УДК 553.493.6 + 621.039.5 © Коллектив авторов, 2012 Торий ñ ... · 2012-05-28 · Рациональное освоение недр №1 2012 Таблица

30 МИНЕРАЛЬНО−СЫРЬЕВАЯ БАЗА

Введение

Ход развития современной энергетики показывает,что в ближайшем будущем ведущая роль в формирова-нии ее сырьевой базы постепенно перейдет к твердымполезным ископаемым (ТПИ) – каменному углю и ру-дам радиоактивных элементов. Эти оценки основанына том, что естественная среда обитания уже не в со-стоянии справиться с негативными последствиямитехногенного воздействия. Традиционный способ по-лучения энергии из углеводородного сырья, возможно,вскоре приведет к тому, что количество выбросов несможет компенсироваться саморегуляцией в экологи-ческих системах. Несмотря на то, что сроки полногоисчерпания рентабельных эксплуатируемых запасовнефти и газа, по всей видимости, отодвигаются на не-сколько десятилетий, неизбежное удорожание их до-бычи станет еще одним лимитирующим фактором вкрупномасштабном использовании этих ресурсов.Сказанное означает, что ключевым компонентом вэнергосистемах завтрашнего дня должны стать атом-ные электростанции (АЭС). В настоящее время их до-ля в энергобалансе составляет почти 16 %, а в некото-рых странах (например, во Франции) ядерная энерге-тика уже является базовой отраслью, поскольку про-изводит более половины электроэнергии.

Вместе с тем практика эксплуатации современныхэнергоблоков, работающих на основе открытого уран-плутониевого топливного цикла, продемонстрировала,что в существующем виде они исчерпали перспективысвоего развития не только по экологическим и инже-нерно-техническим, но и по экономическим показате-лям. В частности, по оценкам экспертов, к 2010 г.на всех АЭС мира было наработано более 300 тыс. тоблученного топлива, содержащего около 3 тыс. т плу-тония [25]. По сути, это означает, что ядерная энерге-тика отправляет на захоронение больше радиоактив-ности, чем извлекается из недр. Кроме того, за послед-ние десятилетия (1979–2011 гг.) прямой и косвенныйущерб от тяжелых аварий на АЭС оказался соизмери-мым с суммарными инвестициями в эту отрасль

[27, 34]. Эти и многие другие негативные факторы при-вели к тому, что начиная с конца 70-х годов прошлогостолетия ядерная энергетика стала объектом нарас-тающей критики (часто не вполне обоснованной икомпетентной) со стороны общественных экологиче-ских организаций и СМИ. В результате правительстваряда государств (Швеции, Италии, Бразилии, Герма-нии) были вынуждены существенно сократить своиядерные программы или даже полностью отказаться отних, вернувшись к традиционной энергетике либо пе-реключившись на импорт электроэнергии и дополни-тельно инвестируя в технологии на основе возобнов-ляемых источников. В странах, которые не отказалисьот использования ядерной энергетики, в этой ситуа-ции возрождается интерес к использованию уран-то-риевого топливного цикла. Он широко испытывался«на заре» атомного века в исследовательских реакто-рах, пока не выяснилась его бесперспективность васпектах военного применения. Что же касается ис-пользования тория в энергетике, то, по общему мне-нию специалистов, он способен устранить многие не-гативные эффекты уран-плутониевого цикла: повы-сить безопасность эксплуатации реакторов, сократитьоборот оружейных ядерных материалов и упроститьконтроль над ним, эффективно утилизировать потен-циально опасные радионуклиды непосредственно впроцессе сжигания топлива, минимизировать потреб-ление природного сырья.

Проблемы энергетики и использование тория

В мировой практике торий фактически остается не-востребованным, хотя его использование в ядернойэнергетике неоднократно рассматривалось Междуна-родным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ),при котором был специально создан Технический ко-митет по внедрению ядерного топлива на основе то-рия. Задачей Комитета являлось изучение состояниямировых ресурсов тория, активизация дальнейших ис-следований в области технологии тория в различных

ISSN 2219–5963

Торий ñ перспективный сырьевой ресурсатомной энергетики

УДК 553.493.6 + 621.039.5 © Коллектив авторов, 2012

Г. А. Пелымский 1, д-р геол.-минерал. наук, ведущий научный сотрудник

В. М. Котова 2, д-р геол.-минерал. наук, ведущий научный сотрудник

П. А. Чехович 1, д-р геол.-минерал. наук, зав. сектором[email protected]

И. М. Капитонов 1, проф., д-р физ.-мат. наук

Даны обобщенный анализ сырьевых источников тория в мире и харак-теристика минерально-сырьевой базы тория в России. Рассмотренывозможности его использования в атомной энергетике применительнок реакторам разных типов. Дан краткий обзор технологий переработкиторийсодержащих руд, извлечения тория из различных видов минераль-ного сырья. Освещен опыт фабрикации топлива на основе тория. При-ведены примеры мировой практики использования тория на АЭС.Ключевые слова: торий, торийсодержащие месторождения, извлечениетория, монацит, лопарит, уран, атомная энергетика, реакторы ядерные,термоядерные, гибридные, топливный цикл, МАГАТЭ.

1 Московский государственный университет имени М. В. Ломоносова 2 ОАО ВНИИХТ

31МИНЕРАЛЬНО−СЫРЬЕВАЯ БАЗА

типах реакторов, проведение фундаментальных иссле-дований в области производства и воспроизводстватоплива на основе тория [22, 23, 31, 32, 35, 39, 43].

Многие из государств – членов МАГАТЭ распола-гают значительными по объему ториевыми ресурсами,превышающими запасы урана. Торий как энергетиче-ское сырье может значительно увеличить общий по-тенциал ядерной энергетики [6, 9]. В настоящее времяинтерес к торию как возможному ресурсу развитияатомной энергетики возобновился. Это выразилось вувеличении количества научных разработок по освое-нию тория в целом – начиная от оценки сырьевой ба-зы и заканчивая экономикой его использования.

Оценка значимости тория для атомной энергетикии масштабов его освоения включает решение следую-щих вопросов: разработку базового варианта развитияатомной энергетики; определение места ториевоготоплива в ее структуре; прогноз потребностей в торие-вом топливе; оценку состояния сырьевой базы и воз-можностей удовлетворения потребностей; совершен-ствование технологий переработки сырья и полученияконечного продукта.

Развитие российской ядерной энергетики плани-ровалось по нескольким возможным вариантам. В бу-дущем ее доля в энергетических системах страны мо-жет достигнуть 30 % их общей мощности. Декларируе-мые запасы урана позволяют ядернойэнергетике России использовать теп-ловые реакторы до середины XXI в.После 2030 г. запланирована их заме-на более совершенными, но и болеедорогостоящими реакторами набыстрых нейтронах (БН). В то же вре-мя вовлечение тория как ядерноготоплива и использование 233U позво-ляет продлить жизненный цикл теп-ловых реакторов. По расчетам спе-циалистов, реакторы типа ВВЭР (во-до-водяной энергетический реактор)современной конструкции не в со-стоянии обеспечить себя изотопом233U (аналог плутония в ториевомтопливном цикле),поскольку расходу-ет большое количе-ство плутония напроизводство 233U.Поэтому предпола-галось, что быстрыереакторы должнывзять на себя такжефункции подпиткисистемы изотопом233U [6, 9].

Разработать рекомендации по конкретным типамреакторов для реализации ториевого цикла в долго-срочной перспективе сложно. Простейшим решениемявляется использование уже освоенных в СНГ типовреакторов (ВВЭР, БН). Однако за рубежом уже разра-ботаны и реализованы на практике реакторы, предна-значенные специально для использования ториевоготоплива (табл. 1–3).

По сумме технических показателей и экономиче-ским данным необходимо проанализировать системыиных типов реакторов. Весьма важной представляетсяразработка реактора на 233U–Th топливе, обладающегоулучшенными характеристиками по воспроизводству итребуемыми уровнями безопасности и экономичности.Специалистами Физико-энергетического институтаим. акад. А. И. Лейпунского (ФЭИ) разработаны сце-нарии начального вовлечения тория в ядерно-энерге-тическую систему России, показывающие, что при-влечение быстрых реакторов для наработки делящегосяизотопа 233U позволит полностью решить задачу созда-ния сбалансированной энергетики [5, 7].

При замыкании топливного цикла на 233U–Th нуж-но ориентироваться на автоматизированное (дистан-ционное) получение топлива. По-видимому, линии поизготовлению топлива на основе 233U могут базиро-ваться на решениях, принимаемых для производства

Рациональное освоение недр №1 2012

Таблица 1. Легководные реакторы, работавшие с ториевым топливом на АЭС в США [5]

АЭС, реактор

Тип реактора по классификации

МАГАТЭ

Мощность(тепл/эл.), МВт

ТопливоПериод работы

Elk River BWR 60/24 ThO2 – UO2 (93 % обог. U) 1964–1968

Indian Point PWR 615/285 ThO2 – UO2 (93 % обог. U) 1962–1974

LWBR PWR 237/60 ThO2 – 233UO2 1977–1982

Таблица 2. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (HTGR), работавшие сториевым топливом* на АЭС в США и Западной Европе [9]

АЭС, реакторМощность

(тепл/эл.), МВт

Температура гелиевоготеплоносителя, °С (вход/выход)

Период работы

Экспериментальные реакторы

Dragon, Англия 20/0 350/710 1966–1975

Peach Bottom, США 115/40 377/750 1967–1974

AVR, Германия 46/15 270/950 1968–1988

Реакторы-прототипы

Fort St. Vrain, США 837/330 400/785 1976–1989

THTR, Германия 750/300 270/750 1985–1989

*Топливный сердечник микросфер – (Th–U)O2.

Таблица 3. Основные топливные характеристики российских реакторов при использовании ториевого топлива [6]

Тип реактораПодпитка

плутонием,т/год

Ежегодная выдача

233U+233Pu, т/год

Содержание232U в

выгружаемомуране, ррт

Подпитка 238U, т/год

Ежегодный возврат Pu, т

Реакторы-наработчики 233U

БН-800 с Th в боковом экране 1,86 0,18 –100 1,79

ВВЭР-1000 на PuO2–ThO2 топливе 1,8 0,29 –3300 0,95

Реакторы-потребители 233U

ВВЭР-1000 на 233UO2–ThO2 топливе 0,48 –3000 0,85

ВВЭР-1000 на 233UO2–238UO2 топливе 0,11 –3000 0,61 0,26

ВВЭР-1000 на 233UO2–PuO2–238UO2 топливе* 0,36 0,11 –3000 0,40 0,37

*C оружейным плутонием.


