¹Pu, лежащими в пределах ~65−80%. При этом у ²³³U образуется больше нейтронов в расчете на каждый поглощенный нейтрон (~2,3 против <2,1 у ²³⁵U и ²³⁹Pu), и эта характеристика в меньшей степени, чем у двух последних изотопов, зависит от температуры теплоносителя во всем термическом диапазоне, в котором работают основные типы действующих и концептуальных реакторов (~300−900 °С). По этому показателю ²³³U превосходит ²³⁵U и ²³⁹Pu на нескольких участках теплового и промежуточного спектров нейтронов: до первых нескольких электронвольт; в десятки эВ; от нескольких сотен до десятков тысяч эВ. Соответственно, некоторые конструкции реакторов, «настроенные» на эти диапазоны (о них далее), могут обеспечить максимальную реализацию преимуществ ториевого цикла.

Ложкой дегтя в отношении ядерно-­физических свой­ств ²³³U можно считать невысокую, по сравнению с урановым топливом, долю запаздывающих нейтронов (в 2,5 раза меньше — четверть процента), которые служат одним из ключевых факторов контроля цепной реакции с помощью СУЗ в современных реакторах. Впрочем, по этому параметру ²³³U выглядит даже несколько лучше плутония, давно и успешно используемого в энергетике; так что проблема решаема, что доказал и опыт функционирования единичных реакторов на топливе из ²³³U.

Не только ²³³U, но и порождающий его ²³²Th имеет некоторые особые достоинства; они заключаются прежде всего в принципиальной способности тория к расширенному воспроизводству делящегося материала в тепловом спектре нейтронов, что невозможно для основного в сегодняшней ядерной технике фертильного радионуклида — ²³⁸U. В наиболее распространенных ныне тепловых реакторах с топливом на основе природных изотопов урана коэффициент воспроизводства обычно не превышает 0,6−0,7, тогда как применение тория позволяет поднять этот показатель для реакторных установок тех же типов до единицы и даже несколько выше, то есть замкнуть ядерно-­топливный (в данном случае ториевый) цикл (ЯТЦ), обеспечив простое или расширенное воспроизводство делящегося материала при нейтронах невысоких энергий. Причем добиться этого можно с использованием существующих конструкций реакторов при некоторой их доработке. Господствующее сегодня топливо для замыкания ЯТЦ требует внедрения принципиально иных реакторов (на быстрых нейтронах) в масштабах, соответствующих размерам ядерной энергетики. Пока до этого далеко, в том числе и в России — до сих пор единственной стране в мире, где единичные функционирующие реакторные установки такого рода достигли промышленного уровня мощности (внедрение во Франции международного проекта «Супер-­Феникс» оказалось неудачным). Таким образом, торий способен обеспечить альтернативный или дополнительный путь замыкания ЯТЦ, практически снимающий проблему обеспеченности атомной энергетики топливом в долгосрочной перспективе. Применению тория благоприятствует и его более широкое, чем урана, распространение в природе (см. Справку 1).

Содержание тория в земной коре в три-пять раз выше, чем урана; в морской воде его концентрация на порядок ниже из-за слабой растворимости соединений. В то же время, в силу меньшей изученности месторождений ториевого сырья, последние оценки его глобальных запасов (по данным МАГАТЭ — порядка 6,2 млн тонн) на 30−50% меньше, чем для урана. В мире имеется ряд месторождений тория с запасами около 100 тыс. тонн и выше в каждом. Наиболее богаты торием Индия (около 850 тыс. тонн), Бразилия (порядка 630 тыс. тонн), Австралия и США (около 600 тыс. тонн в каждой стране).

В природе торий очень часто встречается вместе с редкоземельными элементами (РЗЭ), ураном и рядом других полезных веществ. В силу сравнительно невысокого спроса на торий (см. Справку 2) до сих пор он добывался преимущественно в качестве побочного продукта извлечения других полезных ископаемых. При этом торий нередко рассматривался как помеха — вредная радиоактивная примесь (радиоактивность природного тория выше, чем урана). Наибольшее практическое значение имеет разработка монацитов — минералов, основные ценные компоненты которых — смешанные фосфаты тория и РЗЭ. Правда, иногда встречаются монациты, практически лишенные тория (например, на Урале, в Сибири, Боливии).

Обычно содержание монацита в породе не превышает 2−3%, а доля оксида тория в монаците, в свою очередь, редко бывает больше 10%. Однако существуют богатейшие месторождения, в породе которых доля монацита составляет десятки процентов. Монациты часто встречаются в большом количестве в виде поверхностных осадочных, иногда аллювиальных (сформированных водными потоками), отложений — тяжелых песков (например, на пляжах в Индии, Шри-­Ланке, Бразилии, Австралии, США, Мадагаскаре). Разработка сырья в таком виде в принципе проще, нежели многих урановых месторождений, требующих дорогостоящего извлечения урана из недр земли.

За всю историю в мире добыто около 800 тыс. тонн монацитов — главным образом с целью получения редкоземельных металлов. Информация о добыче собственно тория отдельными ключевыми странами фрагментарна и ненадежна, поэтому точные глобальные оценки отсутствуют. Сопоставление косвенных и более-­менее точных данных по отдельным государствам позволяет предположить, что историческая мировая добыча этого металла составила несколько десятков тысяч тонн. Значительная часть этого запаса никогда не использовалась — она осталась в виде отвалов или торийсодержащих полупродуктов на складах в ожидании лучших времен.

Важно, что преимущества ²³²Th хорошо стыкуются с достоинствами синтезируемого с его помощью ²³³U: оба могут наилучшим образом проявить себя в реакторах на нейтронах невысоких энергий (хотя быстрый спектр для них тоже подходит, использование там цикла ²³⁸U-²³⁹Pu эффективнее). А значит, их соединение в принципе может сформировать самодостаточный ЯТЦ на базе тепловых реакторов, в котором ²³²Th играет роль фертильного нуклида, а ²³³U — делящегося изотопа. Для первоначального запуска и функционирования такой воспроизводящей системы, при отсутствии или недостатке ²³³U, потребуются делящиеся материалы, полученные в других циклах; однако после наработки существенного количества ²³³U он может взять на себя функцию основного драйвера.

Торий может использоваться как в открытом ядерно-­топливном цикле (ОЯТЦ), так и в замкнутом (ЗЯТЦ). Первый случай предполагает применение торийсодержащего топлива и постепенно образующегося ²³³U в одном и том же реакторе, а затем — выдержку, хранение и захоронение выгруженного ОЯТ. Такой цикл менее выгоден с точки зрения топливных ресурсов, но позволяет избежать больших дополнительных сложностей в бэкенде, характерных для замкнутого ториевого цикла. Открытый цикл с торием также не исключает значительной экономии топлива: существуют, например, концепции быстрых реакторов с ториевым ОЯТЦ, предполагающие очень длительную топливную кампанию (вплоть до десятков лет), при которой роль делящегося материала постепенно переходит к образующемуся в реакторе ²³³U.

