ТОРИЙ

Содержание
  1. в„–90 РўРѕСЂРёР№
  2. Нахождение в природе и получение:
  3. Физические свойства:
  4. Химические свойства:
  5. Важнейшие соединения:
  6. Применение:
  7. ТОРИЙ
  8. Физические свойства
  9. Химические свойства
  10. Получение
  11. Соединения тория
  12. Применение
  13. Торий: спасет ли он планету от энергетического кризиса? • Библиотека
  14. Дальние родственники бомбы
  15. Ториевый цикл
  16. Путь наименьшего сопротивления
  17. Могучий торий
  18. Термоядерное зажигание
  19. Торий как лекарство от ядерной чумы
  20. ТОРИЙ
  21. Торий в качестве ядерного топлива
  22. Научно-исследовательские и конструкторские разработки
  23. Энергетические реакторы
  24. Индия
  25. Разработка перспективных реакторов
  26. Применение тория в комплексах с ускорителями (ADS)
  27. Разработка ториевого топливного цикла
  28. Торий
  29. Получение
  30. Применение
  31. Биологическая роль
  32. Любопытные факты

в„–90 РўРѕСЂРёР№

ТОРИЙ

Торий был открыт Й.

Берцелиусом в 1828 году, который выделил оксид неизвестного ранее элемента из минерала, позже получившего название торит (содержит силикат тория, ThSiO4).

Элемент получил название по имени бога грома Тора в скандинавской мифологии. Чистый препарат тория был получен лишь в 1882 г. шведским химиком -Ларсом Фредериком Нильсоном.

Нахождение в природе и получение:

РўРѕСЂРёР№ почти всегда содержится РІ минералах редкоземельных элементов. Монацит, (Ce, Th)PO4, – важнейший источник Рё редкоземельных элементов, Рё тория.

РћРЅ содержит, РєСЂРѕРјРµ церия РґСЂСѓРіРёРµ редкоземельные элементы, Р° также уран. Содержание тория РІ земной РєРѕСЂРµ – 8-13 Рі/С‚, РІ РјРѕСЂСЃРєРѕР№ РІРѕРґРµ – 0,05 РјРєРі/Р».

Входит в виде примесей, наряду с ураном, в состав породообразующих минералов гранита.
Соединения металлов, входящих в состав монацита, переводят в растворимое состояние.

Далее, используя методы экстракции и ионного обмена торий выделяют из смеси соединений металлов в виде диоксида, тетрахлорида или тетрафторида.

Металлический торий получают из галогенидов или оксида методом металлотермии (кальций-, магний- или натрийтермии) при 900-1000°С, а также электролизом ThF4 или KThF5 в расплаве KF при 800°С на графитовом катоде. Полученный ториевый порошок спекают в вакууме при 1100-1350°C.

Физические свойства:

РўРѕСЂРёР№ – серебристо-белый блестящий, РјСЏРіРєРёР№, РєРѕРІРєРёР№ металл. Температура плавления 1750°С; температура кипения 4788°С, плотность 11,8 Рі/СЃРј3.

�звестны 30 изотопов тория но только один из них (торий-232) обладает достаточно большим периодом полураспада (14,05 миллиардов лет) по отношению к возрасту Земли, поэтому практически весь природный торий состоит только из этого нуклида. Некоторые из его изотопов могут определяться в природных образцах в следовых количествах, так как входят в радиоактивные ряды радия, актиния и тория.

Th-232 родоначальник большого ряда радиоактивных элементов, приводящего к устойчивому изотопу 208Pb.

Химические свойства:

На воздухе чистый металл медленно тускнеет и темнеет, при нагревании воспламеняется и горит ярко белым пламенем с образованием диоксида.

Порошок тория пирофорен и его рекомендуют хранить в керосине.
При нагреве взаимодействует с водородом, галогенами, серой, азотом, кремнием, алюминием и рядом других элементов.

Например, в атмосфере водорода при 400-600°С образует гидрид ThH2.

Относительно медленно корродирует в холодной воде, в горячей воде скорость коррозии тория и сплавов на его основе очень высока.

Торий растворим в концентрированных растворах НСl (6-12 моль/л) и HNO3 (8-16 моль/л) в присутствии иона фтора. Легко растворим в царской водке. Не реагирует с едкими щелочами.Торий способен проявлять степени окисления +4 (наиболее устойчива), +3 и +2.

Важнейшие соединения:

РћРєСЃРёРґ тория, ThO2 – белое РєСЂРёСЃС‚. вещество, тугоплавкое, РЅРµ растворимое РІ РІРѕРґРµ, может быть получен прокаливанием нитрата, карбоната или оксалата тория.

Реагирует с концентрированными серной и азотной кислотами, образуя соответствующие соли, с газообразным фтороводородом при высокой температуре, с оксидом кремния при сплавлении.

Гидроксид тория, Th(OH)4 – белое аморфное вещество, нерастворимо РІ РІРѕРґРµ, растворяется, образуя соли РІ соляной, серной Рё азотной кислотах.

Реагирует с углекислым газом Th(OH)4+CO2 = Th(CO3)O +2H2O
Нитрат тория, Th(NO3)4 бесцветные кристаллы, растворимые в холодной воде, образует кристаллогидрат Th(NO3)4*5H2O.