топлива из энергетического плутония, но техническиеи экономические проработки этого вопроса пока недо-статочны. В сложившейся ситуации специалисты ис-ходят из предположения, что весь природный торий(232Th) должен расходоваться на создание начальныхзагрузок и подпитку активных зон или зон воспроиз-водства реакторов. Учитывая эпизодический характерперегрузки топлива и установленный регламентом 30-летний срок эксплуатации реактора, можно оценитьмаксимальное ежегодное потребление тория в легко-водных реакторах в пределах 13 тыс. т. Анализ такжепоказал, что все варианты с переходом ядерной энер-гетики на режим самообеспечения с применением фи-зически безопасных реакторов могут быть реализованыс использованием тория в качестве дополнительноготоплива в сочетании с утилизируемым плутонием [6, 9].

Складские запасы энергетического тория в нашейстране никогда не создавались. Не существует и сырь-евой базы тория с утвержденными по промышленнымкатегориям запасами, сопоставимыми по степени го-товности с урановыми или редкометалльными, так какв течение более чем 40 лет, т. е ни в советское время,ни в более поздние годы, не проводились специальныепоисковые и поисково-разведочные работы на торий[2, 3, 24, 35–38]. В то же время практически все редко-металльные месторождения являются комплекснымиториеносными. Использование тория в качестве ядер-ного горючего не потребует создания отдельной инду-стрии по добыче и переработке природного и техно-генного сырья, если для переработки будут использо-ваны руды с оптимальным соотношением тория и ред-ких металлов (TR). Это снимет многие экологическиепроблемы, связанные с процессами добычи на место-рождениях радиоактивных элементов.

Формы нахождения в природе.

Основные рудные минералы

Торий (лат. Thorium) – радиоактивный элемент IIIгруппы периодической системы Менделеева, первыйчлен семейства актиноидов, химический символ Th,

атомный номер 90, атомная масса 232,038. Торий былоткрыт в 1828 г. И. Я. Берцелиусом в сиенитах Норве-гии и назван по имени бога грома в скандинавской ми-фологии – Тора. Природный торий состоит практиче-ски из одного долгоживущего изотопа 232Th, которыйявляется родоначальником одного из радиоактивныхрядов и имеет период полураспада 1,39×1010 лет. Ко-нечный продукт естественного радиоактивного распа-да тория – изотоп свинца 208Pb.

По химическим свойствам торий близок к элемен-там IV группы периодической системы (Ti, Zr, Hf). С другой стороны, он принадлежит группе актиноидови присутствует в качестве примеси более чем в 100 ми-нералах. Наиболее характерными концентраторамитория являются монацит (3,5–10 %), ортит, титанаты,сфен, апатит. В небольших количествах торий присут-ствует в цирконе. По величине заряда и ионного ра-диуса торий очень близок к урану (U4+, ri = 0,89 Å), чтообъясняет их частое совместное нахождение в породахи минералах.

Торий является типичным литофильным элементоми встречается в природе только в кислородных соеди-нениях (окислах, силикатах, фосфатах, карбонатах,фторкарбонатах) с преобладающим ионным типом свя-зи. Торийсодержащие минералы в своем большинствеустойчивы в зонах окисления, поэтому в экзогенныхусловиях образуют промышленно значимые месторож-дения. Значительные содержания тория (до 13 %по массе) наблюдаются в сложных окислах титана,тантала, ниобия (пирохлор, эшинит, эвксенит, самар-скит, чевкенит и др.). Важнейшие собственные мине-ралы – торит (содержание металла – до 77 %) и торио-нит (45–93 %).

Торий – характерный элемент верхней части зем-ной коры: гранитного слоя и осадочной оболочки, гдеего среднее содержание составляет, соответственно,1,8×10–3 и 1,3×10–3 % по массе. В земной коре его мас-совая доля равна 8×10–3 % – это примерно столько же,сколько свинца, и в несколько раз больше, чем урана.Торий – сравнительно слабомигрирующий элемент: восновном он участвует в магматических процессах, на-капливаясь в гранитах, щелочных породах и пегматитах.Его способность к концентрации слабая. Особенно ма-ло тория в природных водах: в пресной – 2×10–9 %,в морской – 1×10–9 %. Он очень слабо мигрирует вбиосфере и гидротермальных процессах.

Общая характеристика месторождений

и состояние запасов тория

Торий извлекается в качестве попутного компонентаиз комплексных полиметаллических руд обычно со-вместно с Nb, Ta, Zr, U, TR. Его содержание в этих рудахколеблется от сотых до десятых долей процента. Место-рождения тория имеют в основном осадочное, осадоч-но-метаморфогенное, гидротермальное и скарновое

ISSN 2219–5963

Черные пески – пляжевая россыпь монацита на берегу Индий-ского океана. Индия, шт. Керала. Фото Yvon Maurice (Источник: http://www.panoramio.com/)


происхождение. В настоящее времяосновным источником тория являют-ся монацитовые россыпи (морские иконтинентальные). Крупнейшие при-брежно-морские россыпи имеются вИндии (среднее содержание монаци-та в песках 0,75 %) и Бразилии (от 2 до5 %). Самое известное месторождениеураноторианита находится на о. Ма-дагаскар. Мировые запасы тория (до-ступные для добычи) составляют 1,2 млн т. (табл. 4)

Концентрации монацита в россы-пях выявлены в Украине (на юге До-нецкой области монацит добывают изтитаноциркониевых россыпей [17]), и в России.

На территории России активнаядобыча ториевых руд началась послеокончания Великой Отечественной войны. В 1946 г.постановлением советского правительства в Мини-стерстве цветной металлургии СССР было создано спе-циализированное управление, задачей которого явля-лось руководство предприятиями по добыче ториевыхруд, получению оксида и металлического тория для на-работки изотопа 233U в специальных ядерных реакто-рах. Проект предусматривал выплавку 70 т металличе-ского тория к середине 1949 г. и производство солей то-рия до 130 т/год. В 1949 г. в Алданском районе Якутиина месторождении монацитовых песков с запасами то-рия более 1000 т была начата его добыча. В 1977 г. нахимико-металлургическом заводе в Красноярском краебыл создан участок по получению оксида тория и ме-таллического тория, а с 1985 г., после реконструкциизавода, освоен новый вид продукции – нитрат тория.

Запасы тория в странах СНГ на исходе прошлогостолетия в целом оценивались в 1,7 млн т. Часть этихресурсов (8,67 %) заключена в эндогенных месторожде-ниях, обычно комплексных, крупных и уникальных помасштабам, с массовой долей тория в рудах, как прави-ло, 0,01–0,1 %, редко – выше. Руды с содержанием от0,1 до 2 % и более составляли в балансе ресурсов 4,4 %.На долю урановых месторождений с торием, содержа-щих убогие и бедные торием руды, в общем балансеприходится 3,1 %. В комплексных погребенных рос-сыпях ресурсы тория составляют 5,8 %. Наряду с 241месторождением на территории стран СНГ учтеныеще 40 рудопроявлений с богатыми рудами, но невы-ясненными масштабами оруденения.

Возможным источником получения тория в Россииявляются и печально известные монацитовые концент-

раты, более 50 лет хранящиеся наскладах предприятия ОГУ «УралМо-нацит»*, расположенных в 12 км от г. Красноуфимска (Свердловскаяобласть). Этот объект – своего родапамятник бесхозяйственности совет-ской эпохи. Концентрат доставлялсясюда с месторождений России, Мон-голии, Китая и Вьетнама и складиро-вался в бревенчатых пакгаузах по-стройки 1941–1942 гг. (ранее в ниххранились стратегические запасыпродовольствия), находившихся в ве-дении Главного управления матери-альных резервов Совмина СССР.Всего в 19 деревянных и в 4 дополни-тельно построенных металлическихскладах хранится 82 тыс. т концент-рата (около 800 партий концентрата,

несколько отличающихся по химсоставу). Первона-чально его предполагалось использовать для нуждатомной промышленности, но выбор уран-плутоние-вого цикла привел к утрате интереса к монациту, и оценнейшем продукте надолго забыли. После 1991 г.,когда Россия вместе с сырьевыми источниками редко-земельных элементов (РЗЭ) потеряла также часть пред-приятий, на которых это сырье перерабатывалось, пер-спектива красноуфимского монацитового резерва ока-залась еще более неопределенной.

В 1997 г. собственник концентрата – правительствоСвердловской области совместно с Минатомом Рос-сии приняло решение о создании комплекса по пере-работке монацита. Предполагалось, что специальносозданное акционерное предприятие в течение 20-лет-него периода переработает монацитовый песок, выде-лит и разделит РЗЭ, начнет производство продукции сиспользованием редкоземельных металлов (РЗМ), атакже произведет ториевое топливо для бридерного ре-актора БН-600 на Белоярской АЭС. Технология про-изводства в Красноуфимске предусматривала вскры-тие монацитового концентрата, разделение радио-активных элементов тория и урана, получение суммар-ного дезактивированного редкоземельного концент-рата, а также реабилитацию территории, где распола-гались склады с концентратом. В настоящее времяпрорабатывается вопрос о включении проекта по пе-реработке монацитового концентрата в ФЦП «Разви-тие производства редких и редкоземельных металловна 2012–2015 годы и перспективу до 2020 года» [8, 10,16], а также в технологическую платформу «Освоениесырьевых и техногенных источников, создание про-


Таблица 4. Мировые запасы тория,доступные для добычи, тыс. т [40, 41]

СтранаПо данным

USGS* (2010 г.)

По данным МАГАТЭ(2007 г.)

США 440 400

Австралия 300 489

Бразилия 16 302

Канада 100 44

Индия 290 319

Малайзия 45 –

ЮАР 35 18

Венесуэла – 300

Норвегия – 132

Египет – 100

Россия – 75

Гренландия – 54

Другиестраны

90 33

Всего 1300 2610

*United States Geological Survey – Геологи-ческая служба США.

* До 1994 г. хранилище в разные годы значилось как предприятие п/я 118, предприятие «Каменный пояс», филиал предприятия п/я 6572, филиал ком-бината «Победа» Госкомрезерва РФ.

изводственных мощностей редкозе-мельной и редкометалльной продукциив Российской Федерации». Проект попереработке складских запасов мона-цитового концентрата является важ-ным составным элементом Уральскоготехнологического кластера по получе-нию и применению РЗМ, создаваемогоМинистерством промышленности инауки Свердловской области. Разра-ботка проекта ведется совместно сУральским отделением РАН, Ураль-ским федеральным университетом,ГУП СО «УралМонацитТехно» и Гос-корпорацией «Росатом» [26]. Предполагается также,что красноуфимский монацит может найти примене-ние в производстве на территории особой экономиче-ской зоны (ОЭЗ) «Титановая долина» под ВерхнейСалдой. Переговоры по проекту создания комплексапо переработке монацитового концентрата на терри-тории ОЭЗ уже ведутся с потенциальными партнерамииз Японии, США, ряда европейских стран. При этомв числе продуктов переработки этого сырья указы-ваются не только РЗМ, пользующиеся высоким спро-сом на мировом рынке, но и ториевый концентрат какстратегический ресурс для развития атомной энерге-тики на быстрых нейтронах [4].