ЗЯТЦ с торием подразумевает облучение торийсодержащего топлива с последующей или, в некоторых конструкциях, параллельной переработкой ОЯТ, затем — рециклированием ²³³U в том же или другом реакторе. Именно переработка и затем фабрикация топлива из регенерированного материала представляют одну из главных трудностей ториевого цикла. Дело в том, что диоксид тория, который чаще всего рассматривается в качестве основы топливной композиции, обладает в целом большей химической стойкостью, чем перерабатываемые ныне урановые или уран-плутониевые ОЯТ, а значит, необходима адаптация технологий извлечения делящихся материалов из облученного топлива, в частности — применение более сильных кислот (например, добавление плавиковой кислоты к обычной азотной) со всеми вытекающими последствиями с точки зрения коррозионной устойчивости оборудования и т. д.

Необходимость еще больших изменений в технологических процессах следует из соображений радиационной безопасности: при синтезе ²³³U образуется, в частности, ²³²U — наиболее проблемный побочный продукт, возникающий в бóльших (на порядки) количествах, чем в случае обычного уранового ОЯТ, где ²³²U появляется иначе. Этот изотоп, а точнее, некоторые образующиеся при его распаде дочерние нуклиды (разновидность таллия — ²⁰⁸Tl и висмута — ²¹²Bi) — источники жесткого γ-излучения (с энергией до 2,6 МэВ), требующего повышенной радиационной защиты на стадиях выдержки и хранения ОЯТ (активность которых в данном случае со временем нарастает, а не убывает), их переработки и рефабрикации, применения дорогостоящих дистанционно управляемых систем (по сравнению, например, с перчаточными боксами, приемлемыми для ряда процессов существующих топливных циклов). Переработка ториевых ОЯТ в ограниченном, преимущественно опытном, масштабе осуществлялась в США, России, Франции, Канаде, Индии, Италии и ряде других стран.

И все же ториевый ЯТЦ не только создает дополнительные проблемы, но и способен решать некоторые имеющиеся. Например, в этом цикле образуется на порядки меньше младших актиноидов (изотопов нептуния, америция и кюрия), утилизация которых стала головной болью современной ядерной энергетики, откладывающей решение этого вопроса на будущее. К тому же в ториевом ЯТЦ не образуется столько плутония, невыгодного для многих стран как с точки зрения экологии бэкенда (в силу его исключительной радиотоксичности), так и с позиций нераспространения. Более того, в ториевом цикле можно «сжигать», получая при этом энергию, избыточные запасы плутония, представляющие проблему для некоторых государств (таких как Великобритания). При этом не образуется такое количество нового Pu, как при существующих схемах утилизации плутониевых накоплений, например, при использовании уран-плутониевого MOX‑топлива.

С позиций нераспространения названные факторы рассматриваются как плюсы: сложности обращения с ОЯТ ториевого цикла и с полученным из него материалом, а также возможности эффективного «сжигания» плутония играют на руку государствам, добивающимся соблюдения этого режима. В то же время есть и минусы, в частности, ²³³U в качестве оружейного материала обладает некоторыми достоинствами. Среди них — небольшая критическая масса, существенно меньшая, чем у ²³⁵U, и сопоставимая с показателями плутония: в зависимости от конструкции, взрывное устройство может быть изготовлено из ~5−16 кг ²³³U (пятикилограммовая сфера металлического урана имеет диаметр около 8 см). У ²³³U незначительная спонтанная эмиссия нейтронов (на четыре порядка меньше, чем у плутония оружейного качества), вызывающая конструктивные трудности при военном применении плутония; это позволяет использовать более простые устройства из ²³³U («пушечного» типа), не подходящие для плутониевого заряда. Тепловыделение у ²³³U также ниже, чем у плутония. Разбавление природного урана среднего обогащения ²³³U несколько снижает критическую массу, необходимую для создания примитивного заряда. С точки зрения потенциальных нарушителей режима нераспространения есть преимущества и у технологий производства ²³³U: его наработка не требует соблюдения столь низких выгораний, как при получении плутония оружейного качества, и не так ограничена выбором конструктивных типов реакторов. Ядерные заряды на основе ²³³U были созданы и испытаны в ряде государств.

Одним словом, широкое использование тория в ядерной отрасли может дать дополнительные преимущества, но потребует изменения акцентов в сфере ЯТЦ и в вопросах нераспространения.

Практика
Свой­ства ²³²Th и ²³³U делают их принципиально пригодными для применения в реакторах разных конструктивных типов: легководных (PWR, BWR, ВВЭР), тяжеловодных, газоохлаждаемых и ВТГР, жидкосолевых, быстрых, гибридных, со сверхкритическими параметрами пара и в ряде других. НИОКР на предмет использования ториевого цикла для большинства этих конструкций велись в разных странах на протяжении длительного времени.

Проблема внедрения тория изучалась с первых лет создания атомной отрасли. В частности, использовать его для производства «оружейного» ²³³U предложил в 1944 году будущий лауреат Нобелевской премии Юджин (Йенё) Вигнер, отвечавший в проекте «Манхэттен» за создание реакторов — наработчиков плутония. С 1945 года применение тория рассматривалось и в СССР. Однако дальнейшее развитие этой идеи отодвинулось на второй план по сравнению с уран-плутониевым циклом по ряду причин. Среди них — необходимость применения делящегося изотопа для запуска и начального раскручивания ториевого цикла: таким радионуклидом могли стать изотопы урана или плутония, а значит, урановое направление было необходимо независимо от того, будет ли использоваться торий (но не наоборот). Кроме того, сырьевая база урана быстро развивалась, и опасения относительно его возможного дефицита и непомерной стоимости, которые высказывались на первых порах, вскоре были развеяны. Наконец, появились первые действующие реакторы на быстрых нейтронах, в принципе способные к расширенному воспроизводству делящегося материала с использованием того же урана, причем более эффективному, чем бридинг в ториевых реакторах. Все это привело к тому, что уран надолго затмил торий. Последний не был забыт, но прорабатывался по существу в качестве второстепенного направления, пусть и в большом числе проектов.