Горячей водой гидролизуется: Th(NO3)4 + 2H2O = Th(NO3)2(OH)2 + 2HNO3
Хлорид тория, ThCl4 бесцветные кристаллы, растворимые в холодной воде, образует кристаллогидраты, например ThCl4*8H2O. Сильный гидролиз по катиону.

Применение:

Торий имеет перспективы для развития атомной энергетики (уран-ториевый топливный цикл, реакторы на быстрых нейтронах, LFTR).

В атомной энергетике применяются карбид, оксид и фторид тория (в высокотемпературных жидкосолевых реакторах) совместно с соединениями урана и плутония и вспомогательными добавками.

Торий в виде металла с успехом применяется в металлургии (легирование магния и др.), придавая сплаву повышенные эксплуатационные характеристики (сопротивление разрыву, жаропрочность).

Оксид тория из-за его наивысшей температуры плавления из всех оксидов (3350 K) идёт на производство наиболее ответственных конструкций и изделий, работающих в сверхмощных тепловых потоках, (облицовка камер сгорания и т.п.). Тигли, изготовленные из оксида тория, применяются при работах в области температур около 2500-3100 °C. Ранее оксид тория применялся для изготовления калильных сеток в газовых светильниках.Добавка 0,8-1 % ThO2 к вольфраму стабилизирует структуру нитей ламп накаливания. Ксеноновые дуговые лампы почти всегда имеют торированные катод и анод, поэтому незначительно радиоактивны. Торий и его соединения широко применяют в составе катализаторов в процессах органического синтеза и крекинга нефти, а также при получении жидкого топлива из угля.

РўРѕСЂРёР№ малотоксичен, постоянно присутствует РІ тканях растений Рё животных Рё человека (10-5 – 10-7%), Рё как природный радиоактивный элемент РІРЅРѕСЃРёС‚ СЃРІРѕР№ вклад РІ естественный фон облучения организмов. РџСЂРё постоянном избыточном поступлении тория РІ организм способен накапливаться Рё вызывать онкологические заболевания. Граниты некоторых месторождений (РІРІРёРґСѓ слабой, РЅРѕ РїСЂРё длительном воздействии РЅР° человека опасной радиации) запрещено использовать РІ качестве наполнителя для бетона РїСЂРё строительстве.

�сточники:
Торий. Википедия, свободная энциклопедия. http://ru.wikipedia.org/Торий.
Популярная библиотека химических элементов. Торий. http://n-t.ru/ri/ps/pb090.htm.

Источник: http://www.kontren.narod.ru/x_el/info90.htm

ТОРИЙ

ТОРИЙ
статьи

ТОРИЙ – Th (Thorium), химический элемент III группы периодической системы элементов, металл, относится к актиноидам, атомный номер 90, атомная масса 232,0381.

Торий радиоактивен, стабильных изотопов не имеет, наиболее долгоживущие изотопы 230Th (период полураспада 7,5·104 лет) и 232Th (период полураспада 1,4·1010 лет).

В природе наиболее распространен изотоп 232Th, его содержание в земной коре 8·10-4%.

Впервые торий выделен И.Берцелиусом в 1828 из минерала, позже получившим название торит (содержит сульфат тория), торий был назван его первооткрывателем по имени бога грома Тора в скандинавской мифологии. См. также СКАНДИНАВСКАЯ МИФОЛОГИЯ.

Интерес к соединениям тория возник после того, как в 1885 венский химик Ауэр фон Вельсбах (первооткрыватель химического элемента неодима) обнаружил, что если ввести в пламя газовой горелки оксид тория, то он очень быстро нагревается до состояния белого каления и испускает яркий белый свет.

Обнаруженное явление позволяло простым способом превращать часть тепловой энергии газовой горелки в световую.

В результате поиска минералов, содержащих торий в заметном количестве, на берегу Атлантического океана в Бразилии был обнаружен минерал монацит, представлявший собой смесь фосфатов церия, лантана и тория, содержание тория в нем достигало 10%.

Добыча не составляла труда, монацитовый песок лежал прямо на берегу. Тысячи тонн этого минерала стали отправлять на океанских кораблях из Бразилии в Европу на переработку. Позже залежи моноцита были найдены США, Индии и на островах Цейлон и Мадагаскар.

Одновременно с этим была разработана своеобразная технология, позволяющая помещать соединения тория в горелку: из легкой ткани изготавливали тонкие колпачки, которые пропитывали солями тория, затем волокна ткани осторожно выжигали и получали легкую скорлупку, которую помещали в пламя газовой горелки.

Такие колпачки по имени их создателя стали называть ауэровскими. Тусклое газовое освещение городов Европы изменилось коренным образом, вместо желтоватого неровного пламени газового рожка появился источник яркого белого света.

Ауэровские колпачки почти в 20 раз увеличили яркость газового освещения и втрое снизили его стоимость. Производство таких колпачков в отдельные годы достигало 300 миллионов штук (в 1910-ые газовое освещение стало вытесняться электрическим).

Фактически торий был первым радиоактивным элементом, появившимся почти в каждом доме, но из-за слабой радиоактивности угрозы для здоровья он не представлял.

Физические свойства

Серебристо-белый пластичный металл, образует сплавы со многими металлами. Температура плавления – 1750° С, температура кипения – 4200° С, плотность – 7,24 г/см3, при температуре ниже 1,4 К становится сверхпроводником.