Состав монацитового концентрата (рис. 1) изучалсяминералогами Уральского отделения РАН. Было уста-новлено, что средняя объемная доля монацита в кон-центратах составляет 78–97 %. Концентрат в среднемсодержит до 7,8 % ThO2 и следующие РЗМ (%): La (13),Ce (23), Pr (3), Nd (11), Sm (1), Eu (0,1), Gd (0,6), Tb(0,4), Dy (0,2), Ho (0,05), Er (0,2),Tu (0,05), Yb (0,03), Lu(0,05), Y(0,8). Общим для всех изученных разновидно-стей монацита является преимущественно цериевыйсостав лантаноидов. Содержания изоморфных приме-сей тория как в пределах зерен, так и в разновидностях

монацита оказались весьма изменчи-выми. Вместе с содержанием тория ме-няются и содержание кремния, чтосвязано с изоморфизмом монацита ихаттонита Тh[SiO4]. Были выявленытакже зональное строение кристалловпо содержанию ТhO2 и тенденцияуменьшения содержания тория к пери-ферии кристаллов. Высокие концент-рации ТhO2 (массовая доля до 25 %) иSiO2 (до 4,25 %) на локальных участкахобусловлены вростками хаттонита [16].

В связи с опасностью неблагопри-ятного воздействия на окружающую

среду в 2005 г. над обветшавшими хранилищами мона-цитового концентрата началось сооружение металли-ческих ангаров. В настоящее время ангары сданы вэксплуатацию, вокруг территории возведено бетонноеограждение, устроены контрольно-пропускные пунк-ты, по периметру объекта установлена система сигна-лизации и видеонаблюдения.

Промышленные типы месторождений тория

и основные эпохи металлонакопления

Месторождения тория, как правило, комплексные:ториево-редкоземельные, ториево-редкометалльные,ториево-редкометалльно-редкоземельные, ториево-урановые. Среди них выделяются несколько типовсобственно ториевых, составляющих три генетическиегруппы [35]. Первая включает две рудные формации:ториево-редкоземельно-редкометалльную в агпаитовыхнефелиновых сиенитах натровой линии и ториево-ред-кометалльно-редкометалльную (с ураном) в карбонати-тах и метасоматитах щелочно-ультраосновных ком-плексов. Во вторую группу входят четыре формации:редкоземельно-ураноториевая в кварц-полевошпатовыхметасоматитах калиевой линии, ториево-редкоме-талльная в кварц-полевошпатовых метасоматитах нат-риевой линии, цирконий-торий-фосфорно-урановая в

эйситах и карбонатных метасоматитах и то-рий-редкоземельная в барит-флюорит-карбо-нат-кварцевых гидротермалитах (метасома-тическая и жильная). Третья группа пред-ставлена двумя формациями, возникшими врезультате экзогенного разрушения и пере-отложения материала эндогенных месторож-дений: это главным образом современные при-брежно-морские россыпи и коры выветривания.

Ториевое рудообразование проявилось втечение докембрийского и фанерозойскогомегациклов в позднем протерозое, среднемпалеозое, верхнем палеозое-мезозое и в нео-ген-четвертичное время. Каждая из перечис-ленных эпох характеризуется своими веду-щими типами рудных формаций.


ISSN 2219–5963

Рис. 1. Монацит крупной фракциииз проанализированных партийконцентрата, отобранного в храни-лище ОАО «УралМонацит» [14]

Возведение защитного ангара над обветшавшим хранилищем монацитовогоконцентрата (Источник: www.monazit.ru)


Эндогенная геохимическая концентрациятория в истории геологического развития имеетдва максимума. Первый связан с раннепротеро-зойской гранитизацией и возникновением вы-сокоториевых гранитов на завершающих ста-диях. Этот этап характеризуется наибольшимколичеством рудопроявлений и накоплениемтория в акцессорных минералах, реже – в формесамостоятельных минералов. Ториевое эндоген-ное рудообразование сопутствует эпигенетиче-ским щелочным и субщелочным комплексам взонах тектономагматической активизации, ко-торые закономерно эволюционировали в на-правлении литофильной и щелочнометалльнойдифференциации, существенно обогащаясь то-рием. Его ресурсы в протерозойских месторож-дениях связаны преимущественно с метаморфо-генными калиевыми и натриевыми метасомати-тами. Второй максимум приходится на серединуфанерозоя (с девона по триас), когда сформиро-вались многочисленные месторождения торие-носных карбонатитов, альбититов и гидротер-мальных месторождений. По масштабам торие-вого оруденения пермо-триасовое время являет-ся ведущей ториеносной эпохой. Она представ-лена месторождениями в кварц-полевошпато-вых метасоматитах натриевой линии (в альби-титах) и в лопаритах плутогенного генезиса.Второй по значимости можно считать девон-скую эпоху, третьей – неоген-червертичную.

Проблемы освоения торийсодержащих

месторождений

Уровень изученности территории России истран СНГ в отношении тория значительно ни-же, чем в отношении урана. Ситуация, однако,не выглядит безнадежной благодаря тому, чтопри широком опоисковании территорий надругие полезные компоненты существует рядисточников накопления попутной информа-ции: в частности, широкомасштабные геологи-ческие, геофизические, технологические рабо-ты на уран и редкие металлы.

С 1956 г. во ВНИИХТ проводились систе-матические исследования по оценке как кон-кретных месторождений, так и общей сырь-евой базы тория, возможностей ее использова-ния в рамках программ по развитию ядернойэнергетики, выделению генетических и про-мышленных типов месторождений, созданиютехнологий переработки торийсодержащихруд, извлечению тория, конструированию теп-ловыделяющих элементов (ТВЭЛ) и другимпроблемам. Из учтенных на территории РФ то-рийсодержащих комплексных редкоземельных


1 5 9

2

3

4

6 10

7

8 12

11

Рис. 2. Схематическая геологическая карта и разрез месторождения Улуг-Танзек, расположенного в Юго-Восточной Туве, в северной части нагорья Сангилен (составлены с использованием данных геологоразведоч-ных работ):1 – четвертичные отложения; 2, 3 – кварц-альбит-микроклиновые метасоматиты:полислюдистые (2) и рибекитовые (3); 4 – субщелочные граниты и кварцевыесиениты позднего палеозоя-мезозоя; 5 – диориты и кварцевые диориты раннегопалеозоя; 6 – биотитовые и лейкократовые граниты позднего протерозоя; 7 –позднепротерозойские сланцы и гнейсы; 8 – позднепротерозойские мраморы имраморизованные известняки; 9, 10 – геологические границы: установленные(9) и предполагаемые (10); 11, 12 – разрывные нарушения: установленные (11)и предполагаемые (12)

1 2 3 4

8765

Рис. 3. Схематическая геологическая карта Кийского массива щелочныхпород (Енисейский кряж) [18]:1 – штокверковые зоны карбонатных прожилков с редкоземельной минерали-зацией; 2 – сиенит-порфиры с вкрапленностью карбонатов; 3 – нефелиновыесиениты; 4 – пироксеновые, амфибол-пироксеновые, нефелин-пироксеновые по-роды; 5 – кератофиры, кварцевые кератофиры, туфогенные породы; 6 – песча-ники, известняки, аргиллиты верхнего кембрия; 7 – гранитогнейсы, кристалли-ческие сланцы нижнего протерозоя; 8 – разрывные нарушения


месторождений и рудопроявлений ресурсы тория былиоценены на 180 объектах: это монацитовые россыпичетвертичного возраста, лопаритовые россыпи, эндо-генные редкоземельные месторождения и рудопро-

явления, а также комплексные монацит-цир-кон-ильменитовые третичные и более древниеископаемые россыпи. В результате проведен-ных работ прогнозные ресурсы тория в россы-пях на территории РФ оценениваются величи-ной до 1 млн т. При возобновлении специ-альных поисково-разведочных работ на торийструктура сырьевой базы может существенноизмениться за счет увеличения в балансе ролисобственно ториевых месторождений.

Возможные современные и будущие источ-ники тория наиболее хорошо изучены на Лово-зерском (содержание Th в руде – 0,02 %) иУлуг-Танзекском (0,1 %) коренных месторож-дениях (рис. 2), а также на Кийском (0,4 %) ме-сторождении в коре выветривания карбонати-тов (рис. 3). Пока недостаточно изучены крио-лит-редкоземельно-редкометалльное Катугин-ское и пирохлор-монацитовое Томторское ме-сторождения (рис. 4), где содержания тория на-ходятся в пределах 0,0191–0,3044 % [24], а так-же торит-ксенотимовые месторождения Севе-ро-Байкальского рудного поля, некоторые рос-сыпи и техногенные образования (табл. 5). Изпоследних наиболее перспективным считаетсяТуганское россыпное месторождение циркон-

ильменитовых песков, залегающее в основании кайно-зойского чехла в юго-восточном обрамлении Западно-Сибирской плиты. Месторождение выявлено в 1950-хгодах при поисках сырья для стекольного производства.К 1961 г. была проведена его геолого-экономическаяоценка с подсчетом и утверждением запасов. В начале1990-х годов на месторождении были уточнены веще-ственный состав и технологические свойства рудныхпесков, выявлены содержания рассеянных элементов вконцентратах и минералах. Выяснилось, что запасы ме-сторождения позволяют обеспечить переход на торие-вый цикл всех 29 энергоблоков России и 40 энергобло-ков стран СНГ.

На основе предшествующих исследований, зару-бежного опыта, в том числе технико-экономическихрасчетов, выполненных главным образом в 1960-х ипервой половине 1970-х годов Гиредметом, рядомпредприятий Минсредмаша, Сибакадемпроектом, бы-ли разработаны кондиции и критерии оценки место-рождений по содержанию тория в рудах. При этомучитывалась экономика зарубежных ториевых горно-рудных предприятий, цены на уран и извлекаемое изруд ядерное горючее – 235U, 239Pu, 233U. Рассматрива-лись также экономические и технологические данныепо стоимости дезактивации и захоронения торийсо-держащих полупродуктов и отходов переработки ком-плексных руд. Эти технико-экономические расчетыстоимости производства тория из руд комплексных

ISSN 2219–5963

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10

Рис. 4. Схематическая геологическая карта массива Томтор (Северо-Запад-ная Якутия) со снятым покровом позднепалеозойских пород осадочногочехла [18, 29; с изменениями]:1 – рудоносные карбонатиты; 2 – безрудные карбонатиты; 3 – карбонатитоиды; 4– ийолит-мельтейгиты; 5 – нефелиновые и щелочные сиениты; 6 – кембрийскиепороды; 7 – томторская свита, венд; 8 – рифейские отложения; 9 – разрывные на-рушения; 10 – граница массива Томтор

Концентрат

Измельчение

Разложение

Отмывка

Растворение гидратного кека

Дробное осаждение тория

Растворение

Экстракция


I

II


Реэкстракция тория

Осаждение оксалата тория

Отмывка

Сушка, прокалка

Ториевая продукция

III

Реэкстракт урана

Рафинат РЗЭ

Раствор РЗЭ

NaOH, Na PO3 4

NaOH 650 г/л

H O2

HCl 37%

NH OH4

HNO 96%3

ТБФ 8–10%

H O2

ТБФ 45%

H C O2 2 4

Рис. 5. Щелочно-экстракционная схема переработки монацита [12]


редкоземельно-редкометалльных месторождений (Ло-возерского, Кийского, Улуг-Танзекского) базирова-лись на принципе отнесения расходов по горному цехуи технологическому переделу на основные компонен-ты. Цена тория складывалась из затрат на передел то-риевого промпродукта. В связи с этим стоимость ко-нечных продуктов была невысокой.