Ториевый цикл в опытно-­промышленном масштабе был впервые реализован в середине 1950-х годов в СССР и США: в обеих странах в этот период было наработано в промышленных реакторах небольшое количество ²³³U. В частности, в Советском Союзе ториевый цикл отрабатывался в 1953—1956 годах на тяжеловодном реакторе ОК‑180 на комбинате «Маяк». В США пробное облучение рабочих блоков с торием осуществлялось в первой половине 1950-х годов в тяжеловодных промышленных реакторах в Саванна-­Ривер, а в 1955 году там началась наработка тория в количествах, необходимых для создания единичных ядерных зарядов и обеспечения исследовательских программ; это производство эпизодически осуществлялось до начала 1970-х годов. В обоих государствах уже в середине 1950-х годов пришли к выводу, что для повышения рентабельности наработки ²³³U в сравнении с плутонием, вызывавшей сомнения, необходимо совместить производство делящегося материала в ториевом цикле с генерацией энергии. Не случайно в США с торием экспериментировали в ряде исследовательских и прототипных легководных реакторов, начиная с кипящего BORAX-IV, пущенного в декабре 1956 года. В СССР побочным продуктом этой идеи стала конструкция тяжеловодного газоохлаждаемого энергетического реактора КС, первоначально проектировавшегося как ториевый. Правительство Советского Союза запланировало в 1956 году строительство на его базе двух энергоблоков единичной мощностью около 200 МВт на Урале, однако этот проект получил воплощение в измененном виде в Чехословакии: в 1958—1972 годах на территории современной Словакии был построен и введен в эксплуатацию в качестве первой очереди АЭС «Богунице» энергоблок с реактором КС‑150, работавшим, однако, на металлическом уране природного изотопного состава. Идея двухцелевой реакторной установки, производящей делящийся материал и генерирующей товарную энергию, была в конце концов реализована в Великобритании, СССР, США и Франции, однако в этих конструкциях ториевый цикл не применялся.

Как видно, уже на раннем этапе изучения возможностей тория предпочтение отдавалось тяжеловодным реакторам (ТВР), что не случайно. Помимо их способности экономить уран (по сравнению с другими РУ) и довольствоваться низким содержанием ²³⁵U (обычно на уровне природного, однако при запуске ториевого цикла в таких реакторах необходимо слабообогащенное [достаточно менее 2%] топливо по сравнению с минимально оправданным обогащением порядка ~10−20% для ЛВР с преобладанием тория в АЗ), ТВР отличаются исключительной нейтронной экономичностью и характеристиками нейтронного спектра, позволяющими в максимальной степени реализовать преимущества ториевого цикла.

Немаловажна и канальная конструкция почти всех существующих тяжеловодных реакторов (в отличие от легководных), обеспечивающая максимальную гибкость в выборе выгораний на уровне отдельных сборок (в идеале торий в АЗ должен облучаться дольше топлива начальной загрузки). Тяжеловодные реакторы этого типа в принципе способны в долгосрочной перспективе достигнуть уровня воспроизводства ядерного топлива, достаточного для замыкания ЯТЦ. Однако большой недостаток ЗЯТЦ с применением ТВР действующих типов — низкое оптимальное выгорание (не более 14 МВт сут/кг урана), что ведет к существенному увеличению интенсивности переработки и образованию дополнительных РАО.

В дальнейшем идея соединения уран-ториевого цикла с генерацией электричества в энергетической тяжеловодной реакторной установке была наиболее последовательно изучена в Канаде и Индии, а в последние годы она получает развитие еще и в Китае. В Канаде активные исследования по ториевому циклу в тяжеловодных реакторах велись с 1960-х годов. При этом образцы топлива или целые сборки, включавшие всевозможные комбинации тория с разными вариантами делящихся материалов из урана (²³³U, ²³⁵U НОУ или ВОУ) и плутония («энергетического» и «оружейного»), облучались в исследовательских реакторах NRX и NRU, а также в демонстрационном CANDU на АЭС «Ролфтон». В нынешнем веке исследования по торию ведутся в контексте идеи приспособления новейших реакторов канадского типа к использованию разных видов альтернативного топлива, включая полученное из переработанных и непереработанных ОЯТ легководных реакторов.

Венцом этой идеи стала концепция реактора AFCR, представляющего собой «всеядную» версию РУ третьего поколения EC6 — флагманского продукта компании Candu Energy Inc. В AFCR могут использоваться гетерогенные ТВС, включающие комбинацию оксидов тория и обогащенного до < 5% урана, либо плутония с содержанием, сопоставимым с коммерческим MOX‑топливом. Предполагаемый коэффициент воспроизводства в реакторном цикле — немного меньше единицы. С конца 2000-х годов по этому направлению началось сотрудничество AECL (а позже — SNC-Lavalin через ее дочернюю структуру Candu Energy — преемницу AECL на рынке канадских тяжеловодных реакторов) с рядом китайских компаний во главе с CNNC. В 2012 году стороны объявили о совместной разработке AFCR, а в 2016 году — о намерении продвигать этот проект в рамках совместного предприятия. Однако, как и в случае ряда других отраслевых технологий, КНР, похоже, постепенно перехватывает инициативу, создавая с использованием творчески переработанных зарубежных ноу-хау собственные технологии, максимально юридически очищенные от обязательств перед разработчиками оригинальных решений: в последние годы зависимая структура CNNC ведет разработку собственного «всеядного» тяжеловодного энергетического реактора, базирующегося на технологии ­CANDU; его внедрение планируется в нынешнем десятилетии. Канадские компании привлекаются к продвижению этого проекта в качестве субподрядчиков.

Еще более серьезная ставка на применение тория в тяжеловодных реакторах делается в Индии, о чем подробнее речь пойдет ниже.

Интерес к возможностям использования тория в легководных реакторах обусловлен прежде всего экономическим потенциалом этого типа РУ, наиболее распространенного в атомной энергетике. Вслед за упомянутым исследовательским BORAX-IV ториевый цикл использовался в США в энергетических легководных реакторах первого блока АЭС «Индиан-­Пойнт» (в 1962—1965 годах), на АЭС «Элк-­Ривер» (1964−1968 годы) и в третьей активной зоне реактора «Шиппингпорт» (в 1977—1982 годах). Эксперименты с облучением отдельных топливных сборок или образцов топлива с торием в легководных реакторах проводились и в Германии (в частности, на АЭС «Обригхайм» в 2000—2005 годах). До этого совместная германо-­бразильская программа предусматривала ториевые НИОКР с облучением топлива в немецких PWR, экспортированных в Бразилию, однако эти планы остановились на ранней стадии на фоне резкого сокращения бразильской ядерной программы.

В наиболее полной степени ториевый цикл в легководных реакторах был реализован в США. В частности, во всех перечисленных американских энергетических реакторах применялась полная загрузка активной зоны торийсодержащим топливом. Так, в реакторах PWR на АЭС «Индиан-­Пойнт» и BWR на АЭС «Элк-­Ривер» весовая доля ThO₂ достигала 92−95%, остальное составлял диоксид урана, обогащенный по ²³⁵U до 93−94%. Эти два реактора не использовали ²³³U в качестве топлива, хотя переработка ОЯТ осуществлялась и показала высокую интенсивность синтеза делящегося материала в легководных конструкциях. Дальше продвинулся проект в Шиппингпорте, где было реализовано расширенное воспроизводство ²³³U с применением этого изотопа в качестве единственного топлива; для этого он был взят из других программ. В активной зоне этого PWR мощностью 60 МВт (э), использовавшейся после второй реконструкции оригинального реактора (проект получил название LWBR — легководный бридер), применялась более тесная, чем обычно, топливная решетка, при этом порядка 95% АЗ было заполнено диоксидом тория, остальное составляла двуокись урана, представленная почти полностью изотопом ²³³U. 45% топливных таблеток изначально содержали только торий в оксидной форме и использовались в сборках, выполнявших функции бланкета и отражателя. Коэффициент воспроизводства в этом реакторе, достигнутый по итогам почти пятилетней эксплуатации LWBR, составил около 1,014.