Химические свойства

Торий весьма реакционноспособен – быстро тускнеет на воздухе, в кипящей воде покрывается пленкой ThO2. Мелкодисперсный металлический торий вспыхивает на воздухе из-за энергичного окисления. Торий растворим в разбавленных минеральных кислотах: соляной, азотной, серной; концентрированной азотной кислотой он пассивируется, не реагирует со щелочами.

Наиболее устойчивая степень окисления у Th(IV), есть и соединения с более низкой степенью окисления: Th(II)I2 и Th(III)I3. При участии ионов щелочных металлов соединения тория легко образуют двойные соли K2[Th(NO3)6], Na2[Th(SO4)3], а также смешанные оксиды К2ТhO3.

В водных растворах ионы тория образуют гидроксо-ионы [Th(OH)3]+, [Th2(OH)2]6+, [Th4(OH)12]4+

Получение

Содержащие торий минералы, например, монацитовый песок, подвергают сернокислотному расщеплению, полученную пасту нейтрализуют и затем обрабатывают соляной кислотой.

Отделение сопутствующих элементов основано на различной растворимости полученных хлоридов. Иногда используют экстракцию трибутилфосфатом, позволяющую более тонко отделить примеси.

Металлический торий получают из ThCl4 восстановлением с помощью Na, Са или Mg при 900–1000° С.

Соединения тория

При нагревании тория в атмосфере водорода при 400–600 °С образуется гидрид ThH2 Темно-серые кристаллы, быстро разлагающиеся при действии влаги воздуха с образованием диоксида.

Диоксид ТhO2 образуется при сгорании металла на воздухе, при прокаливании гидроксида, а также некоторых солей – нитрата, карбоната. Это исключительно высокоплавкое соединение – т. пл. 3350° С, т. кип. 4400° С; реагирует с оксидами металлов при 600–800° С, образуя двойные оксиды (тораты), например, К2ТhO3, BaThO3, ThTi2O6. ТhO2устойчив к действию кислот и восстановителей;

Гидроксид Th(ОН)4 получают взаимодействием солей тория с растворами щелочей. Аморфное вещество; устойчиво при 260–450° С, выше 470° С превращается в ThO2.

Монокарбид ThC получают взаимодействием металлического тория со стехиометрическим количеством углерода, его т. пл. 2625° С.

Дикарбид ThC2 получают взаимодействием металлического тория с избытком углерода или восстановлением ТhО2 углеродом при 1500° С. Его т. пл. 2655° С, т. кип.

5000° С, разлагается водой и разбавленными кислотами с образованием углеводородов, на воздухе окисляется при 600–700° С до ThO2.

Тетрагалогениды ТhНа14 (Hal = F, Cl, Br, I) получают при нагревании металлического тория или ThO2 при 300–400° С с соответствующим галогенидами или галогенводородами. Тетрафторид ThF4 имеет т. пл. 1100° С, т. кип.

1650° С, растворим в воде, образует кристаллогидраты. Тетрахлорид ThCl4 имеет т. пл. 770° С, т. кип. 921° С, растворим в воде, низших спиртах, эфирах, ацетоне, бензоле. Образует гидраты с 2, 4, 7 и 12 молекулами воды.

Тетрабромид ThBr4 имеет т. пл. 679° С, т. кип. 857° С, образует гидраты с 7, 8, 10 и 12 молекулами воды, а также сольваты с аммиаком и аминами. Тетраиодид ThI4 имеет т. пл. 566° С, т. кип. 837° С, хорошо растворим в воде с образованием гидратов, при нагревании и действии света разлагается с выделением I2.

Применение

Торий используется в качестве легирующей добавки, упрочняющей магниевые сплавы, введение тория в состав вольфрамовых нитей для электроламп накаливания увеличивает срок их службы.

Оксид тория применяется как огнеупорный материал, в качестве компонента катализаторов, его также добавляют в состав дуговых углей для увеличения яркости электрической дуги, используемой в прожекторах. Фактически, это продолжение идеи «ауэровских колпачков».

В последние годы Ауэровские колпачки вновь «вернулись к жизни». Для тех, кто длительно работает в полевых условиях, в экспедициях, а также для туристов выпускают газовые баллончики с прикрепленной горелкой, поверх которой располагают Ауэровский колпачок, прикрытый стеклянным плафоном.

Подобные источники света намного экономичнее электрических светильников такой же яркости, использующих батареи или аккумуляторы. В настоящее время торий рассматривают как перспективное ядерное топливо.

При облучении нейтронами в уран-ториевых реакторах изотоп 232Тh превращается в делящийся изотоп урана 233U, пригодный для использования в ядерных реакторах.

Запасы тория в земной коре (3,3 × 106 т) соизмеримы с запасами урана (3,5 × 106 т).

Михаил Левицкий

Источник: https://www.krugosvet.ru/enc/nauka_i_tehnika/himiya/TORI.html

Торий: спасет ли он планету от энергетического кризиса? • Библиотека

ТОРИЙ

Элемент, названный в честь одного из главных скандинавских богов, может спасти человечество от энергетического кризиса, который поджидает нас в ближайшем будущем.

В 1815 году знаменитый шведский химик Йенс Якоб Берцелиус заявил об открытии нового элемента, который он назвал торием в честь Тора, бога-громовержца и сына верховного скандинавского бога Одина. Однако в 1825 году обнаружилось, что открытие это было ошибкой.

Тем не менее название пригодилось — его Берцелиус дал новому элементу, который он обнаружил в 1828 году в одном из норвежских минералов (сейчас этот минерал называется торит).