Во ВНИИХТ в разное время разрабатывались тех-нологии получения тория из различных видов сырья.Ряд технологий был внедрен в производство: в частно-сти, получение тория при переработке монацита и ло-парита. Предложены схема вскрытия лопаритовогоконцентрата в различных вариантах и технология экс-тракционного извлечения тория из сульфатно-нитрат-ных пульп и нитратных растворов, образующихся приего вскрытии, с получением дезактивированных до са-нитарных норм нитратных растворов РЗЭ и высоко-процентного концентрата тория, пригодного для по-лучения металла ядерной чистоты. Технология пере-работки монацитового концентрата (рис. 5) до ядерно-чистого тория с использованием каустической содыприменялась в течение 10 лет – до 1971 г. На Москов-ском заводе полиметаллов получали из монацита то-рий ядерной чистоты в виде металла, фторида, нитратаи оксалатов (последние использовались для производ-ства торированного вольфрама). В настоящее времятехнология получения тория из монацита нуждается впроверке и модернизации в связи с изменившимисятребованиями по чистоте продукта и экономическимиусловиями его получения. Процесс извлечения торияи редких земель из монацита находится в развитии. Втечение последних 5 лет ведутся интенсивные работыпо переработке монацитового концентрата [24].

Торий в ядерной энергетике

На возможность реализации уран-ториевого топ-ливного цикла ученые обратили внимание еще в нача-ле 40-х годов прошлого века. Исследовательские иконструкторские работы проводились в Германии,Индии, Японии, России, Великобритании и США [14,19, 21]. Первые испытания ториевого топливного цик-ла были осуществлены в Oak Ridge National Laboratory(Национальная лаборатория в Ок-Ридже) в США в1960-х годах. В реакторе использовался высокотемпе-ратурный солевой расплав тетрафторида тория. Фи-нансирование проекта было прекращено в 1976 г. В Германии в течение 750 недель (с 1969 по 1988 г.) наэкспериментальной АЭС работал исследовательскийреактор AVR (Jülich)** мощностью 15 МВт – первыйнемецкий высокотемпературный реактор (HTR) с на-


Таблица 5. Прогнозные ресурсы тория на территории России [3]

Группы месторождений

по сортам руд по торию

Среднее содежание

тория в рудах, %

Ресурсы в пересчете на металл, тыс. т

Число место-

рождений

Краткая характеристикаресурсов

В месторождениях

Итогоэксплуатиро-вавшихся на

Ta, Nb, U

потенциально промышленных наTa, Nb, TR, U и др.

слабо-изученных

1. Эндогенные месторождения и рудопроявления: собственно ториевые, преимущественно гидротермальные

Рядовых и богатыхруд

0,1–0,2 до 1–2 и более

– 28 52 80 16 Мелкие и средние место-рождения, слабоизученные

2. Комплексные месторождения с торием эндогенные: магматические, метасоматические, гидротермальные

Рядовых руд 0,1–0,2 – 90 90 1 Кийское ториево-редкоме-талльное месторождение

Бедных руд 0,05–0,1 – 405 115 520 14 В том числе месторождениеУлуг-Танзекское

Убогих руд 0,01–0,05 102 180 638 920 35 В том числе ранее эксплуа-тировавшееся Ловозерскоеместорождение

3. Комплексные месторождения с торием экзогенные: погребенные третичные и более древние монацитсодержащие россыпи разных типов

Убогих и рядовыхруд

0,05–0,1 – 20 80 100 38 Разведывались на титан и цирконий

Всего – 102 723 885 1710 104 –

** Аббревиатура от нем. Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor Jülich GmbH – Объединение «Исследовательский реактор Юлих».

AVR (Jülich). Германия, Северный Рейн-Вестфалия


сыпным бланкетом. 95 % всего периода эксплуатацииреактор работал на ториевом топливе, общая масса ко-торого в смеси с высокообогащенным ураном соста-вила 1360 кг. В 1967–1974 гг. в США на АЭС Peach Bot-tom на уран-ториевом топливе работал HTR мощ-ностью 110 МВт. На станции Fort St. Vrain с 1976 по1989 г. действовал единственный в США коммерче-ский реактор на ториевом топливе проектной электри-ческой мощностью 330 МВт. Топливные элементы длянего изготовлялись из карбида тория и карбидаTh/235U в виде микросфер. В реакторе было использо-вано почти 25 т тория. Глубина выгорания составила170000 МВт·сут/т. Этот реактор был сконструированна базе немецкого AVR и представлял собой высоко-температурный реактор (1300°) с графитовым замедли-телем и гелиевым охлаждением.

Наиболее широкие и успешные исследования вэтом направлении ведет Индия. Их начало связано сименем Хоми Бхабха, основавшего в 1954 г. Индий-ский департамент по атомной энергии и в последую-щем сформулировавшего ядерную программу строи-тельства АЭС с тяжеловодными ядерными реакторамиPHWR (Pressurised Heavy Water Reactor), в которых тя-желая вода D2O используется в качестве теплоносителяи замедлителя. Ключевым пунктом программы явля-лось использование тория [20]. Программа предусмат-

ривала три этапа: на 1-м – в реакторе вырабатываетсяплутоний, на 2-м – плутоний смешивается с ураном,который используется как топливо в реакторе-размно-жителе на быстрых нейтронах типа FBR (Fast BreederReactor), на 3-м – преобразование 232Th в 233U. Этотпроцесс требовал разработки и освоения дополнитель-ных технологий. Вовлечение в ядерно-ториевый циклявляется важной задачей для Индии, поскольку онаимеет ограниченные запасы природного урана, но яв-ляется одним из мировых лидеров по запасам тория. В1996 г. в г. Калпаккаме (шт. Тамилнад) в качестве ис-точника нейтронов был запущен экспериментальныйисследовательский реактор Kamini мощностью 30 кВт,работавший на 233U, полученном путем предваритель-ного облучения ThO2 на бридерном реакторе мощ-ностью 40 МВт. Первым в мире реактором, в которомдля выравнивания мощности в активной зоне исполь-зовался не обедненный уран, а торий [14], был первыйэнергоблок АЭС «Какрапар» (шт. Гуджарат).

Главной трудностью при использовании тория в ка-честве ядерного горючего является образование в побоч-ных реакциях изотопов с высокой активностью («загряз-нителей»), в первую очередь 232U – сильного α- и γ-из-лучателя с периодом полураспада 73,6 года. Из-за накоп-ления 232U радиационная опасность ториевого топливарастет, что создает дополнительные проблемы при об-ращении с отработанным ядерным топливом ториевыхреакторов, в частности при рециклировании урана. Кро-ме того, в уран-ториевом цикле набор продуктов деле-ния несколько отличается от такового в уран-плутоние-вом цикле, что требует модификации традиционной схе-мы переработки отработанного топлива. В то же время,согласно современным представлениям, в ториевом ре-акторе в меньших количествах, чем в урановом, накап-ливаются плутоний и минорные актиниды, а также дол-гоживущие продукты деления. В пользу ториевых реак-торов можно привести еще целый ряд факторов:

1. Торий в 3–4 раза более распространен в земнойкоре, чем уран.

2. Природный торий состоит из одного изотопа, иего вовлечение в топливный цикл, в отличие от урана,не требует трудоемкого разделения изотопов.

3. Торий имеет некоторые, более привлекательныеядерные свойства по сравнению с ураном.

4. Ториевые топлива обладают некоторыми благо-приятными физическими и химическими свойствами,улучшающими эксплуатацию реактора.

5. Благодаря наличию в продуктах передела высо-коактивного изотопа 232U упрощается контроль наднесанкционированными перемещениями ядерных ма-териалов.

6. В отличие от плутония, 233U может быть легко де-натурирован путем смешения его с природным илиобедненным ураном.

ISSN 2219–5963

Укладка топливных элементов на АЭС Fort St. Vrain


7. Ядерные реакторы на ториевом топливе болеебезопасны, чем на урановом, поскольку не обладаютзапасом реактивности, поэтому никакие разрушенияаппаратуры реактора не способны вызвать неконтро-лируемую цепную реакцию.

Недостатки ториевых реакторов сводятся к следую-щему:

1. Торий – рассеянный элемент, не образующийсобственных руд и месторождений, добыча его намно-го дороже, чем урана.

2. Вскрытие монацита для извлечения тория – про-цесс сложный и весьма дорогостоящий.

3. Механические свойства тория усложняют про-цесс изготовления из него необходимых изделий.

4. В отличие от урана, естественный торий не со-держит делящихся изотопов и, чтобы достигнуть кри-тичности, необходимо добавлять делящийся материал– 233U, 235U или плутоний.

5. Хотя ториевое топливо производит намногоменьше долгоживущих трансуранов, чем топливо наоснове урана, некоторые долгоживущие актинидыоказывают длительное радиологическое воздействие,особенно 231Pu.

Основной недостаток ториевого цикла очевиден:он намного дороже уранового и технологически не доконца проработан. В связи с этим будущее ядернойэнергетики зависит от успехов в разработке реакторови топливных циклов нового поколения, которые долж-ны иметь высокую безопасность и быть экономическиконкурентоспособными. Исследования в этом направ-лении ведутся в Индии, США, Германии, России.