Хотя бридинг в легководном энергетическом реакторе стал беспрецедентным инженерным достижением (достаточно сказать, что выход реактора на полную мощность произошел по личному распоряжению президента США Джимми Картера, отданному в прямом закрытом эфире), полноценного замыкания ЯТЦ в данном случае осуществлено не было. В частности, ОЯТ LWBR не перерабатывалось, и весь загруженный в реактор делящийся материал имел стороннее происхождение. Уровень воспроизводства был определен лабораторными методами на основе выборочного анализа образцов из отдельных ОТВС, произведенного после окончательной остановки РУ. В случае переработки облученного в LWBR топлива потери при существовавших технологиях неминуемо привели бы к уменьшению суммарного коэффициента воспроизводства до уровня ниже единицы. К тому же для изготовления твэлов применялся регенерированный уран со сравнительно небольшой концентрацией ²³²U (до нескольких миллионных долей) и продуктов его распада, что позволило обойтись умеренными средствами радиационной защиты.

Применение «кругооборота» урана, облученного в LWBR, потребовало бы включения в схему принципиально новых звеньев переработки, транспортировки/перемещения, фабрикации топлива из регенерированного материала и обращения с РАО, что привело бы к значительному удорожанию проекта. Его развитию в сторону полного замыкания не способствовали не только технико-­экономические причины, но и изменения в регулировании, произошедшие как раз ко времени старта LWBR: в 1977 году в США запретили коммерческую переработку ОЯТ; это стало одним из принципов внутренней и внешней политики страны на все последующие десятилетия. Демонстрация замыкания ториевого ЯТЦ с участием легководных реакторов была осуществлена частной компанией (основные разработки вела дочерняя структура Westinghouse) и адресована прежде всего коммерческому сектору атомной энергетики; в отсутствие одного из важнейших звеньев эта технология теряла экономический смысл. Произошедшая в разгар проекта (в 1979 году) авария на АЭС «Три-­Майл-­Айленд», а затем и катастрофа 1986 года в Чернобыле вызвали охлаждение американского общества к ядерной энергетике и также не благоприятствовали дальнейшему развитию идеи ториевого ЯТЦ. Не случайно достижения в Шиппингпорте не получили в США достойного продолжения.

Среди современных исследований ториевого цикла в легководных реакторах заслуживает внимания, например, инициатива норвежской компании Thor Energy. Она выдвинула концепцию внедрения ториевого цикла в этом типе РУ в три этапа:

• на первом применяется частичная загрузка существующих реакторов смешанным оксидным торий-­плутониевым топливом (ториевым «моксом»), так что торий в активной зоне должен составлять менее 10%;
• на втором этапе осуществляется полная ­загрузка АЗ ториевым MOX, наряду с использованием в легководных реакторах ­наработанного ²³³U. Заодно должна производиться высокоэффективная утилизация плутония;
• третий этап предусматривает использование в новом поколении реакторов в качестве топлива исключительно ²³³U. При этом предполагается обеспечить полное воспроизводство ядерного горючего, при котором реакторы будут подпитываться лишь фертильным материалом — торием.

В 2013 году Thor Energy при поддержке специально созданного международного консорциума, включавшего исследовательские институты (норвежский IFE, европейский исследовательский центр в Карлсруэ, южнокорейский KAERI, британскую NNL), а также компаний Westinghouse и Fortum, приступила к многолетним радиационным испытаниям ториевого MOX в исследовательском реакторе Halden в Норвегии. Цель Thor Energy — по результатам этих НИОКР доработать и сертифицировать смешанное торий-­плутониевое оксидное топливо для последующего использования в легководных реакторах. В начале 2018 года Thor Energy объявила о переходе к третьему, заключительному этапу тестирования, в ходе которого предусматривается облучение прототипов таблеток будущего коммерческого торийсодержащего топлива. Однако спустя несколько месяцев (в июне 2018 года) реактор Halden был выведен из эксплуатации.

В отличие от водоохлаждаемых реакторов, технологии ВТГР в мире до сих пор не продвинулись дальше опытно-­промышленного внедрения. Однако элементы ториевого цикла испытывались в большинстве значительных проектов такого рода, в том числе в Великобритании — в реакторе Dragon электрической мощностью 20 МВт (функционировал в 1964—1975 годах) в исследовательском центре «Уинфрит»; в США — в реакторах мощностью 40 МВт первого блока АЭС «Пич-­Боттом» (1966−1974 годы) и 330 МВт — на площадке «Форт-­Сент-­Врэйн» (1974−1989 годы); в Германии — в реакторе AVR мощностью 13 МВт в атомном исследовательском центре в Юлихе (1966−1988 годы) и THTR мощностью 296 МВт в Хамм-­Унторпе (1983−1988 годы). Такой интерес к ториевой теме в контексте ВТГР объясняется некоторыми особенностями конструкции этих реакторов; в частности, в активной зоне подобных РУ почти отсутствует поглощение нейтронов конструкционными материалами и теплоносителем, что выгодно отличает их от большинства других реакторов, получивших распространение в атомной энергетике. Эта особенность создает дополнительную нейтронную экономию, содействующую воспроизводству делящегося материала в тепловом спектре посредством тория. К техническим достоинствам ВТГР с точки зрения ториевого цикла относится и бóльшая приспособленность их дисперсионного топлива к очень высоким выгораниям и применению плутония или высокообогащенного урана (последний не считался настолько предосудительным во времена реализации ряда перечисленных проектов).

В названных выше проектах использовались микротвэлы диаметром в доли миллиметра, покрытые оболочкой, например, из пироуглерода и карбида кремния и диспергированные в матрице из ядерно-­чистого графита, служащего замедлителем. Топливные частицы включали как делящийся материал (обычно уран, обогащенный до 93−94%), так и ²³²Th, преобладавший в активной зоне (свыше 80−90% от веса тяжелого металла). В проектах Dragon, «Пич-­Боттом» и «Форт-­Сент-­Врэйн» использовались призматический ТВС, в AVR и THTR — шаровые, засыпаемые в активную зону. Наряду с оксидным уран-ториевым топливом в некоторых из этих РУ («Пич-­Боттом» и THTR) применялось карбидное или оксикарбидное. При использовании тория в ряде ВТГР были достигнуты очень высокие выгорания, а образующийся ²³³U, при отсутствии его химического извлечения, вносил вклад в энерговыделение активной зоны.