Этому элементу, возможно, предстоит большое будущее, где он сможет сыграть в атомной энергетике роль, не уступающую по важности главному ядерному топливу — урану.

Дальние родственники бомбы

Атомная энергетика, на которую сейчас возлагается столько надежд, — это побочная ветвь военных программ, основными целями которых было создание атомного оружия (а чуть позднее реакторов для подводных лодок). В качестве ядерного материала для изготовления бомб можно было выбрать из трех возможных вариантов: уран-235, плутоний-239 или уран-233.

Уран-235 содержится в природном уране в очень небольшом количестве — всего 0,7% (остальные 99,3% составляет изотоп 238), и его нужно выделить, а это дорогостоящий и сложный процесс.

Плутоний-239 не существует в природе, его нужно нарабатывать, облучая нейтронами уран-238 в реакторе, а затем выделяя его из облученного урана.

Таким же образом можно получать уран-233 путем облучения нейтронами тория-232.

Первые два способа в 1940-х годах были реализованы, а вот с третьим физики решили не возиться.

Дело в том, что в процессе облучения тория-232 помимо полезного урана-233 образуется еще и вредная примесь — уран-232 с периодом полураспада в 74 года, цепочка распадов которого приводит к появлению таллия-208.

Этот изотоп излучает высокоэнергетичные (жесткие) гамма-кванты, для защиты от которых требуются толстенные свинцовые плиты. Кроме того, жесткое гамма-излучение выводит из строя управляющие электронные цепи, без которых невозможно обойтись в конструкции оружия.

Ториевый цикл

Тем не менее о тории не совсем забыли. Еще в 1940-х годах Энрико Ферми предложил нарабатывать плутоний в реакторах на быстрых нейтронах (это более эффективно, чем на тепловых), что привело к созданию реакторов EBR-1 и EBR-2.

В этих реакторах уран-235 или плутоний-239 являются источником нейтронов, превращающих уран-238 в плутоний-239.

При этом плутония может образовываться больше, чем «сжигается» (в 1,3–1,4 раза), поэтому такие реакторы называются «размножителями».

Другая научная группа под руководством Юджина Вигнера предложила свой проект реактора-размножителя, но не на быстрых, а на тепловых нейтронах, с торием-232 в качестве облучаемого материала. Коэффициент воспроизводства при этом уменьшился, но конструкция была более безопасной. Однако существовала одна проблема.

Ториевый топливный цикл выглядит таким образом. Поглощая нейтрон, торий-232 переходит в торий-233, который быстро превращается в протактиний-233, а он уже самопроизвольно распадается на уран-233 с периодом полураспада 27 дней. И вот в течение этого месяца протактиний будет поглощать нейтроны, мешая процессу наработки.

Для решения этой проблемы хорошо бы вывести протактиний из реактора, но как это сделать? Ведь постоянная загрузка и выгрузка топлива сводит эффективность наработки почти к нулю. Вигнер предложил очень остроумное решение — реактор с жидким топливом в виде водного раствора солей урана.

В 1952 году в Национальной лаборатории в Оак-Ридже под руководством ученика Вигнера, Элвина Вайнберга, был построен прототип такого реактора — Homogeneous Reactor Experiment (HRE-1).

А вскоре появилась еще более интересная концепция, идеально подходившая для работы с торием: это реактор на расплавах солей, Molten-Salt Reactor Experiment. Топливо в виде фторида урана было растворено в расплаве фторидов лития, бериллия и циркония.

MSRE проработал с 1965 по 1969 год, и хотя торий там не использовался, сама концепция оказалась вполне работоспособной: использование жидкого топлива повышает эффективность наработки и позволяет выводить из активной зоны вредные продукты распада.

Путь наименьшего сопротивления

Тем не менее жидкосолевые реакторы (ЖСР) не получили распространения, поскольку обычные тепловые реакторы на уране оказались дешевле.

Мировая атомная энергетика пошла по наиболее простому и дешевому пути, взяв за основу проверенные водо-водяные реакторы под давлением (ВВЭР), потомки тех, которые были сконструированы для подводных лодок, а также кипящие водо-водяные реакторы.

Реакторы с графитовым замедлителем, такие как РБМК, представляют собой другую ветвь генеалогического древа — они происходят от реакторов для наработки плутония.

«Основным топливом для этих реакторов является уран-235, но его запасы хотя и довольно значительны, тем не менее ограничены, — объясняет „Популярной механике“ начальник отдела системных стратегических исследований Научно-исследовательского центра „Курчатовский институт“ Станислав Субботин.

— Этот вопрос начал рассматриваться еще в 1960-х годах, и тогда планируемым решением этой проблемы считалось введение в ядерный топливный цикл отвального урана-238, запасов которого почти в 200 раз больше. Для этого планировалось построить множество реакторов на быстрых нейтронах, которые бы нарабатывали плутоний с коэффициентом воспроизводства 1,3–1,4, чтобы избыток можно было использовать для питания тепловых реакторов. Быстрый реактор БН-600 был запущен на Белоярской АЭС — правда, не в режиме бридера. Недавно там же был построен и еще один — БН-800. Но для построения эффективной экосистемы атомной энергетики таких реакторов нужно примерно 50%».

Могучий торий

Вот тут как раз на сцену и выходит торий. «Торий часто называют альтернативой урану-235, но это совершенно неправильно, — говорит Станислав Субботин. — Сам по себе торий, как и уран-238, вообще не является ядерным топливом.