Коллективом сотрудников ВМА им. Н. Г. Кузнецо-ва и СПб ГУАП предложено провести поэтапную за-мену существующих атомных реакторов жидко-соле-выми реакторами нового поколения на основе уран-ториевого топливного цикла [11]. Реакторы такого ти-па на тепловых нейтронах на основе циркулирующегов контуре солевого расплава фторидов были созданы вСША в середине прошлого века. Один их них с 1965 г.успешно работал в течение 5 лет. Топливом-теплоно-сителем (ТТН) являлся расплав фторидов лития, нат-рия, бериллия, 235U и 232Th c температурой плавления470 °С. Однако финансирование всех работ по жидко-солевым реакторам за рубежом было свернуто, так каквыяснилось, что при наработке делящегося изотопа233U появляется интенсивное жесткое γ-излучение.Несколько эскизных проектов для больших энергети-ческих жидко-солевых реакторов было создано вСССР. В последнее время ГУП «НПО Радиевый ин-ститут» (г. Санкт-Петербург) и рядом других органи-заций разработаны передовые, достаточно дешевыетехнологии получения коррозионно-, радиционно- итермостойких материалов на основе новых типов ке-рамических материалов, покрытых и модифицирован-

ных углеродом, с широким спектром свойств, а такженовые рецептуры расплавов ТТН. Использование но-вых материалов и технологий позволит решить про-блемы радиационной, химической и термическойстойкости элементов жидко-солевых (безТВЭЛьных)реакторов, которые рассматриваются как альтернативатвердотопливным реакторным системам, посколькудопускают регулирование топливного состава в про-цессе работы реактора. Благодаря этому, а также воз-можности очистки топлива от осколочных элементов-поглотителей нейтронов в ходе эксплуатации контураэти реакторы имеют низкий запас реактивности и от-рицательный температурный коэффициент реактив-ности, что обеспечивает их ядерную безопасность. По-добные установки эффективно использовать на вод-ном транспорте (надводном и подводном).

Нобелевский лауреат по физике (1984 г.) проф. КарлоРуббиа (Carlo Rubbia) разработал принципиально новуюконструкцию – субкритический реактор с ускоритель-ной системой (ADTR – Accelerator Driven Thorium Reac-tor), в котором в качестве основного топлива использу-ется торий, в качестве теплоносителя – жидкий свинец.Для инициирования процесса деления ученый предло-жил использовать ускоритель протонов с энергией пучкаот 800 МэВ до 1 ГэВ. Высокоэнергетические пучки ча-стиц стимулируют ядерные реакции, в результате про-текания которых реактор вырабатывает энергию, доста-точную как для питания ускорителя частиц, так и для пе-редачи в энергосеть [1]. Для получения нейтронов, не-обходимых для запуска реакции, в ADTR предложеноиспользовать аналогичный ускоритель, расщепляющийядро и инициирующий процесс деления. В 2010 г. ком-пания Aker Solutions (Норвегия) купила патент у К. Руб-биа и приступила к проектированию реактора ADTRмощностью 600 МВт, который будет размещаться подземлей, что освобождает от необходимости сооружениямощного железобетонного купола. Особенность тория– отсутствие самоподдерживающего деления – кон-структоры реактора использовали для обеспечения без-опасности ториевой АЭС с ADTR. Так как реакция с вы-делением тепла идет только благодаря бомбардировкетория протонами, выключение протонного ускорителяприводит к мгновенной остановке реактора. Преимуще-ствами ADTR также являются длительный цикл работытопливного элемента, что снижает утечки материала,высокая безопасность и отсутствие необходимости обо-гащения топлива. Подземное расположение реакторапозволяет использовать его как «печь» для сжиганияопасных актинидов (уран, плутоний, америций, кюрийи др.) и тем самым избежать опасного и дорогостоящегопроцесса утилизации ядерных отходов.

Активное внедрение ториевых реакторов в энерге-тику позволит создать относительно чистые и мощныеисточники энергии, необходимые человечеству.



После присвоения в 2003 г. в США национальнойпрограмме в области ториевой энергетики статуса фе-деральной интерес к данной проблеме в других странахнесколько расширился. В настоящее время в Индий-ском атомном научно-исследовательском центреБхабба (BARC) разработан тяжеловодный реактор AH-WR (Advanced Heavy Water Reactor), предназначенныйдля использования тория в качестве ядерного топливав промышленных масштабах и позволяющий нараба-тывать 233U без внешней подпитки делящимися мате-риалами***. Электрическая мощность AHWR состав-ляет 300 МВт. Теплоносителем является кипящая лег-кая вода, замедлителем – тяжелая вода [15, 20]. AHWR– вертикальный реактор с трубами под давлением(рис. 6). В его конструкции предусмотрен ряд пассив-ных защитных систем, а топливо оказывает меньшевлияния на окружающую среду, нежели урановое илиуран-плутониевое. Средняя проектная глубина выго-

рания топлива в AHWR составляет 38ГВт·сут/т. Реактор самодостаточенпо 233U при условии работы в за-мкнутом ядерно-ториевом цикле.Почти 2/3 проектной мощности AH-WR будет обеспечиваться за счет то-рия. Данный реактор хорошо изучени близок к конструктивной стадии[5]. Руководство BARC заявляет, чтореактор будет построен уже к концутекущего десятилетия.

Ториевое топливо выгодно ис-пользовать только при его глубокомвыгорании. Достичь этого на раннихэтапах развития мировой атомнойэнергетики не удавалось из-за про-блем с конструкционными материа-лами. В настоящее время глубинавыгорания более 40 ГВт·сут/т успеш-но достигается в различных проектахлегководных реакторов, что откры-вает возможности для загрузки торияв реакторы с легкой водой и получе-ния целого ряда преимуществ передурановым топливом.

Использование тория в сочетаниис существующими, хорошо развиты-ми реакторными технологиями мо-жет обеспечить решение сложногокомплекса проблем роста ядернойэнергетики в ряде регионов мира. То-рий увеличивает шкалу выбора дляглобального ядерного развития и в то

же время снижает риски бесконтрольного распростра-нения делящихся материалов.

Развитие ториевого топливного цикла требуетзначительных усилий и станет коммерчески доступ-ным в долгосрочной перспективе, когда будут созданыновые технологии в области производства и перера-ботки ядерного топлива, которые обеспечат необходи-мую экономическую конкурентоспособность при тре-буемой производительности.

Перспективы использования тория

в ядерной энергетике

В настоящее время для ядерной энергетики исполь-зуются три основных изотопа: 235U, 238U и 239Pu. Ониделятся под действием нейтронов любых энергий,прежде всего – тепловых нейтронов (т. е. практическис нулевой энергией), что обеспечивает высокую веро-ятность деления. В природе встречается только 235U,но в малых количествах (в естественной смеси изото-

ISSN 2219–5963

*** Индийский тяжеловодный реактор с ториевой зоной воспроизводства был отмечен среди инновационных проектов на межотраслевой межрегио-нальной научно-технической конференции «АСММ-Регионам-2010», организованной ИБРАЭ РАН, ГК «Росатом» и РАН при поддержке Совета Феде-рации ФС РФ и Министерства регионального развития РФ. – Прим. ред.

1

2

7

3

4

5

6

Рис. 6. Конструкция AHWR:1 – внешний герметичный корпус; 2 – внутренний герметичный корпус; 3 – топливозагрузочныйагрегат; 4 – паровой барабан; 5 – колонны теплоотводящих патрубков; 6 – вентиляционные па-трубки; 7 – активная зона

По теме ИНТЕРЕСНЫЕ ДАННЫЕРоссийские физики из Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ» отме-чают, что (Th–233U–Pu) топливный цикл индийских реакторов AHWR обладает повышенной уязви-мостью с точки зрения нераспространения ядерных материалов. Исследование в программе GETERAпоказало, что предложенная российскими учеными альтернативная (Th–233U–238U) топливная ком-позиция для реактора AHWR при уменьшении шага решетки и увеличении содержания выгораю-щего поглотителя позволяет вовлечь Th в цикл с меньшими рисками распространения, так как: в загружаемом топливе нет Pu; в предложенном топливном цикле во всех зонах присутствует 238U,что делает невозможным химическое выделение 233U, а в индийских реакторах как раз слабо за-щищены зоны с (Th–233U)O2 загрузкой; масса Pu в ОЯТ меньше, чем в индийских AHWR.

Источник: Щеренко, А. И. Альтернативный топливный цикл реактора AHWR / А. И. Щеренко, Н. И. Гераскин, В. А. Юферева : мат-лы науч. сессии НИЯУ МИФИ-2011 // Физико-технические

проблемы ядерной энергетики. 2011. Том 1. С. 63.


пов урана его – всего 0,7 %), поэтому для использова-ния в реакторах его необходимо обогащать по крайнеймере до нескольких процентов. Основной естествен-ный изотоп урана 238U (99,3 % в естественной смеси)делится лишь быстрыми нейтронами (с энергией боль-ше 1 МэВ), что менее удобно. Это же относится и к ес-тественному торию 232Th. Два других изотопа ядернойэнергетики, делящиеся тепловыми нейтронами (233Uи 239Pu), в природе отсутствуют, но их в необходимомколичестве можно наработать в реакторах на быстрыхнейтронах (>1 МэВ) по схемам n + 238U→ 239U → 239Np→ 239Pu и n+ 232Th→233Th → 233Pa → 233U, что откры-вает возможность воспроизводства ядерного горючегов цепной реакции деления. Именно в этом состоитценность тория как потенциального сырья для ядер-ной энергетики [6, 13].

Использование тория (и последовательно 233U) воз-можно во всех существующих и будущих реакторах.Включение торий-уранового (Th-U) горючего в топ-ливные циклы существующих легководных и тяжело-водных реакторов обычно требует определенной мо-дификации их инженерных систем. Есть два главныхпути использования Th-U горючего в реакторах: безпереработки (т. е. в открытом топливном цикле) и с пе-реработкой использованного ядерного топлива (т. е. взакрытом топливном цикле). Первый путь (экспери-мент был осуществлен в США) требует больших затратэнергии и времени на обработку ТВЭЛов, заполнен-ных продуктами распада тория. Второй путь сводитсяк облучению тория в реакторе, последующему извлече-нию 233U, изготовлению новых топливных стержнейиз Th-U и помещению их в другие реакторы. Все этостанет особенно актуальным, когда объем ядернойэнергии, благодаря глобальному развитию, многократ-но возрастет. Следовательно, разумно продолжать иподдерживать развитие ториевых делительных системкак некую альтернативу [31–33, 35, 37, 38].

Согласно прогнозу ежегодного потребления ториядля использования его в ядерных реакторах вплоть до2100 г. (рис. 7, а), он, возможно, будет добываться вбольших масштабах для нужд ядерной энергетики с2050 г. К концу текущего столетия годовое потребле-ние тория может достичь 20 тыс. т, или примерно 10 %годового потребления урана (около 200 тыс. т). Понаименее оптимистичному сценарию годовое потреб-ление тория и урана снизится примерно в 4 раза.

По прогнозу для оптимистического сценария раз-вития мощностей всех реакторных систем в ХХI в.(рис. 7, б) активная разработка гибридных fusion-fis-sion систем, включающих как реакции термоядерно-го синтеза, так и реакции деления ядер, может на-чаться в 2030–2050 гг. Предполается, что потреблениеурана достигнет максимума (~ 140 тыс. т/год) в 2040–2060 гг., но затем упадет до 30 тыс. т/год к 2100 г.