Поскольку торий применялся во всех энергетических ВТГР, проработавших в совокупности несколько десятилетий, для этой реакторной технологии накоплен максимальный опыт использования ториевого топлива, которое для нее можно считать типичным, а не исключительным. В последние годы, на фоне наблюдаемого в мире бума разработки малых, в том числе «нелегководных», энергетических реакторов появилось множество проектов ВТГР. Хотя сегодня их главным назначением считается поставка высокопотенциального тепла для производственных процессов, технически эти конструкции хорошо приспособлены для использования ториевого цикла, то есть решения задач ЯТЦ. Развитием немецкой конструкции ВТГР с шаровой засыпкой активной зоны, некогда специально адаптированной к применению тория, стали китайские реакторы HTR-PM: демонстрационный энергоблок с двумя подобными реакторами единичной мощностью 105 МВт должен быть введен в эксплуатацию в нынешнем или в начале следующего года. Он станет первым действующим «переизданием» технологии ВТГР промышленного уровня мощности. Хотя активная зона этой демонстрационной версии заполняется топливом из природных изотопов урана, следующие реакторы могут быть при необходимости адаптированы к применению ториевого цикла.

Использование тория представляется интересным и для ряда реакторных технологий, которые до сих пор существовали главным образом в виде концепций или единичных небольших экспериментальных установок. С точки зрения внедрения в недалекой перспективе наиболее реалистичным и привлекательным выглядит использование ториевого цикла в жидкосолевых реакторах (ЖСР). В большинстве таких конструкций теплоноситель и топливо совмещаются в форме жидкой смеси соединений актиноидов (U, Pu, Th) и ряда других элементов (чаще всего Li, Be, Zr) с галогенами (F или Cl). Существуют также варианты ЖСР, в которых применяются не только твердый замедлитель и отражатель (графит, оксид бериллия и др.), но и твердофазное топливо. С точки зрения использования тория важное преимущество ЖСР с жидким топливом — возможность совмещения реакторного цикла с переработкой облученного топлива в одной установке. Это выгодно отличает данный тип реактора от большинства других, которые для замыкания топливного цикла и наиболее эффективного использования ²³³U требуют дополнения отдельным производственным звеном — переработкой твердого ОЯТ, сопряженной, как отмечалось, со значительными техническими проблемами. ЖСР позволяет избежать целого ряда обычных дорогостоящих стадий переработки твердого облученного топлива и возвращения в активную зону полученного полезного материала (таких как выдержка или хранение ТВС, их фрагментирование, растворение компонентов, обратный перевод извлеченных материалов в твердофазные соединения, многостадийный процесс изготовления топлива, транспортировка до и после переработки и т. д.), а также сократить потери ²³³U при переработке и снизить расходы на обеспечение радиационной безопасности по сравнению с переработкой твердого ОЯТ. То есть решается одна из главных проблем ториевого цикла, из-за которой большинство реализованных проектов с применением тория не предусматривали полноценного замыкания ЯТЦ.

Из особенностей технологии большинства ЖСР следует и возможность регулирования состава топлива и теплоносителя практически в режиме реального времени, что обеспечивает максимальную гибкость в выборе топливных режимов и способствует достижению очень высоких выгораний (более 250−300 МВт сут/кг урана). Переработка топлива ЖСР может быть настроена на удаление в ходе работы реактора образующихся нуклидов —поглотителей нейтронов, в том числе инертных газов, лантаноидов, а также ²³³Pa — изотопа, при распаде которого (Т½ ~27 суток) возникает ²³³U; это дает возможность непрерывной корректировки нейтронного баланса в реакторе, что в других конструкциях доступно в более ограниченной степени и другими средствами. После выдержки протактиния полученный из него ²³³U может включаться в состав топливной соли и возвращаться в реактор.

На практике подобный круговорот с участием расплавносолевого реактора до сих пор нигде не был осуществлен, и ряд деталей этого процесса требуют дальнейших исследований. Однако в принципе эта концепция позволяет подойти в ЖСР к предельно высоким пропорциям воспроизводства ядерного горючего при тепловых и эпитепловых нейтронах (КВ ≤1,15). При этом жидкосолевой реактор обходится намного меньшим, чем твердотопливные конструкции, количеством ядерного горючего в расчете на мощность. Вследствие этого ториевые ЖСР, работающие на тепловых нейтронах, могут быть при определенных обстоятельствах сравнимы по общей экономической эффективности с твердотопливными реакторами на быстрых нейтронах, работающими в уран-плутониевом цикле: хотя у последних выше коэффициент воспроизводства (до ~1,5−1,7, а на практике значительно ниже) и меньше характерное время удвоения, преимуществом ториевых ЖСР можно считать более эффективную выработку энергии на меньшем количестве топлива или с большей единичной мощностью.

Помимо хороших данных для воспроизводства ядерного горючего ЖСР обладают и другими многообещающими свой­ствами. В частности, их можно приспособить для утилизации минорных актиноидов из ОЯТ других реакторов, и в отношении некоторых трансуранидов ЖСР подходят лучше, чем обычные быстрые РУ. Жидкосолевые установки приближаются к ВТГР по возможностям поставки технологического тепла (температура теплоносителя в большинстве ЖСР — порядка 600−700 ^оС, но возможна и бóльшая); в то же время они сравнительно компактны и обладают очень высокой маневренностью, что делает их подходящими для строительства пиковых генераторов и транспортных энергетических установок. Первая действующая конструкция ЖСР появилась именно как прототип транспортной РУ: в 1954 году, участвуя в программе создания авиационного двигателя для стратегических бомбардировщиков на базе ядерного реактора, Окриджская национальная лаборатория США построила и испытала (в течение примерно девяти суток) в рамках подпрограммы ARE жидкосолевой реактор тепловой мощностью 2,5 МВт, работавший на топливе из природных изотопов урана. Через несколько лет в рамках следующей подпрограммы, ART, был разработан подобный ему, усовершенствованный полноразмерный прототип ЖСР тепловой мощностью 60 МВт, однако его не построили из-за прекращения в 1961 году «авиационной» программы.

Используя эти наработки, к середине 1960-х годов Окриджская лаборатория создала экспериментальный реактор MSRE тепловой мощностью 7,4 МВт, обладавший конструктивными задатками ториевого конвертера, но для оптимизации проекта, имевшего другие приоритеты на том этапе, торий в нем не использовался. Во второй топливной кампании, с октября 1968 по декабрь 1969 года, к реактору была подключена система переработки расплава, посредством которой ²³⁵U в качестве топлива был заменен на ²³³U (это был первый случай применения данного искусственного изотопа в качестве основного топлива); кроме того, на отдельном этапе в топливной соли использовалась примесь плутония. MSRE, функционировавший 4,5 года в достаточно интенсивном для принципиально нового экспериментального реактора режиме (соответствующем полуторагодичной работе на полной мощности), показал жизнеспособность концепции РУ на расплаве солей. Вплоть до последнего времени он оставался вторым (после ARE) и последним реально действовавшим ЖСР.