Однако, поместив его в нейтронное поле в самом обычном водо-водяном реакторе, можно получить отличное топливо — уран-233, которое затем использовать для этого же самого реактора. То есть никаких переделок, никакого серьезного изменения существующей инфраструктуры не нужно. Еще один плюс тория — распространенность в природе: его запасы как минимум втрое превышают запасы урана.

Кроме того, нет необходимости в разделении изотопов, поскольку при попутной добыче вместе с редкоземельными элементами встречается только торий-232. Опять же, при добыче урана происходит загрязнение окружающей местности относительно долгоживущим (период полураспада 3,8 суток) радоном-222 (в ряду тория радон-220 — короткоживущий, 55 секунд, и не успевает распространиться).

Кроме того, торий имеет отличные термомеханические свойства: он тугоплавкий, менее склонен к растрескиванию и выделяет меньше радиоактивных газов при повреждении оболочки ТВЭЛ.

Наработка урана-233 из тория в тепловых реакторах примерно в три раза более эффективна, чем плутония из урана-235, так что наличие как минимум половины таких реакторов в экосистеме атомной энергетики позволит замкнуть цикл по урану и плутонию. Правда, быстрые реакторы все равно будут нужны, поскольку коэффициент воспроизводства у ториевых реакторов не превышает единицы».

Однако у тория есть и один достаточно серьезный минус. При нейтронном облучении тория уран-233 оказывается загрязненным ураном-232, который испытывает цепочку распадов, приводящую к жесткому гамма-излучающему изотопу таллий-208.

«Это сильно затрудняет работу по переработке топлива, — объясняет Станислав Субботин. — Но с другой стороны, облегчает обнаружение такого материала, уменьшая риск хищений.

Кроме того, в замкнутом ядерном цикле и при автоматизированной обработке топлива это не имеет особого значения».

Термоядерное зажигание

Эксперименты по использованию ториевых ТВЭЛов в тепловых реакторах ведутся в России и других странах — Норвегии, Китае, Индии, США. «Сейчас самое время вернуться к идее жидкосолевых реакторов, — считает Станислав Субботин. — Химия фторидов и фторидных расплавов хорошо изучена благодаря производству алюминия.

Для тория реакторы на расплавах солей гораздо более эффективны, чем обычные водо-водяные, поскольку позволяют гибко производить загрузку и вывод продуктов распада из активной зоны реактора.

Более того, с их помощью можно реализовать гибридные подходы, используя в качестве источника нейтронов не ядерное топливо, а термоядерные установки — хотя бы те же токамаки.

К тому же жидкосолевой реактор позволяет решить проблему с минорными актинидами — долгоживущими изотопами америция, кюрия и нептуния (которые образуются в облученном топливе), „дожигая“ их в реакторе-мусорщике. Так что в перспективе нескольких десятилетий в атомной энергетике без тория нам не обойтись».

Источник: https://elementy.ru/nauchno-populyarnaya_biblioteka/433126/Toriy_spaset_li_on_planetu_ot_energeticheskogo_krizisa

Торий как лекарство от ядерной чумы

ТОРИЙ
poisk

Originally published at Профессионально об энергетике. Please leave any comments there.

ТОРИЙ

Торий – природный слабо радиоактивный металл, открытый в 1828 г. шведским химиком Йенсом Берцелиусом, который назвал его в честь Тора, бога войны скандинавских народов. В небольших количествах он присутствует во многих горных породах и грунтах, где его содержание почти в три раза превышает содержание урана. В почве содержится приблизительно шесть частей тория на миллион.

Торий встречается во многих минералах, наиболее распространенным из которых является редкоземельный минерал – фосфат тория – монацит, в котором содержится до 12% оксида тория. Залежи этого минерала имеются в нескольких странах.

Торий-232 распадается очень медленно (его период полураспада почти в три раза превышает возраст Земли), но другие изотопы тория содержатся в нем и в цепях распада урана.

Большинство из них являются короткоживущими элементами, и поэтому они намного более радиоактивны, чем Th-232, хотя в массовом отношении их содержание ничтожно мало.

Мировые запасы тория (доступные для добычи)
СтранаЗапасы (в тоннах)
Австралия300000
Индия290000
Норвегия170000
USA160000
Канада100000
Южная Африка35000
Бразилия16000
Прочие страны95000
Всего1200000
(Источник – Служба геологической разведки USA, Запасы минералов, январь 1999 года)

Торий в качестве ядерного топлива

Торий, как и уран, может использоваться в качестве ядерного топлива. Сам по себе не являющийся делящимся материалом Th-232 поглощает медленные нейтроны и образует делящийся уран-233. Как и U-2238, торий-232 является топливным сырьем.

По одному из существенных показателей U-233 превосходит уран-235 и плутоний-239, имея более высокий выход нейтронов на один поглощенный нейтрон.

Если начать реакцию с помощью другого делящегося материала (U-235 или Pu-239), можно реализовать цикл наработки делящегося материала, напоминающий, но более эффективный, чем цикл на U-238 и плутоний в реакторах на медленных нейтронах.

Th-232 поглощает нейтрон и преобразуется в Th-233, который при распаде переходит в Ра-233, а затем в U-233. Облученное топливо можно выгрузить из реактора, U-233 отделить от тория и загрузить в другой реактор, как часть замкнутого топливного цикла.