(см. рис. 7, а). Напротив, спрос на торий, начиная с2040–2050 гг., начнет непрерывно расти и достигнетк 2100 г. 140 тыс. т/год. Но так как доля нейтронныхисточников термоядерного синтеза (FSN) в рассмат-риваемых гибридных fusion-fission системах невелика(<10 %), они будут строиться в ограниченном числестран, например, в тех странах, где будут размещенымеждународные центры топливного ядерного цикла[30, 40, 42].

Заключение

Согласно Энергетической стратегия России на пе-риод до 2030 года [28], главной целью энергетическойполитики страны является максимально эффектив-ное использование природных энергетических ресур-сов и потенциала энергетического сектора для устой-чивого роста экономики, повышения качества жизнинаселения страны и укрепления ее внешнеполитиче-ских позиций.


2000

4000

6000

8000

10000

1980 2000 2020 2040 2060 2080 2100

Сум

мар

ная

элек

трич

еска

ям

ощно

сть

сист

ем, Г

Вт

2000 2020 2040 2060 2080 2100

2

4

6

8

10

12

14

16

Годы

Годы

Спро

с, м

лн т

/год

а

б

0

FSNLWRFBR�CHTR�U3

U SWU Th

Рис. 7. Прогнозы ежегодного спроса на природный и обогащен-ный уран, природный торий (а) и мирового производства ядернойэнергии с использованием реакторов различных типов (б) длясценария с высоким темпом роста энергопотребления при усло-вии использования гибридных систем с термоядерными источ-никами нейтронов [41]Условные обозначения: U – природный уран; SWU – обогащенныйуран; Th – природный торий; HTR – высокотемпературные реакторы;FBR – реакторы-размножители на быстрых нейтронах; LWR – легко-водные реакторы; FSN – гибридные системы с термоядерными источ-никами нейтронов

В последние годы РФ лидирует по добыче сыройнефти (12 % мировой торговли) и свыше 4/5 ее объемаэкспортирует в страны Европы. Доля России на евро-пейских рынках составляет около 30 %. РФ занимаетпервое место в мире по запасам природного газа (23 %мировых). Обладая уникальной газотранспортной си-стемой, она играет важную роль в обеспечении поста-вок центральноазиатского газа в страны Европы истраны ЕвраАзЭС (Европейско-Азиатское экономи-ческое сообщество). Россия удерживает второе местов мире по запасам каменного угля (19 % мировых). Об-становка с состоянием запасов и добычей традицион-ных видов горючих ископаемых в стране вполне бла-гополучная, чего нельзя сказать об атомной энергетикеи ее сырьевой базе.

Доля России в мировой атомной энергетике состав-ляет всего 5 %, хотя ей принадлежит 15 % мировогорынка реакторостроения, 45 % мирового производства

обогащенного урана, 15 % мирового рынка конверсийотработанного топлива и 8 % мировой добычи природ-ного урана. Развитие отечественной атомной энергети-ки затормозилось в связи с двумя «запроектными» ава-риями – на Чернобыльской АЭС и на предприятии«Маяк» на Южном Урале. Тормозом являлось также не-достаточное финансирование этого важного направле-ния в энергетике государств-членов ЕвраАзЭС. На 1 ян-варя 2007 г. на их территории находилось 48 реакторов:в России – 31, Украине – 15, Армении – 1, Литве – 1(ныне закрыт). Более 20 реакторов в странах ВосточнойЕвропы работают на тепловыделяющих элементах, из-готовленных в России по долгосрочным контрактам.

К 2020 г. в РФ планируется ввести в эксплуатацию,как минимум, 37 атомных реакторов для достижениясуммарной установленной мощности 53,2 ГВт [28].При этом рост производства электроэнергии возрастетдо 362 млрд кВт·ч. Прогнозируемый рост электроэнер-

По теме ВАЖНАЯ ИНФОРМАЦИЯМировым термоядерным сообществом определены три этапа разработки энергетики

на основе термоядерных реакций синтеза: 1 – техническая демонстрация с осуществ-лением мощной термоядерной реакции и отработкой технологий, присущих будущемутермоядерному реактору – создание ITER (International Thermonuclear Experimental Re-actor; русскоязычный вариант ИТЭР – интернациональный термоядерный эксперимен-тальный реактор); 2 – создание реактора для производства энергии в промышленноммасштабе – DЕМО; 3 – создание коммерческого реактора (см. диаграмму).

Первый шаг в энергетику будущего уже сделан: полномасштабный эксперименталь-ный термоядерный реактор ITER строится на юге Франции в исследовательском центреКадараш (Cadarache). Его пуск намечен на конец текущего десятилетия. Хотя ITER яв-ляется исследовательским реактором ядерного синтеза, он должен продемонстрироватьосуществимость промышленных электростанций такого рода (по проектным парамет-рам ITER моделирует энергетический термоядерный реактор), а также возможностькоммерческого использования термоядерного реактора.

ITER – уникальный международный проект современности, пример беспрецедентногомеждународного сотрудничества ведущих мировых научных держав ради достиженияобщей глобальной цели (символично само название проекта: аббревиатура ITER совпалапо написанию с латинским iter – путь, и официально признано имеющим именно этосмысловое значение). Техническая проработка ректора была осуществлена совместныминаучными, техническими и финансовыми усилиями России, Евросоюза, США и Японии.В сооружении реактора принимают участие также КНР, Индия и Республика Корея.

Россия является инициатором проекта ITER и занимает одну из ключевых позиций вего реализации. Это объясняется колоссальным научно-технологическим потенциаломнашей страны в области термоядерных исследований. В 1950 г. академики А. Д. Сахарови И. Е. Тамм предложили использовать магнитное поле для удержания плазмы. Позднеевыдающиеся российские ученые под руководством акад. Л. А. Арцимовича разработалии реализовали концепцию термоядерной установки ТОКАМАК (аббр. тороидальная ка-мера магнитная катушка) для магнитного удержания плазмы с целью достижения усло-вий, необходимых для протекания управляемого термоядерного синтеза. Именно эта

установка положена в основу реактора ITER (см. рисунок). Существенными техническими отли-чиями от первых ТОКАМАКов являются наличие дивертора (устройство для очистки плазмы отпримесей), вытянутое по вертикали поперечное сечение плазмы и использование сверхпровод-ников для создания магнитных полей в реакторе. Вклад России в международный проект заклю-чается в изготовлении и поставке высокотехнологичного оборудования, основных систем реак-тора, что составляет 10 % стоимости сооружения реактора по техническому проекту. Как участ-ник проекта Россия владеет полным комплектом проектной документации по реактору.

Трехступенчатая система защиты реактора ITER обеспечивает высокий уровень безопасности:при любых авариях уровень воздействия на окружающую среду не требует эвакуации населения.

Проект DEMO должен стать следующим шагом в промышленном освоении термоядернойэнергии, а первый демонстрационный термоядерный энергетический реактор-токамак DEMO –основой для проектирования первой коммерческой термоядерной электростанции.


ISSN 2219–5963

Строительная площадка ITER. Кадараш, Франция. 2011 г.,сентябрь. Фото: Altivue/ITER Organization

Модель термоядерного реактора ITER в разрезе (иллюстрация: Angela Wong):1 – центральный соленоид (индуктор); 2, 3 – катушки, соответственно, полоидального и тороидального магнитного поля; 4 – вакуумная камера; 5 – криостат; 6 – диверторИсточник: http://www.iter.org/album/construction/pf#459


гии на АЭС потребует значительного увеличения про-изводства обогащенного урана для выпуска ТВЭЛов. Подобыче урана Россия в 2004 г. занимала 4-е место в мирепосле Канады, Австралии и Казахстана, но в 2005 г. ее опередили Нигер и Намибия. К 2035 г. Россия пла-нирует довести производство урана до 15000 т/год. Од-нако уже сейчас нам не хватает собственного урана дляудовлетворения текущих потребностей, даже при усло-вии умеренных темпов развития АЭС, стабилизацииэкспорта ТВЭЛов и весьма оптимистических срокахопоискования и освоения месторождений в новыхураноносных регионах. К 2035 г. только на территорииРФ возникнет дефицит урана в размере 76628 т. Доста-точное количество природного урана может быть по-лучено только при условии поставок из-за рубежа,объемы которых небесконечны. Единственный способулучшить сложившуюся ситуацию – сделать реши-

тельные шаги к освоению ториевого цикла в атомнойэнергетике. Имеющиеся сырьевые ресурсы и перспек-тивные инженерно-технические разработки дают Рос-сии хороший шанс продвинуться в этом направлении.

С целью создания промышленной сырьевой базытория необходимо разработать и осуществить ком-плексную программу по изучению и использованиюприродных и техногенных источников тория, в част-ности руд редкоземельных месторождений, накоплен-ных в отвалах и отходах текущей переработки. Дляобеспечения перспект ивных разработок по торие-вому циклу необходима новая оценка потенциальныхсырьевых источников тория, степени их готовности киспользованию, технологий переработки сырья и по-лучения готовой продукции.

Создание минерально-сырьевой базы тория требу-ет значительных средств и не сулит немедленной от-


По теме ИНТЕРЕСНАЯ ИНФОРМАЦИЯГибридный термоядерный реактор – разрабатываемая разновидность термоядерного реактора, в котором для выработки энергии будут исполь-

зоваться не только реакции синтеза легких ядер (обычно дейтерия и трития), но и реакции деления. Бланкет такого реактора состоит из двух зон: в 1-ю зону помещаются делящиеся вещества (уран или торий), во 2-ю – литийсодержащие вещества для воспроизводства сгоревшего в плазметрития. Термоядерные нейтроны, рождающиеся в плазме с энергией 14,1 МэВ, проникают через первую стенку в бланкет с делящимися веществами,где происходит поглощение нейтронов с образованием либо 239Pu – из 238U, либо 233U – из 232Th. Одновременно в бланкете выделяется энергия,примерно равная 140 МэВ на один термоядерный нейтрон. Таким образом, в гибридном термоядерном реакторе можно получать примерно в 6 разбольше энергии, чем в чисто термоядерном реакторе при прочих равных условиях, поэтому первый многие специалисты рассматривают как альтер-нативу второму. Кроме того, по мнению сторонников этой концепции, гибридный реактор может иметь более простую конструкцию, так как про-изводство быстрых нейтронов не требует столь высоких температур и давлений, и самое главное – процесс расщепления в нем ядерного топливабудет гораздо чище и экологичнее, чем в сегодняшних реакторах на тепловых нейтронах ввиду образования намного меньших количеств долгожи-вущих высокорадиоактивных отходов, требующих надежного захоронения на десятки и сотни тысяч лет. Отходы гибридных реакторов сохранялибы свою радиоактивность в пределах 100 лет, так как под воздействием быстрых термоядерных нейтронов долгоживущие изотопы превращалисьбы в нуклеотиды с более коротким периодом полураспада. Наконец, гибридный реактор мог бы работать не на уране, а на тории, который дешевлеурана и значительно (в 5 раз) превосходит его по запасам на планете, а определенные особенности тория обеспечат более высокую безопасностьэксплуатации реактора по сравнению с любой традиционной конструкцией.