Классической концепцией специализированного ториевого ЖСР‑бридера и одновременно кульминацией американской программы жидкосолевых реакторов в XX веке стала разработанная Окриджской НЛ к 1970 году конструкция энергетического реактора MSBR тепловой/электрической мощностью 2250/1000 МВт. Это одножидкостный реактор, в котором смешанные соединения делящегося (UF₄ с мольной долей до 0,4%) и воспроизводящего (ThF₄; ~12%) веществ, растворенные в эвтектике солей бериллия и лития (BeF₂ + LiF; с литием, обогащенным почти не поглощающим нейтроны ⁷Li до уровня свыше 99,99%), разделяются на два потока: активную зону и зону воспроизводства, спектр нейтронов в которых различается: в бланкете он немного сдвинут в сторону эпитепловой области. Коэффициент воспроизводства такой системы находится в диапазоне 1,06−1,07. Эффективность проекта сильно возрастает за счет выработки электричества с очень высоким для ядерного энергоблока КПД (44% нетто) либо поставки тепла (температура в потоке теплоносителя достигала 621^oС).

Однако прототип MSBR не был построен: в 1975—1976 годах жидкосолевые НИОКР в США были свернуты; приоритет был отдан финансированию исследований бридинга в быстрых и ториевого цикла — в легководных реакторах, включая упомянутый проект LWBR. Тем не менее в последующие годы эта программа вдохновила многих разработчиков подобных реакторных установок в разных странах, дав им большой массив отправной информации (например, в СССР к детальным исследованиям по расплавносолевым реакторам приступили как раз в середине 1970-х годов). Были созданы десятки концепций других, нередко более сложных, жидкосолевых РУ. Значительная их часть адаптирована к применению тория и ²³³U, что делает ЖСР еще одним (наряду с ВТГР) типом реакторов, для которых ториевый цикл традиционно рассматривается как один из основных. В частности, в рамках Международного форума «Поколение IV» (GIF) (кооперация ряда государств в разработке наиболее перспективных типов реакторов и сопряженных ЯТЦ) в качестве референтной концепции расплавносолевого реактора рассматривается быстрый ЖСР с жидким хлоридным топливом и замкнутым ториевым ЯТЦ в пределах одного энергоблока, приспособленный для утилизации минорных актиноидов — «как потенциально наиболее многообещающая система для оптимизации ядерно-­топливного цикла». Возрождение интереса к таким реакторам в нынешнем веке отмечается в США, Японии, Франции, России, Индии и других странах. В авангарде внедрения ториевых ЖСР идет, пожалуй, Китай, о чем подробнее — в следующем разделе.

Помимо перечисленных, ториевый цикл в принципе осуществим и в других типах реакторов, таких как гибридные (в частности, подкритические реакторы с ускорителями — ADS), гомогенные растворные, РУ со сверхкритическими параметрами пара и некоторые другие. В каждом из них использование тория и (или) ²³³U имеет свои потенциальные достоинства. Например, в ADS оно позволило бы снизить необходимое количество топлива или сэкономить на его компонентах, улучшить номинальные показатели воспроизводства. Гомогенные реакторы могут получить преимущества, схожие с ЖСР: возможность «онлайн-­переработки» облученного топлива. В реакторных установках со сверхкритическими параметрами теоретический выигрыш в КПД генерации мог бы улучшить экономику ториевого бридинга. Однако реализация ториевого цикла с такими конструкциями сопряжена с двой­ными сложностями, поскольку сами эти реакторные концепции, за исключением гомогенных, до сих пор не отработаны на практике.

Перспектива
Как отмечалось выше, в начале атомной эры совпадение ряда объективных и субъективных факторов привело к уходу ядерной отрасли в сторону от ториевого цикла. Со временем их пути расходились все больше; в частности, во многих странах сложилась модель атомной энергетики, конкурентоспособная с другими видами генерации и обеспеченная сравнительно дешевыми и, как казалось, далекими от исчерпания источниками поставки топлива. Более того, государства, строившие планы замыкания ЯТЦ в будущем, также экспериментировали преимущественно с уран-плутониевым циклом, не включавшим использование тория. Переводу части отрасли на ториевые рельсы стали мешать не только и не столько технические, сколько экономические соображения: подобный поворот потребовал бы огромных инвестиций в НИОКР и коммерциализацию, а также времени, измеряемого многими десятилетиями, на наработку ²³³U в значимом для отрасли количестве. Зачем нужны такие затраты времени и денег, если сформировались вполне работоспособные технологии применения природных изотопов урана и получаемого с их помощью плутония?

В наше время ситуация меняется, хотя переоценивать эти изменения пока не стоит. Повышению интереса к торию способствует постепенный сдвиг приоритетов атомной энергетики, наблюдаемый с конца XX века: в добавление к экономической целесообразности ядерной генерации, поставленной во главу угла ее развития в период бума строительства АЭС (примерно с середины 1960-х до первой половины 1980-х), в последние десятилетия на передний план все больше и больше выдвигаются вопросы безопасности, обращения с радиоактивными отходами, нераспространения ядерного оружия и в отдельных случаях — экономии ядерного топлива. А как раз в этих вопросах торию есть что предложить (см. Табл. 1). К тому же на фоне развития технологий в атомной и многих других областях, а также накопления отраслевого опыта некоторые проблемы применения ториевого цикла уже не выглядят столь трудноразрешимыми, как в послевоенные десятилетия.

Этим объясняется некоторое оживление «ториевых» НИОКР во многих странах в нынешнем веке. Среди инициатив последнего десятилетия можно выделить, например, упомянутые канадские и канадско-­китайские НИОКР по внедрению тория в тяжеловодных реакторах и проект норвежской Thor Energy; планы Areva (ныне Framatome и Orano) и Solvay, которые до распада Areva объявили о совместных исследованиях по ториевому циклу для возможного дополнения им хорошо развитого во Франции уран-плутониевого цикла (на хранении у Solvay находится большая часть французских запасов тория — 8,5 тыс. тонн). Для большинства современных проектов, касающихся ториевого цикла, характерны несколько особенностей, отличающих их от ранних исследований по торию; в частности, они остаются в фазе концептуальных, теоретических разработок или на ранних стадиях НИОКР; в сравнительно редких случаях натурных испытаний осуществляется лишь частичная, очень ограниченная загрузка активной зоны торийсодержащим топливом (в виде тестовых таблеток, единичных твэлов или специальных, редко полноразмерных, сборок); применение обычного урана и плутония, как правило, отвечает современным требованиям нераспространения, что заведомо ограничивает возможности этих работ по сравнению с проводившимися в 1950—1970-х годах. Иными словами, большинство проектов пока далеки от воплощения полного ториевого цикла «в железе». Исключение составляют отдельные государства, которые всерьез нацелились на освоение тория и предпринимают практические шаги для внедрения нового ЯТЦ. Среди них стоит выделить Индию и Китай.

Особое место тория в атомной стратегии Индии объясняется совокупностью нескольких факторов. В этой стране скромные геологические ресурсы урана и в то же время богатые запасы тория (первое место в мире: около 12,5 млн тонн монацита, из которого можно получить ~1 млн тонн ThO₂) совпали с многолетним эмбарго международного сообщества в отношении поставки Индии ядерных технологий и материалов, включая уран. Оказавшись с середины 1970-х годов на голодном пайке в отношении уранового сырья (индийские АЭС десятилетиями работали с хронической недогрузкой для обеспечения отечественным ураном военной промышленности), Индия следовала плану, сформулированному еще до блокады и призванному в отдаленном будущем обеспечить сырьевую независимость ее атомной индустрии. Хотя с конца 2000-х годов блокада была постепенно снята, Нью-­Дели по большому счету сохраняет приверженность плану, предполагающему широкое применение тория. Оригинальная атомная стратегия этого государства предусматривала создание в долгосрочной перспективе замкнутого ядерно-­топливного цикла в три стадии.