За последние 30 лет появился интерес к торию в качестве ядерного топлива, поскольку его запасы в земной коре в три раза превышают запасы урана. Кроме того, в реакторах можно использовать весь добываемый торий в отличие от 0,7% изотопа U-235 из природного урана.

Основным вариантом в реакторах типа PWR могут быть топливные сборки, смонтированные так, что бланкет, состоящий главным образом из тория, покрывает затравочный элемент с большей степенью обогащения, содержащий U-235, который производит нейтроны для подкритического бланкета. Поскольку U-233 производится в бланкете, он там же и сгорает. Здесь речь следует о легководном реакторе-бридере, который успешно прошел демонстрационные испытания в USA в 1970 годах.

Научно-исследовательские и конструкторские разработки

Возможность реализации ториевых топливных циклов изучается уже около 30 лет, однако значительно менее интенсивно, чем урановых или уран-плутониевых циклов.

Основные исследовательские и конструкторские работы проводились в Германии, Индии, Японии, Рф, Великобритании и USA. Было проведено также и пробное облучение ториевого топлива в реакторах до получения высокого уровня выгорания.

Полностью или частично загружались ториевым топливом несколько опытных реакторов.

К заслуживающим внимания экспериментам по ториевому циклу относятся следующие (первые три проводились на высокотемпературных реакторах с газовым охлаждением):

  • В период с 1967 по 1988 годы в Германии более 750 недель эксплуатировался экспериментальный реактор AVR с насыпным бланкетом при мощности 15 МегаВт. 95% всего периода работы реактора составляла работа на ториевом топливе. Топливо представляло собой 100000 топливных элементов в виде шариков. Общий вес ториевого топлива составлял 1360 кг; торий использовался в смеси с высокообогащенным ураном. Максимальная глубина выгорания составила 150000 МВт·сутки/т.
  • Ториевые ТВЭЛы, состоящие из тория и урана в соотношении 10:1, в течение 741 суток облучались в реакторе Dragon мощностью 20 МегаВт в английском городе Уинфит. Реактор Dragon эксплуатировался в рамках совместного проекта, в котором, наряду с Великобританией, с 1964 по 1973 годы участвовали Австрия, Дания, Швеция, Норвегия и Швейцария. Ториево-урановое топливо использовалось для производства U-233, который заменял потребляемый U-235 примерно в том же соотношении. Топливо могло работать в реакторе в течение шести лет.
  • В 1967-1974 годах в USA работал высокотемпературный реактор Peach Bottom на уран-ториевом топливе мощностью 110 МегаВт производства компании General Atomic.
  • В Индии в 1996 г. в Калпаккаме в качестве источника нейтронов был запущен экспериментальный исследовательский реактор Kamini мощностью 30 кВт, работавший на U-233, полученном путем облучения ThO2 на другом реакторе. Реактор был построен неподалеку от бридерного реактора на быстрых нейтронах мощностью 40 МегаВт, в котором и облучался ThO2.
  • В Нидерландах в течение трех лет эксплуатировался гомогенный реактор с водяной смесью мощностью 1 МегаВт. В реакторе использовалось топливо в виде раствора высокообогащенного урана и тория; с целью удаления продуктов деления непрерывно велась переработка, в результате которой с высоким К.П.Д. производился U-233.
  • Проводился ряд экспериментов с реакторами на быстрых нейтронах.

Энергетические реакторы

  • На базе реактора AVR в Германии был разработан 300 МегаВт-реактор THTR, проработавший с 1983 по 1989 годы; реактор работал на насыпном бланкете из 674000 элементов, из которых больше половины представляло собой уран-ториевое топливо, а остальные – графитовый замедлитель и нейтронные поглотители. ТВЭЛы непрерывно обновлялись при загрузке, и в среднем прошли через реактор шесть раз. Производство топлива было поставлено на промышленную основу.
  • Реактор Fort St Vrain был единственным в USA коммерческим реактором, работавшем на ториевом топливе; этот реактор также был сконструирован на базе немецкого AVR и проработал с 1976 по 1989 годы. Это был высокотемпературный реактор (1300°С) с графитовым замедлителем и гелиевым охлаждением с проектной мощностью 842 МегаВт (330 МегаВт электрических). Топливные элементы были изготовлены из карбида тория и карбида Th/U-235 в виде микросфер, для удержания продуктов деления, покрытых диоксидом кремния и пироуглеродом. ТВЭЛы имели форму шестигранных колонн («призм»). В реакторе использовалось почти 25 тонн тория; глубина выгорания составила 170000 МВт·сутки/т.
  • Исследования ториевого топлива для реакторов типа PWR проводились на американском реакторе Shippingport; в качестве исходного делящегося материала топлива использовались U-235 и плутоний. Был сделан вывод, что торий серьезно не повлияет на режимы работы и сроки эксплуатации активной зоны. Здесь же с 1977 по 1982 годы успешно прошли испытания легководного бридерного реактора затравочно-бланкетного типа на ториево-урановом топливе, покрытым сплавом циркония.
  • В 60-мегаваттном реакторе Lingen типа BWR в Германии использовались Th/Pu-ТВЭЛы.

Индия

В Индии с целью повышения эффективности после запуска в блоки 1 и 2 А.Э.С в Какрапаре было загружено 500 кг ториевого топлива. 1-Ый блок А.Э.