Противники, однако, указывают на слабую проработанность этой концепции и подчеркивают, что лишь более детальные исследования позволятреалистично оценить ее перспективность. К тому же гибридный реактор, сочетающий две отнюдь не дешевые технологии, может оказаться непомернодорогостоящим.

Тем не менее в ряде стран к этому проекту проявляют повышенный интерес, особенно на фоне труднодостижимых и долго ожидаемых результатовв разработке термоядерного реактора. Поэтому некоторые эксперты не исключают, что первый гибридный реактор может быть создан на несколько де-сятилетий раньше, чем чисто термоядерный: примерно к 2030 г. (Источник: http://ieport.ru/13933-gibridnyj-reaktor-kak-alternativa-termoyadernogo.html).

Так, группой ученых из Университета Техаса (University of Texas at Austin) предложена конструкция подкритической гибридной установки синте-за-распада. В ней работающий на реакции синтеза источник нейтронов CFNS (Compact Fusion Neutron Source) помещен в ядерный реактор, в которыйв качестве топлива загружают трансурановые отходы классических легководных АЭС. Нейтроны будут бомбардировать отработанное ядерное топливо

и тем самым ускорять в нем процесс трансмутации (превра-щения элементов). По типу плазмоудерживающей системыэта установка относится к токамакам, но, в отличие от дру-гих созданных или разрабатываемых реакторов синтеза,CFNS имеет значительно меньшие размеры, сочетающиесяс высокой мощностью (100 МВт) и, соответственно, оченьплотным потоком нейтронов (см. рисунок). Помимо этого,CFNS отличается оригинальной конфигурацией магнитныхкатушек.

Ноу-хау американских специалистов является диверторSuper X, послуживший ключом к построению системытрансмутации FFTS (Fusion–Fission Transmutation System).По способности воспринимать без разрушения сильные по-токи энергии от сердцевины реактора синтеза дивертор Su-per X превосходит аналоги в 5 раз. Это предопределилокомпактность установки, которая, как сообщают ее созда-тели, способна перерабатывать отработанное топливо от10–15 легководяных реакторов обычных АЭС.

Сочетание классических реакторов с гибридными FFTS,как подсчитали американские специалисты, позволит ре-

шить проблему отработанного ядерного топлива не за столетия (как в случае развития перерабатывающих реакторов на быстрых нейтронах), а задесятилетия: такой комплекс сможет уничтожать 99 % трансурановых отходов АЭС. И в довершение этой перспективы, как уверяют авторы системы,комплекс FFTS с CFNS будет одновременно и дешевле, и эффективнее прочих установок для трансмутации, разрабатываемых ныне в рамках рядапроектов. При этом они рассматривают FFTS как промежуточный этап перехода человечества от ядерной к термоядерной энергетике (Источник:http://www.membrana.ru/particle/3309).

Схема CFNS

Список литературы

1. Безопасные АЭС будут работать на тории // разд. Энергетика / CNews : КПК-версия. – URL : http://rnd.cnews.ru/tech/news/top/in-dex_ science.shtml?top/2010/08/31/406847. = Bezopasnye AJeS budut rabotat' na torii // razd. Jenergetika / CNews : KPK-versija. – URL: http://rnd.cnews.ru/tech/news/top/index_ science.shtml?top/2010/08/31/406847.

2. Котова, В. М. Ториево-редкометалльное сырье и перспективы его использования в ядерной энергетике ХХI века / В. М. Котова //Минеральное сырье : науч.-метод / ВИМС. – М., 2000. – № 6. – C. 91–99. = Kotova, V. M. Torievo-redkometall'noe syr'e i perspektivy egoispol'zovanija v jadernoj jenergetike HHI veka / V. M. Kotova // Mineral'noe syr'e : nauch.-metod / VIMS. – M., 2000. – № 6. – C. 91–99.

3. Котова, В. М. Минерально-сырьевая база тория и перспективы ее использования в ядерной энергетике России ХХI века / В. М.Котова // Uranium on the verge of centuries: resources, production, demand : abstracts / International uranium geological symposium.Moscow, 2000. – С. 23. = Kotova, V. M. Mineral'no-syr'evaja baza torija i perspektivy ee ispol'zovanija v jadernoj jenergetike Rossii HHI veka/ V. M. Kotova // Uranium on the verge of centuries: resources, production, demand : abstracts / International uranium geological sym-posium. Moscow, 2000. – S. 23.

4. Красноуфимский монацитовый концентрат могут израсходовать в «Титановой долине» // АПИ. – http://www.apiural.ru/news/econ-omy/62773/. – 2011. – 8 февраля. = Krasnoufimskij monacitovyj koncentrat mogut izrashodovat' v «Titanovoj doline» // API. –http://www.apiural.ru/news/economy/62773/. – 2011. – 8 fevralja.

5. Кузьминов, Б. Д. Состояние ядерных данных для ториевого топливного цикла / Б. Д. Кузьминов, В. Н. Манохин (ГНЦ РФ ФЭИ, Об-нинск). – http://www.ippe.ru/podr/cjd/vant/97-2/st4/st4.pdf. = Kuzminov, B. D. Sostojanie jadernyh dannyh dlja torievogo toplivnogocikla / B. D. Kuz'minov, V. N. Manohin (GNC RF FJeI, Obninsk). – http://www.ippe.ru/podr/cjd/vant/97-2/st4/st4.pdf.

6. Легководный ториевый реактор ВВЭР-Т / Н. Н. Пономарев-Степной, Г. Л. Лунин, А. Г. Морозов [и др.] // Атомная энергия. – 1998.– Т. 85, вып. 4. – С. 263. = Legkovodnyj torievyj reaktor VVJeR-T / N. N. Ponamarev-Stepnoj, G. L. Lunin, A. G. Morozov [i dr.] // Atomnajajenergija. – 1998. – T. 85, vyp. 4. – S. 263.

7. Максимов, Л. Н. Способ управления ториевым реактором и тепловыделяющая сборка для его осуществления / Л. Н. Максимов : меж-дунар. заявка РСТ/RU01/00251 ; приоритет от 26.06.2001. = Maksimov, L. N. Sposob upravlenija torievym reaktorom i teplovydeljajuwajasborka dlja ego osuwestvlenija / L. N. Maksimov : mezhdunar. zajavka RST/RU01/00251 ; prioritet ot 26.06.2001.

8. Медведев, В. Монацит не обернется катастрофой / В. Медведев // Эксперт-Урал. – 2000. – № 3. – С. 11–22. = Medvedev, V. Monacit neobernetsja katastrofoj / V. Medvedev // Jekspert-Ural. – 2000. – № 3. – S. 11–22.

9. Мурогов, В. М. Использование тория в ядерных реакторах / В. М. Мурогов, М. Ф. Троянов, А. Н. Шмелев // Физика ядерных реак-торов. – М. : Энергоатомиздат, 1983. – Вып. 22. – 96 с. = Murogov, V. M. Ispol'zovanie torija v jadernyh reaktorah / V. M. Murogov, M. F.Trojanov, A. N. Shmelev // Fizika jadernyh reaktorov. – M. : Jenergoatomizdat, 1983. – Vyp. 22. – 96 s.

10. Николаева, Т. Торий еще будет / Т. Николаева, К. Семин // Эксперт. – 1999. – № 3. – С. 64–65. = Nikolaeva, T. Torij ewe budet / T. Niko-laeva, K. Semin // Jekspert. – 1999. – № 3. – S. 64–65.

11. О реакторах нового поколения / Р. М. Яковлев [и др.] // Атомная стратегия. – 2005. – № 16. = O reaktorah novogo pokolenija / R. M.Jakovlev [i dr.] // Atomnaja strategija. – 2005. – № 16.

12. Переработка монацитового концентрата. Обзор научно-технической информации // В. О. Косынкин, С. Д. Моисеев, В. И. Макаров,В. М. Гаврилин. – М. : ВНИИХТ, 1992. = Pererabotka monacitovogo koncentrata. Obzor nauchno-tehnicheskoj informacii // V. O. Kosynkin,S. D. Moiseev, V. I. Makarov, V. M. Gavrilin. – M. : VNIIHT, 1992.

13. Петров, Э. Л. Реактор-2020 / Э. Л. Петров, Д. Н. Суглобов, Р. М. Яковлев // Атомная стратегия. – 2006. – № 24 (август). – С. 24. –URL : http://www.proatom.ru/modules.php?name=as. = Petrov, Je. L. Reaktor-2020 / Je. L. Petrov, D. N. Suglobov, R. M. Jakovlev // Atom-naja strategija. – 2006. – № 24 (avgust). – S. 24. – URL : http://www.proatom.ru/modules.php?name=as.

14. Пухлий, В. А. Концепция ториевой энергетики / В. А. Пухлий, Н. Ю. Софийский, С. Т. Мирошниченко // Збiрник наукових працьСНУЯЕмап. – Севастополь : СНУЯЭиП, 2010. = Puhlij, V. A. Koncepcija torievoj jenergetiki / V. A. Puhlij, N. Ju. Sofijskij, S. T. Mirosh-nichenko // Zbirnik naukovih prac' SNUJaEmap. – Sevastopol' : SNUJaJeiP, 2010.

15. Реактор AHWR – первый шаг Индии на пути к ториевой энергетике / AtomInfo.Ru. 31.10. 2008. – URL :http://atominfo.ru/news/air5294.htm. = Reaktor AHWR – pervyj shag Indii na puti k torievoj jenergetike / AtomInfo.Ru. 31.10. 2008. –URL : http://atominfo.ru/news/air5294.htm.

16. Репина, С. А. Минералогия монацитовых концентратов ОГУ «Уралмонацит» / С. А. Репина, В. И. Попова, Л. Ф. Баженова // Ураль-ский минералогический сборник. – 2008 – № 15. – С. 17–26. = Repina, S. A. Mineralogija monacitovyh koncentratov OGU «Uralmonacit»/ S. A. Repina, V. I. Popova, L. F. Bazhenova // Ural'skij mineralogicheskij sbornik. – 2008 – № 15. – S. 17–26.

17. Россыпные месторождения России и других стран СНГ / отв. ред. Н. П. Лаверов, Н. Г. Патык-Кара. – М. : Научный мир, 1997. = Rossyp-nye mestorozhdenija Rossii i drugih stran SNG / otv. red. N. P. Laverov, N. G. Patyk-Kara. – M. : Nauchnyj mir, 1997.