На первой, на которой страна пребывает в настоящее время, осуществляется наработка плутония в тяжеловодных реакторных установках совокупной мощностью в несколько десятков гигаватт (действующий парк — около 5 ГВт, но он интенсивно расширяется). Тяжеловодные реакторы, ведущие свою родословную от канадских конструкций, традиционно составляют основу атомного парка Индии, включая энергетические и исследовательские реакторы.

На второй стадии полученный таким образом плутоний и обедненный уран используются, соответственно, в топливе и в зонах воспроизводства реакторов на быстрых нейтронах, где постепенно нарабатывается основная часть плутония для поддержания и расширения парка быстрых РУ и использования реакторами третьей стадии. Кроме того, в быстрых РУ применяется торий и синтезируется ²³³U, который в отдаленной перспективе должен стать основным топливом реакторов третьей стадии. Строительство и ввод в эксплуатацию демонстрационного реактора на быстрых нейтронах промышленного уровня мощности (тепловая/электрическая 1250/500 МВт) затянулось и продолжается уже 17 лет. Индия планирует создать парк быстрых РУ в сотни гигаватт.

На третьей стадии применяются прежде всего тяжеловодные реакторы нового поколения, принципиально отличные от действующих, работающие в равновесном цикле в первую очередь на ²³³U и в меньшей степени — на плутонии и осуществляющие воспроизводство ²³³U. Это позволит в течение длительного времени сформировать парк таких РУ, превосходящий другие типы реакторных установок. Разработка проекта первого тяжеловодного реактора нового типа под аббревиатурой AHWR формально завершилась в 2014 году. Он планируется вместе с пристанционным ядерно-­топливным циклом, обеспечивающим на одной площадке переработку ОЯТ, рефабрикацию и возврат наработанного делящегося материала в реактор; планируется также осуществлять рециклирование значительной доли облученного тория. Переход Индии на ториевый ЗЯТЦ с подобными и, возможно, другими типами РУ предполагается не ранее последней четверти XXI века.

Эта стратегия сохраняет актуальность с рядом дополнений, учитывая, что в оригинальном виде она была сформулирована Дели в 1950-х годах. В частности, с появлением и расширением возможностей атомного импорта Индия решила постепенно включить в свой ядерный парк мощные (в 1,5 и более раз мощнее индийских тяжеловодных) легководные РУ зарубежных поставщиков, работающие на импортном уране, а также, возможно, отечественные PWR, разработка которых ведется. Хотя плутоний из ОЯТ этих реакторов предполагается использовать в качестве дополнения к получаемому в других РУ, все же ЛВР предназначены не столько для решения задач ядерно-­топливного цикла, сколько для утоления нарастающего электрического голода страны, занимающей третье место в мире по размеру экономики и практически равной Китаю по численности населения, а также для улучшения природоохранных и климатических характеристик электроэнергетики, в которой доминирует экологически «грязная» угольная генерация (70 лет назад таких задач просто не было). Пионерами среди ЛВР в индийской атомной энергетике стали российские реакторы ВВЭР, первые экземпляры которых действуют на АЭС «Куданкулам».

Еще одно дополнение к оригинальной стратегии заключается в том, что Индия стала рассматривать иные реакторные концепции, помимо перечисленных выше, в качестве подспорья тяжеловодным РУ третьей стадии; они тоже должны участвовать в ториевом цикле. Речь идет в первую очередь о высокотемпературных и подкритических реакторах с ускорителем. В частности, в рамках высокотемпературного направления разрабатывающий эту концепцию Атомный исследовательский центр им. Хоми Бабы предполагает два вида жидкосолевых реакторов (твердотопливный IHTR и бридер IMSBR с расплавносолевым топливом и онлайн-­переработкой), а также экспериментальный реактор CHTR (это канальная твердотопливная конструкция мощностью 5 МВт (т) на промежуточных нейтронах, в которой предполагаются замедлитель из оксида бериллия и теплоноситель на основе свинцово-­висмутовой эвтектики). С помощью высокотемпературных РУ Индия рассчитывает не только повысить эффективность третьей стадии своего ЯТЦ, но и ускорить формирование рынка водорода, необходимого для замещения в топливно-­энергетическим балансе части дефицитного в этой стране жидкого и газообразного органического топлива, спрос на которое стремительно растет.

Если второе упомянутое дополнение будет реализовано в достаточном масштабе, это может привести к корректировке изначальной атомной стратегии Индии, не меняющей, а скорее усиливающей ее принципиальную суть — максимальное использование энергопотенциала тория. Включение в эту концепцию большого парка жидкотопливных ЖСР‑бридеров и ADS может повысить коэффициент воспроизводства в реакторном цикле и снизить потери при переработке ОЯТ до результирующего уровня, который в отдаленной перспективе обеспечит уверенное замыкание ториевого цикла в рамках третьей стадии ЯТЦ, сделав ее действующие реакторы самодостаточными, не нуждающимися в поступлении делящегося материала извне — из первых стадий или добычи урана. Хотя благодаря этому снизятся требования к быстрым реакторам, вряд ли это приведет к сокращению планов их внедрения: способность РУ этого типа нарабатывать высококачественный плутоний, очевидно, найдет применение, в том числе вне гражданского сектора атомной отрасли Индии.

Между тем при подготовке к следующим этапам своей ядерной программы Индия приобрела значительный опыт в обращении с топливом, содержащим торий и ²³³U, его изготовлении, переработке ОЯТ, обращении с РАО. Торийсодержащее топливо облучалось во многих реакторах: в легководной твердотопливной и гомогенной критсборках Purnima‑3 и Purnima‑2, больших тяжеловодных исследовательских реакторах Cirus и Dhruva, в быстрой критсборке Purnima‑1 и исследовательском реакторе на быстрых нейтронах FBTR, на критическом стенде AHWR и в тяжеловодных энергетических реакторных установках разных блоков АЭС «Раджастан», «Какрапар», «Кайга». В стране была создана экспериментальная переработка (на площадках атомных исследовательских центров им. Хоми Бабы и им. Индиры Ганди) получаемого из реакторов ОЯТ с содержанием ²³²U в уране до сотых долей процента; экстрагированный ²³³U применялся, в частности, в топливе Purnima‑2, Purnima‑3 и в исследовательском микрореакторе Kamini. В последнем не применялся торий, однако в качестве топлива он использовал исключительно ²³³U, оставшись к началу нынешнего века единственным в мире реактором, работающим на этом искусственном изотопе.