С был первым в мире реактором, в котором для выравнивания мощности в активной зоне использовался не обедненный уран, а торий. Работая на ториевом топливе, 1-й блок вышел на полную мощность за 300 суток, а 2-й блок – за 100 суток.

Ториевое топливо планируется использовать в блоках 1 и 2 А.Э.С в Кайга и в блоках 3 и 4 А.Э.С в Раджастане, которые находятся в стадии строительства.

Обладая запасами тория, в шесть раз превышающими запасы урана, Индия в качестве основной задачи промышленного производства энергии поставила задачу внедрения ториевого цикла, которая будет решаться в три этапа:

  • тяжеловодные реакторы CANDU, работающие на топливе из природного урана, будут использоваться для наработки плутония;
  • реакторы-бридеры на быстрых нейтронах (R) на основе полученного плутония будут производить U-233 из тория;
  • перспективные тяжеловодные реакторы будут работать на U-233 и тории, получая 75% энергии из тория.

Отработанное топливо затем будет перерабатываться для восстановления делящихся материалов и их последующей переработки;

В качестве еще одной возможности для третьего этапа рассматриваются подкритические комплексы на ускорителях (ADS).

Разработка перспективных реакторов

Конструкторские решения по перспективным реакторам на ториевом топливе включают:

  • Легководные реакторы, использующие в качестве топлива оксид плутония (PuO2), оксид тория (ThO2) и(или) оксид урана (UO2), из которых изготовляются стержневые ТВС.
  • Высокотемпературные реакторы с газовым охлаждением (HTGR) двух типов – с насыпным бланкетом и призматическими топливными сборками.
  • Газотурбинные модульные реакторы с гелиевым охлаждением (GT-MHR). Результатом проведенных в USA исследований на реакторах типа HTGR стали призматические ТВС. Использование гелия для охлаждения при высоких температурах и сравнительно небольшая выходная энергия на модуль (600 МВт) позволяет скомбинировать модульную конструкцию с газовой турбиной (цикл Брайтона), что повышает производство тепловой энергии почти на 50%. Активная зона таких реакторов допускает применение широкого спектра конструкций ТВС, в том числе ВОУ/Th и Pu/Th. Использование ВОУ/Th-топлива было продемонстрировано на американском реакторе Fort St Vrain.
  • Модульный реактор с насыпным бланкетом (PBMR). Сконструирован в Южной Африке на основе результатов проведенных в Германии исследований. Сейчас работы ведутся международным консорциумом. Позволяет использовать ториевые насыпные бланкеты.
  • Реакторы на солевом расплаве. Перспективный реактор-бридер, в котором ториевое топливо используется в виде солевого расплава, не требуя дополнительного внешнего охлаждения. Хладагент первичного контура проходит через теплообменник, где тепловая энергия реакции деления передается в рабочий материал вторичного контура с целью генерации пара. Детальные исследования концепции проводились в 60-е годы ХХ века; сейчас они возобновились в связи с появлением передовых технологий производства материалов.
  • Перспективные тяжеловодные реакторы (AHWR). В Индии в настоящее время ведутся работы по этому направлению. Как и канадский реактор CANDU-NG, индийский реактор мощностью 250 МегаВт охлаждается обычной водой. Основная часть активной зоны состоит из смеси оксидов тория и U-233 в подкритическом состоянии; пропорции смеси таковы, что U-233 самовоспроизводится. Реакция управляется несколькими затравочными зонами на основе обычного МОХ-топлива.
  • Утилизация плутония. Сегодня в некоторых реакторах используется МОХ-топливо (U, Pu). Альтернатива состоит в использовании торий-плутониевого топлива; в этом случае реактор работает на плутонии, производя делящийся U-233, который после разделения можно использовать в составе уран-ториевого топливного цикла.

Применение тория в комплексах с ускорителями (ADS)

В комплексах с ускорителями высокоэнергетические нейтроны производятся за счет реакции расщепления ядер высокоэнергетическими протонами ускорителя, соударяющимися с тяжелыми ядрами мишени (свинец, свинец-висмут или другие элементы).

Эти нейтроны можно направить в субкритический реактор, содержащий торий, где нейтроны производят U-233 и обеспечивают его деление. Существует возможность обеспечения самоподдерживающейся реакции деления, которую можно направить либо на производство энергии, либо на трансмутацию актиноидов, образующихся в результате U/Pu топливного цикла.

Использование тория вместо урана означает, что в самом реакторе ADS будет производиться меньшее число актиноидов.

Разработка ториевого топливного цикла

Проблемы, связанные с решением этой задачи, сводятся к высокой стоимости производства топлива частично вследствие высокой радиоактивности U-233, который всегда содержит U-232; аналогичные проблемы касаются и переработки тория вследствие высокой радиоактивности Th-228, определенного риска распространения U-233 как оружейного материала, а также ряда технических проблем переработки (пока не решенных должным образом). Предстоит проделать большую работу, прежде чем ториевый цикл будет поставлен на коммерческую основу, но пока можно в больших количествах добывать уран, такая работа представляется маловероятной.

Тем не менее, ториевый цикл с его потенциалом по воспроизводству без использования реакторов на быстрых нейтронах сохранит свою перспективность еще в течение длительного времени. Этот цикл является определяющим фактором в развитии самодостаточной ядерной энергетики.