18. Руды редкоземельных металлов России / В. В. Архангельская, Н. Н. Лагонский, Т. Ю. Усова, Л. Б. Чистов // Минеральное сырье :сб. – М. : Изд. ВИМС. – Сер. геол.-эконом. – 2006. – № 19. – 72 с. = Rudy redkozemel'nyh metallov Rossii / V. V. Arhangel'skaja, N. N. Lagon-skij, T. Ju. Usova, L. B. Chistov // Mineral'noe syr'e : sb. – M. : Izd. VIMS. – Ser. geol.-jekonom. – 2006. – № 19. – 72 s.

19. Соколов, Ю. А. К новой парадигме энергетического сознания / Ю.А. Соколов, М. В. Хорошев // Атомная энергия. – 2006. – № 24. –С.1–12. = Sokolov, Ju. A. K novoj paradigme jenergeticheskogo soznanija / Ju.A. Sokolov, M. V. Horoshev // Atomnaja jenergija. – 2006. – №24. – S.1–12.

20. Соколова, Н. Д. Ядерная энергетика Индии / Н. Д. Соколова // Атомная техника за рубежом. – 2010. – № 5 – С. 3–14. = Sokolova, N. D.Jadernaja jenergetika Indii / N. D. Sokolova // Atomnaja tehnika za rubezhom. – 2010. – № 5 – S. 3–14.


ISSN 2219–5963

дачи. Как правило, с момента открытия месторожде-ния твердых полезных ископаемых до ввода его в экс-плуатацию проходит от 10 до 25 лет, а иногда и более.Экономическая целесообразность эксплуатации ме-сторождения определяется затратами на его освоение,стоимость же всех других геологических работ (карти-рование, поиски, разведка) никак не учитывается.

Трудности создания полноценной сырьевой базы яр-ко видны на примере урана, в который вкладывалисьне поддающиеся теперь оценке огромные капитало-вложения, но вопреки всем надеждам и ожиданиямстрана по-прежнему испытывает острейший недоста-ток в новых, экономически рентабельных источникахэтого сырья. РОН



21. Субботин, С. А. Ториевый цикл. Выбираем реактор / С. А. Субботин // Атомная стратегия. – 2007. – № 9. – URL :http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article &sid =1097. = Subbotin, S. A. Torievyj cikl. Vybiraem reaktor / S. A. Subbotin// Atomnaja strategija. – 2007. – № 9. – URL : http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article &sid =1097.

22. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине ХХI века / Мин-во РФ по атомной энергии. – М. : Изд-во ЦНИИатоминформ, 2001. – 64 с. = Strategija razvitija atomnoj jenergetiki Rossii v pervoj polovine HHI veka / Min-vo RF po atomnoj jen-ergii. – M. : Izd-vo CNIIatominform, 2001. – 64 s.

23. Тарханов, А. В. Уран 2009. Ресурсы, производство и потребности / А. В. Тарханов, В. В. Шаталов // Минеральное сырье : сб. – М.: ВИМС, 2010. – Сер. геол.-минерал. – № 29. – 40 с. = Tarhanov, A. V. Uran 2009. Resursy, proizvodstvo i potrebnosti / A. V. Tarhanov, V. V.Shatalov // Mineral'noe syr'e : sb. – M. : VIMS, 2010. – Ser. geol.-mineral. – № 29. – 40 s.

24. Толстов, А. В. Комплексная оценка Томторского месторождения / А. В. Толстов, А. П. Гунин // Вестник Воронеж. ун-та. Сер. Гео-логия. – 2001. – Вып. 11. – С. 144–160. = Tolstov, A. V. Kompleksnaja ocenka Tomtorskogo mestorozhdenija / A. V. Tolstov, A. P. Gunin //Vestnik Voronezh. un-ta. Ser. Geologija. – 2001. – Vyp. 11. – S. 144–160.

25. Торий в ядерном топливном цикле / В. И. Бойко, В. А. Власов, И. И. Жерин, А. А. Маслов, И. В. Шаманин. – М. : Руда и Металлы,2006. – 359 c. = Torij v jadernom toplivnom cikle / V. I. Bojko, V. A. Vlasov, I. I. Zherin, A. A. Maslov, I. V. Shamanin. – M. : Ruda i Metally,2006. – 359 c.

26. Чернов, А. На монацит деньги даст Москва / А. Чернов // Областная газета / учредители: губернатор Свердловской обл., Законо-дательное Собрание Свердловской обл. – 2011. – 15 июня. – httr:/www.oblgazeta.ru/new_print_v.htm?top_id=275 = Chernov, A. Na monac-it den'gi dast Moskva / A. Chernov // Oblastnaja gazeta / uchrediteli: gubernator Sverdlovskoj obl., Zakonodatel'noe Sobranie Sverdlovskojobl. – 2011. – 15 ijunja. – httr:/www.oblgazeta.ru/new_print_v.htm?top_id=275

27. Энергетика в экономике XXI века / Е. П. Велихов, А. Ю. Гагаринский, С. А. Субботин, В. Ф. Цибульский. – М. : ИздАт, 2010. – 176 с.= Jenergetika v jekonomike XXI veka / E. P. Velihov, A. Ju. Gagarinskij, S. A. Subbotin, V. F. Cibul'skij. – M. : IzdAt, 2010. – 176 s.

28. Энергетическая стратегия России на период до 2030 года : утв. распоряжением Правительства РФ от 13 ноября 2009 г. № 1715-р //Собрание законодательства РФ. 2009. 30.11.2009. № 48, ст. 5836. – URL : http://minenergo.gov.ru /activity/energostrategy/ = Jener-geticheskaja strategija Rossii na period do 2030 goda : utv. rasporjazheniem Pravitel'stva RF ot 13 nojabrja 2009 g. № 1715-r // Sobranie za-konodatel'stva RF. 2009. 30.11.2009. № 48, st. 5836. – URL : http://minenergo.gov.ru /activity/energostrategy/

29. Эпштейн, Е. М. Геология Томторского уникального месторождения редких металлов (север Сибирской платформы) / Е. М. Эп-штейн, Н. А. Данильченко, С. А. Постников // Геология рудных месторождений. – 1994. – Т. 36. – № 2. – С. 83–110. = Jepshtejn, E. M.Geologija Tomtorskogo unikal'nogo mestorozhdenija redkih metallov (sever Sibirskoj platformy) / E. M. Jepshtejn, N. A. Danil'chenko, S.A. Postnikov // Geologija rudnyh mestorozhdenij. – 1994. – T. 36. – № 2. – S. 83–110.

30. Abstracts / International Symposium of Uranium Raw Material for the Nuclear Fuel Cycle. 22–26 June 2009. Vienna, Austria.31. Barthel, F. H. Thorium deposits and their availability / F. H. Barthel, F. J. Dahlkamp // New developments in uranium exploration, resources,

production and demand : Proceedings of a Technical Committee Meeting jointly organized by the IAEA and the NEA of the OECD and heldin Vienna, 26–29 August, 1991. – Printed by IAEA in Austria, 1992. – P. 104–115.

32. Barthel, F. H. Thorium / F. H. Barthel, F. J. Dahlkamp // Gmelin Handbook of Inorganic Suppl. A, Vol. A1b. – Springer Verlag, Berlin,1991. – P. 345–434.

33. Evaluated nuclear data for nuclides within the thorium – uranium fuel cycle / IAEA. – Vienna, 2010. – 61 p.34. Kazimi, M. S. Thorium fuel for nuclear energy / M. S. Kazimi // American Scientist. – 2003. – Sept-Oct. – P. 2–11.35. Kotova, V. M. Regularities of formation and location of thorium deposits / V. M. Kotova : Report Summary for XXXth IGC, Beijing, 1996.36. Kotova, V. M. Deposits of thorium in C.I.S. and their prospective / V. M. Kotova, J. I. Skorovarov : preprint of a paper intended for presentation

at a scientific meeting. – IAEA, 1995.37. Kotova, V. M. Deposits of thorium in C.I.S. and their future (genetic types of deposits) / V. M. Kotova, J. I. Skorovarov : report for Technical

Committee Meeting on recent changes and events in uranium deposits development, exploration, resources, production and the World/De-mand Relationship. – Kiev, 22–26 May, 1995.

38. Kotova, V. M. Thorium deposits in the C.I.S. and their Prospective characteristics, Proceedings of TC / V. M. Kotova, J. I. Skorovarov. –Meeting IAEA, September, 1997.

39. Lung, М. A present review of the thorium nuclear fuel cycles : Report EUR 17771 EN / M. Lung // Nuclear science and technology / Eu-ropean Commission. – Printed in Luxembourg : Office for Official Publication of the European Communities, 1997.

40. Nuclear Energy Development in the 21st century: Global scenarios and Regional trends / IAEA // Nuclear energy series. – Vienna, 2010. –№ NP-T-1.8. – 95 p.

41. Technical Meeting on World Thorium Resources. IAEA. 17–21 October 2011. Thiruvananthapuram, India. Hosted by Indian Rare Earths Lim-ited (IREL).

42. The use of (Th, U, Ru)O2 fuel in a water energy reactor (WWER-1000) phustes and fuel cycle simulation by means of the V.S.O.P. (97) ComputerCode FZJ-ISR-IB-1/99 / I. V. Shamanin, A. A. Ukhov, H. J. Rutten, K. Haas, W. Sherver. – Julich, 1999.

43. Uranium 2009: Resousrces, Production and Demand : A Joint Report by the OECD Nuclear Energy Agency and the International AtomicEnergy Agency. – Paris : OECD, July 2010.

Thorium – a promising fuel resource for the nuclear power sectorG.A. Pelymsky1, Dr. Sc. (Geol.-Mineral.), Lead Research AssociateV.M. Kotova2, Dr. Sc. (Geol.-Mineral.), Lead Research AssociateP.A. Chekhovich1, Dr. Sc. (Geol.-Mineral.), Division Head, [email protected]. Kapitonov1, Prof. Dr. Sc. (Phys.& Math.)1Lomonosov Moscow State University , 2VNIIKhT OAO AbstractThe article contains a generalized analysis of thorium sources worldwide and characteristics ofthorium mineral reserves and resources in Russia. Opportunities are discussed of thorium ap-plication in the nuclear power sector with reactors of different types. A brief review is presentedof the available technologies of thorium-bearing ore processing, thorium recovery from a varietyof mineral raw materials. Thorium-based fuel fabrication practices are described. Case-studiesof thorium application by NPPs are reviewed in brief internationally. Key words: thorium, thorium-bearing ore deposits, thorium recovery, monazite, loparite, uranium,nuclear power sector, nuclear, thermonuclear, and hybrid reactors, fuel cycle, IAEA.

Documents

УДК 553.493.6 + 621.039.5 © Коллектив авторов, 2012 Торий ñ ... · 2012-05-28 · Рациональное освоение недр №1 2012 Таблица