Внимание к торию в Китае обусловлено несколькими причинами. Огромный и быстро нарастающий масштаб китайской атомной энергетики, ставшей в последние годы третьей в мире, вступает в противоречие со сравнительно скромными ресурсами урана и отсутствием промышленных мощностей, обеспечивающих замыкание в гражданском уран-плутониевом цикле. В результате страна, чей мощный и также растущий военный комплекс имеет собственные потребности, сильно зависит от зарубежных источников урана. Торий, ресурсы которого в Китае превосходят урановые, может стать хорошей альтернативой нынешней модели роста атомной индустрии, а кроме того, позволит сдержать стремительное увеличение объема долгоживущих радиоактивных отходов.

Пекин рассматривает освоение ториевого цикла с нескольких направлений, среди которых — упомянутая программа развития тяжеловодных реакторов при участии опытной в этих вопросах Канады, а также разработка семейства жидкосолевых реакторов собственной конструкции.

В КНР с 2011 года под эгидой Китайской академии наук (КАН) осуществляется программа создания сразу нескольких, очень различающихся концепций ЖСР, которые роднит одно — использование элементов ториевого цикла. В 2013 году ториевые ЖСР были включены в перечень приоритетных энергетических технологий будущего, пользующихся наибольшей государственной поддержкой. Программа Thorium Molten Salt Reactor (TMSR), за которую в качестве головного разработчика технологии отвечает Шанхайский институт прикладной физики (SINAP) КАН, предусматривает два главных конструктивных направления, в рамках каждого из которых планируются разные реакторы.

TMSR-LF — реакторы с жидким топливом и теплоносителем на основе солей галогенов, в том числе фтора для тепловых реакторов и хлора —для быстрых ЖСР. Тепловые реакторы, создаваемые в рамках TMSR-LF, переняли некоторые черты ЖСР, заложенные в американском проекте MSBR.

TMSR-SF — реакторы с расплавносолевым теплоносителем и твердым топливом, подобным применяемому в китайских ВТГР, однако включающему, помимо урана, торий. TMSR-SF (как и упомянутый выше индийский проект IHTR) — это разновидность усовершенствованных высокотемпературных реакторов (Advanced High Temperature Reactor -AHTR) или высокотемпературных реакторов с расплавносолевым теплоносителем на основе фтористых солей металлов (Fluoride saltcooled High-temperature Reactor — FHR), проекты которых появились в ряде стран еще до китайской программы (в частности, похожая концепция была предложена в 2006 году Калифорнийским университетом в Беркли). Эта конструкция — одна из двух концепций ЖСР, развиваемых в рамках GIF.

О некоторых характерных особенностях этих реакторов см. Справку 3.

TMSR-SF считается более понятной технологией, ключевые звенья которой так или иначе отработаны на практике. Поэтому данное направление планируется развивать быстрее. Что касается TMSR-LF, то, учитывая, что полное замыкание ториевого ЯТЦ в пределах одного ЖСР до сих пор в мире существует только в теории и требует доработки целого ряда вопросов, ЗЯТЦ с реакторами этого типа будет разворачиваться поэтапно. На первом этапе система контроля состава топлива в ЖСР будет разомкнута: из первого контура планируется удалять шлаки, примеси и значительную часть наработанного делящегося материала (первоначально в форме ²³³Pa), однако последний не будет возвращаться в топливную соль в режиме реального времени. В то же время планируется создание отдельного от реактора, не связанного с его текущим функционированием комплекса глубокой переработки, куда будут поступать ОЯТ, удаленные из ЖСР по итогам топливной кампании, длящейся для TMSR-LF до 10 лет. В отличие от гидрометаллургической переработки ториевых ОЯТ наподобие THOREX, созданных ранее в ряде стран, на этом комплексе будут использоваться безводные пирометаллургические технологии.

На втором этапе должно быть отрабатано соединение «онлайн" — и «офлайн"-звеньев: на переработку начнут поступать партии топлива из функционирующего реактора, также периодически в активную зону будут возвращаться порции полученного делящегося и фертильного материалов; на этом этапе ЖСР будет получать 30−40% энергии от опосредованного использования тория. На третьем этапе реакторное и перерабатывающее звенья будут максимально синхронизированы, а в реактор помимо регенерата начнут периодически подаваться для утилизации минорные актиноиды, в том числе полученные на отдельных мощностях по переработке ОЯТ легководных РУ, которые планируются Китаем.

Предполагается постепенно масштабировать реакторные технологии в рамках каждого направления: от создания первых экспериментальных ЖСР (в настоящее время) до строительства демонстрационных (до начала 2030-х годов) и затем — коммерческих реакторов нескольких разрабатываемых конструкций, как малых (тепловой мощностью 100−400 МВт), так и РУ производительностью свыше 2−3 ГВт (т) с электрическим КПД 45% и выше. Сооружение первого экспериментального TMSR-LF тепловой мощностью 2 МВт на новой площадке SINAP в муниципалитете Увэй в центре провинции Ганьсу находится в завершающей стадии; он, очевидно, станет третьим в истории функционирующим ЖСР с расплавносолевым топливом и первым из таких реакторов, реализующим полный цикл ²³²Th-²³³U.

Коммерческие TMSR-SF будут использовать торий, но работать в открытом ЯТЦ. Их основной специализацией станет поставка энергии: электричества и тепла для опреснения и высокотемпературных процессов, таких как производство водорода или, например, метилового спирта. Для TMSR-LF будет осуществляться постепенное замыкание ториевого ЯТЦ: в перспективе всё бóльшая доля энергии РУ будет генерироваться на наработанном ²³³U. Помимо энергетических приложений, важным назначением TMSR-LF станет утилизация младших актиноидов. Особенно перспективными для строительства ториевых ЖСР считаются некоторые внутренние районы КНР с дефицитом водных ресурсов, где до сих пор атомная энергетика не применялась (площадка первого строящегося TMSR-LF выбрана в районе с количеством осадков примерно в пять раз меньше, чем в средней полосе Европейской России). Не случайно для конденсации в таких реакторах планируется применять сухие градирни и в качестве варианта рассматривается использование цикла Брайтона, который позволит обойтись без применения воды в том числе и в турбинном острове.

Итак, при сегодняшней ситуации в атомной энергетике нет неоспоримых аргументов в пользу необходимости глобального внедрения ториевого цикла, однако он может получить развитие на локальном уровне — в отдельных государствах, имеющих для этого особые причины или возможности. Развитие ЯТЦ с торием приобретет особый смысл в случае расширения мировой атомной энергетики, основанной на делении тяжелых ядер, и возникновения при этом дополнительных трудностей с широкомасштабным внедрением быстрых реакторов, а также при дальнейшем значительном удорожании проектов хранения и окончательной изоляции РАО и ОЯТ, возможном как из-за технических проблем, так и вследствие ужесточения регулирования.

Впрочем, нельзя сбрасывать со счетов шансы на появление во второй половине столетия эффективной термоядерной энергетики. В этом случае нынешние взгляды на возможные пути развития ядерно-­топливного цикла, саму необходимость его замыкания в корне изменятся.