Источник: https://poisk.livejournal.com/641694.html

Торий

ТОРИЙ

Торий Свойства атома Химические свойства Термодинамические свойства простого вещества Кристаллическая решётка простого вещества
Атомный номер 90
Внешний вид простого вещества серый, мягкий, ковкий, вязкий,

радиоактивный металл

Атомная масса
(молярная масса)
232,0381 а. е. м. (г/моль)
Радиус атома 180 пм
Энергия ионизации
(первый электрон)
670,4 (6,95) кДж/моль (эВ)
Электронная конфигурация [Rn] 6d2 7s2
Ковалентный радиус 165 пм
Радиус иона (+4e) 102 пм
Электроотрицательность
(по Полингу)
1,3
Электродный потенциал
Степени окисления 4
Плотность 11,78 г/см³
Молярная теплоёмкость 26,23[1] Дж/(K·моль)
Теплопроводность (54,0) Вт/(м·K)
Температура плавления 2028 K
Теплота плавления 16,11 кДж/моль
Температура кипения 5060 K
Теплота испарения 513,7 кДж/моль
Молярный объём 19,8 см³/моль
Структура решётки кубическая
гранецентрированая
Параметры решётки 5,080 Å
Отношение c/a n/a
Температура Дебая 100,00 K
Th 90
232,0381
6d27s2
Торий

Торий — элемент III группы таблицы Менделеева, принадлежащий к актиноидам; тяжёлый слаборадиоактивный металл. Впервые торий выделен Й. Берцелиусом в 1828 году из минерала, позже получившего название торит (содержит сульфат тория). Торий был назван его первооткрывателем по имени бога грома Тора в скандинавской мифологии.

Получение

Торий, как и некоторые другие редкоземельные элементы, выделяют из галогенидов или оксида методом металлотермии (кальцийтермии)

Применение

Торий имеет ряд областей применения, в которых подчас играет незаменимую роль. Положение этого металла в Периодической системе элементов и структура ядра предопределили его применение в области мирного использования атомной энергии.

Так, например, при облучении природного тория-232 нейтронами в атомном реакторе он путём захвата нейтрона (с образованием тория-233) и двух последующих бета-распадов (через протактиний-233) превращается в лёгкий изотоп урана с массовым числом 233.

Уран-233 способен к делению подобно урану-235 и плутонию, что открывает более чем серьёзные перспективы для развития атомной энергетики (реакторы на быстрых нейтронах).

В атомной энергетике применяются карбид, оксид и фторид тория (в высокотемпературных жидкосолевых реакторах) совместно с соединениями урана и плутония и вспомогательными добавками.

Так как общие запасы тория в 3—4 раза превышают запасы урана в земной коре, то атомная энергетика при использовании тория позволит на сотни лет полностью обеспечить энергопотребление человечества.

Кроме атомной энергетики, торий в виде металла с успехом применяется в металлургии (легирование магния и др.), придавая сплаву повышенные эксплуатационные характеристики (сопротивление разрыву, жаропрочность).

Отчасти торий в виде окиси применяется в производстве высокопрочных композиций как упрочнитель (для авиапромышленности).

Оксид тория из-за его наивысшей температуры плавления из всех оксидов (3350 K) и неокисляемости идёт на производство наиболее ответственных конструкций и изделий, работающих в сверхмощных тепловых потоках, и может быть идеальным материалом для облицовки камер сгорания и газодинамических каналов для МГД-электростанций. Тигли, изготовленные из окиси тория, применяются при работах в области температур около 2500—3100 °C. Ранее оксид тория применялся для изготовления калильных сеток в газовых светильниках.

Торированные катоды прямого накала применяются в электронных лампах, а оксидно-ториевые — в магнетронах и мощных генераторных лампах. Добавка 0,8—1 % ThO2 к вольфраму стабилизирует структуру нитей ламп накаливания.

Ксеноновые дуговые лампы почти всегда имеют торированные катод и анод, поэтому незначительно радиоактивны. Оксид тория применяется как элемент сопротивления в высокотемпературных печах.

Торий и его соединения широко применяют в составе катализаторов в органическом синтезе.

Биологическая роль

Торий постоянно присутствует в тканях растений и животных. Коэффициент накопления тория (то есть отношение его концентрации в организме к концентрации в окружающей среде) в морском планктоне — 1250, в донных водорослях — 10, в мягких тканях беспозвоночных — 50—300, рыб — 100.

В пресноводных моллюсках его концентрация колеблется от 3×10−7 до 1×10−5 %, в морских животных от 3×10−7 до 3×10−6 %. Торий поглощается главным образом печенью и селезёнкой, а также костным мозгом, лимфатическими узлами и надпочечниками; плохо всасывается из желудочно-кишечного тракта.

У человека среднесуточное поступление тория с продуктами питания и водой составляет 3 мкг; выводится из организма с мочой и калом (0,1 и 2,9 мкг соответственно). Торий малотоксичен, однако как природный радиоактивный элемент вносит свой вклад в естественный фон облучения организмов.

Любопытные факты

Интересный случай, когда значительные количества тория были добыты неспециалистом из калильных сеток в газовых светильниках (случай с Дэвидом Ханом).

Источник: http://himsnab-spb.ru/article/ps/th/

Ваш педагог
Добавить комментарий

;-) :| :x :twisted: :smile: :shock: :sad: :roll: :razz: :oops: :o :mrgreen: :lol: :idea: :grin: :evil: :cry: :cool: :arrow: :???: :?: :!: