Ториевый шанс. Что такое торий

Содержание 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 230 Th (период полураспада 7,5·10 4 лет) и 232 Th (период полураспада 1,4·10 10 лет). В природе наиболее распространен изотоп 232 Th, его содержание в земной коре 8·10 -4 %.

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/см 3 , при температуре ниже 1,4 К становится сверхпроводником.

Химические свойства.

Торий весьма реакционноспособен – быстро тускнеет на воздухе, в кипящей воде покрывается пленкой ThO 2 . 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) I 2 и Th (III) I 3 . При участии ионов щелочных металлов соединения тория легко образуют двойные соли K 2 , Na 2 , а также смешанные оксиды К 2 ТhO 3 . В водных растворах ионы тория образуют гидроксо-ионы + , 6+ , 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 ThCl 4 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 ThH 2 Темно-серые кристаллы, быстро разлагающиеся при действии влаги воздуха с образованием диоксида.

Диоксид ТhO 2 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, К 2 ТhO 3 , BaThO 3 , ThTi 2 O 6 . ТhO 2 устойчив 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 ThO 2.

Монокарбид ThC получают взаимодействием металлического тория со стехиометрическим количеством углерода, его т. пл. 2625° С. Дикарбид ThC 2 получают взаимодействием металлического тория с избытком углерода или восстановлением ТhО 2 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 ThO 2 .

Тетрагалогениды ТhНа1 4 (Hal = F, Cl, Br, I) получают при нагревании металлического тория или ThO 2 при 300–400° С с соответствующим галогенидами или галогенводородами. Тетрафторид ThF 4 имеет т. пл. 1100° С, т. кип. 1650° С, растворим в воде, образует кристаллогидраты. Тетрахлорид ThCl 4 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 ThBr 4 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 ThI 4 имеет т. пл. 566° С, т. кип. 837° С, хорошо растворим в воде с образованием гидратов, при нагревании и действии света разлагается с выделением I 2 .

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

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.

Так выглядит ториевый ядерный цикл, иллюстрирующий превращение тория в высокоэффективное ядерное топливо — 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.

В 1960-х планировалось замкнуть ядерный цикл по урану и плутонию с использованием примерно 50% АЭС на тепловых реакторах и 50% на быстрых. Но разработка быстрых реакторов вызвала трудности, так что в настоящее время эксплуатируется лишь один такой реактор — БН-600 на Белоярской АЭС (и построен еще один — БН-800). Поэтому сбалансированную систему можно создать из ториевых тепловых реакторов и примерно 10% быстрых реакторов, которые будут восполнять недостающее топливо для тепловых.

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.

Жидкосолевой реактор позволяет намного более гибко управлять топливным циклом, чем обычные тепловые станции, и использовать топливо с наибольшей эффективностью, выводя вредные продукты распада из активной зоны и добавляя новое топливо по мере необходимости.

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%».

Все радиоактивные изотопы, которые встречаются в природе в естественных условиях, принадлежат к одному из трех семейств (радиоактивных рядов). Каждый такой ряд — это цепочка ядер, связанных последовательным радиоактивным распадом. Родоначальники радиоактивных рядов — долгоживущие изотопы уран-238 (период полураспада 4,47 млрд лет), уран-235 (704 млн лет) и торий-232 (14,1 млрд лет). Цепочки заканчиваются стабильными изотопами свинца. Существует еще один ряд, начинающийся с нептуния-237, но период его полураспада слишком мал — всего лишь 2,14 млн лет, поэтому в природе он не встречается.

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».

На производство 1 ГВт в течение года требуется: 250 т природного урана (содержат 1,75 т урана-235) требуется добыть 215 т обедненного урана (в том числе 0,6 т урана-235) уходят в отвалы; 35 т обогащенного урана (из них 1,15 т урана-235) загружаются в реактор; отработанное топливо содержит 33,4 т урана-238, 0,3 т урана-235, 0,3 т плутония-239, 1 т продуктов распада. 1 т тория-232 при загрузке в жидкосолевой реактор полностью конвертируется в 1 т урана-233; 1 т продуктов распада, из них 83% - короткоживущие изотопы (распадаются до стабильных примерно за десять лет).

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».

Торий (хим. элемент) Торий (лат. Thorium), Th, радиоактивный химический элемент, первый член семейства актиноидов , входящих в III группу периодической системы Менделеева; атомный номер 90, атомная масса 232,038; серебристо-белый пластичный металл. Природный Т. практически состоит из одного долгоживущего изотопа 232 Th ‒ родоначальника одного из радиоактивных рядов ‒ с периодом полураспада T 1/2 = 1,39×1010 лет (содержание изотопа 228 Th, находящегося с ним в равновесии, ничтожно ‒ 1,37×10‒8 %) и четырёх короткоживущих изотопов, два из которых относятся к радиоактивному ряду урана ‒ радия: 234 Th (T 1/2 = 24,1 сут ) и 230 Th (T 1/2 = 8,0×104 лет), остальные ‒ к ряду актиния: 231 Th (T 1/2 = 25,6 ч ) и 227 Th (T 1/2 = 18,17 сут ). Из искусственно полученных изотопов наиболее устойчив 229 Th (T 1/2 = 7340 лет).

Т. открыт в 1828 И. Я. Берцелиусом в одном из сиенитов в Норвегии. Элемент назван по имени бога грома в скандинавской мифологии ‒ Тора , а минерал ‒ силикат тория ‒ торитом .

Распространение в природе. Т.‒ характерный элемент верхней части земной коры ‒ гранитного слоя и осадочной оболочки, где его в среднем содержится соответственно 1,8 ·10‒3 % и 1,3·10‒3 % по массе. Т. сравнительно слабомигрирующий элемент; в основном он участвует в магматических процессах, накапливаясь в гранитах, щелочных породах и пегматитах. Способность к концентрации слабая. Известно 12 собственных минералов Т. (см. Ториевые руды ). Т. содержится в монаците , уранините, цирконе, апатите, ортите и др. (см. Радиоактивные минералы ). Основной промышленный источник Т. ‒ монацитовые россыпи (морские и континентальные). В природных водах содержится особенно мало Т.: в пресной воде 2×10‒9 %, в морской воде 1×10‒9 %. Он очень слабо мигрирует в биосфере и гидротермальных растворах.

Физические и химические свойства. Т. существует в виде двух модификаций: a-формы с гранецентрированной кубической решёткой при температуре до 1400 °С (а = 5,086 Å) и b-формы с объёмноцентрированной кубической решёткой при температуре выше 1400 °С (a = 4,11 Å). Плотность Т. (рентгено-графическая) 11,72 г/см3 (25 °С); атомный диаметр в a-форме 3,59 Å, в b-форме 3,56 Å; ионные радиусы Th3+ 1,08 Å, Th4+ 0,99 Å; t пл 1750 °С; t kип 3500‒ 4200 °C.

Мольная теплоёмкость Т. 27,32 кдж /(кмоль× К) при 25 °С; теплопроводность при 20 °С 40,19 вт /м× К) ; температурный коэффициент линейного расширения 12,5× 10‒6 (25‒100 °С); удельное электросопротивление 13×10‒6 ‒18×10‒6 ом×см (25 °С); температурный коэффициент электросопротивления 3,6× 10‒3 ‒4×10‒3 . Т. парамагнитен; удельная магнитная восприимчивость 0,54× 10‒6 (20 °С). При 1,4К переходит в состояние сверхпроводимости.

Т. легко деформируется на холоду; механические свойства Т. сильно зависят от его чистоты, поэтому предел прочности при растяжении Т. варьирует от 150 до 290 Мн /м 2 (15‒29 кгс /мм 2 ), твёрдость по Бринеллю от 450 до 700 Мн /м 2 (45‒70 кгс /мм 2 ). Конфигурация внешних электронов атома Th 6d 2 7s 2 .

Хотя Т. относится к семейству актиноидов, однако по некоторым свойствам он близок также к элементам второй подгруппы IV группы периодической системы Менделеева ‒ Ti, Zr, Hf. В большинстве соединений Т. имеет степень окисления +4.

На воздухе при комнатной температуре Т. окисляется незначительно, покрываясь защитной плёнкой чёрного цвета; выше 400 °С быстро окисляется с образованием ThO2 ‒ единственного окисла, который плавится при 3200 °С и обладает высокой химической устойчивостью. Получают ThO2 термическим разложением нитрата, оксалата или гидроокиси Т. С водородом при температурах выше 200 °С Т. реагирует с образованием порошкообразных гидридов ThH2 , ThH3 и др. состава. В вакууме при температуре 700‒800 °С из Т. можно удалить весь водород. При нагревании в азоте выше 800 °С образуются нитриды ThN и Th2 N3 , которые разлагаются водой с выделением аммиака. С углеродом образует два карбида ‒ ThC и ThC2 ; они разлагаются водой с выделением метана и ацетилена. Сульфиды ThS, Th2 S3 , Th7 S12 , ThS2 могут быть получены при нагревании металла с парами серы (600‒800 °С). Т. реагирует с фтором при комнатной температуре, с остальными галогенами ‒ при нагревании, с образованием галогенидов типа ThX4 (где Х ‒ галоген). Наиболее важное промышленное значение из галогенидов имеют фторид ThF4 и хлорид ThCl4 . Фторид получают действием HF на ThO2 при повышенных температурах; хлорид ‒ хлорированием смеси ThO2 с углём при повышенных температурах. Фторид мало растворим в воде и минеральных кислотах; хлорид, бромид и йодид ‒ гигроскопичны и хорошо растворимы в воде. Для всех галогенидов известны кристаллогидраты, выделяемые кристаллизацией из водных растворов.

Компактный Т. при температурах до 100 °С медленно корродирует в воде, покрываясь защитной окисной плёнкой. Выше 200 °С активно реагирует с водой с образованием ThO2 и выделением водорода. Металл на холоду медленно реагирует с азотной, серной и плавиковой кислотами, легко растворяется в соляной кислоте и царской водке. Соли Т. образуются в виде кристаллогидратов. Растворимость солей в воде различна: хорошо растворимы нитраты Th (NO3 )4 ×n H2 O; труднорастворимы сульфаты Th (SO4 )2 ×n H2 O, основной карбонат ThOCO3 ×8H2 O, фосфаты Th3 (PO4 )4 ×4H2 O и ThP2 O7 ×2H2 O; практически нерастворим в воде оксалат Th (C2 O4 )2 ×6H2 O. Растворы щелочей слабо действуют на Т. Гидроокись Th (OH)4 осаждается из солей Т. в интервале pH = 3,5‒3,6 в виде аморфного осадка. Для ионов Th4+ в водных растворах характерна ярко выраженная способность к образованию комплексных соединений и двойных солей.

Получение. Т. извлекается главным образом из монацитовых концентратов, в которых он содержится в виде фосфата. Промышленное значение имеют два способа вскрытия (разложения) таких концентратов:

1) обработка концентрированной серной кислотой при 200 °С (сульфатизация);

2) обработка растворами щёлочи при 140 °С. В сернокислые растворы продуктов сульфатизации переходят все редкоземельные элементы, Т. и фосфорная кислота. При доведении pH такого раствора до 1 осаждается фосфат Т.; осадок отделяют и растворяют в азотной кислоте, а затем нитрат Т. экстрагируют органическим растворителем, из которого Т. легко вымывается в виде комплексных соединений. При щелочном вскрытии концентратов в осадке остаются гидроокиси всех металлов, а в раствор переходит тринатрий фосфат. Осадок отделяют и растворяют в соляной кислоте; понижая pH этого раствора до 3,6‒5, осаждают Т. в виде гидроокиси. Из выделенных и очищенных соединений Т. получают ThO2 , ThCl4 и ThF4 ‒ основные исходные вещества для производства металлического Т. металлотермическими методами или электролизом расплавленных солей. К металлотермическим методам относятся: восстановление ThO2 кальцием в присутствии CaCl2 в атмосфере аргона при 1100‒1200 °С, восстановление ThCl4 магнием при 825‒925 °С и восстановление ThF4 кальцием в присутствии ZnCl2 с получением сплава Т. и последующим отделением цинка нагреванием сплава в вакуумной печи при 1100 °С. Во всех случаях получают Т. в форме порошка или губки. Электролиз расплавленных солей ведётся из электролитов, содержащих ThCl4 и NaCI, или ванн, состоящих из смеси ThF4 , NaCI, KCl. Т. выделяется на катоде в виде порошка, отделяемого затем от электролита обработкой водой или разбавленными щелочами. Для получения компактного Т. применяют метод порошковой металлургии (спекание заготовок ведут в вакууме при 1100‒1350 °С) или плавку в индукционных вакуумных печах в тиглях из ZrO2 или BeO. Для получения Т. особо высокой чистоты используют метод термической диссоциации лодида Т.

Применение. Торированные катоды 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. ThO2 используют как огнеупорный материал, а также как элемент сопротивления в высокотемпературных печах. Т. и его соединения широко применяют в составе катализаторов в органическом синтезе, для легирования магниевых и др. сплавов, которые приобрели большое значение в реактивной авиации и ракетной технике. Металлический Т. используется в ториевых реакторах .

При работе с Т. необходимо соблюдать правила радиационной безопасности .

А. Н. Зеликман.

Т. в организме. Т. постоянно присутствует в тканях растений и животных. Коэффициент накопления Т. (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 (Unio mancus) его концентрация колеблется от 3×10‒7 до 1×10‒5 %, в морских животных от 3×10‒7 до 3×10‒6 %. Т. поглощается главным образом печенью и селезёнкой, а также костным мозгом, лимфатическими железами и надпочечниками; плохо всасывается из желудочно-кишечного тракта. У человека суточное поступление Т. с продуктами питания и водой составляет 3 мкг ; выводится из организма с мочой и калом (0,1 и 2,9 мкг соответственно). Т. ‒ малотоксичен, однако как природный радиоактивный элемент вносит свой вклад в естественный фон облучения организмов (см. Фон радиоактивный ).

Г. Г. Поликарпов.

Лит.: Торий, его сырьевые ресурсы, химия и технология, М., 1960; Зеликман А. Н., Металлургия редкоземельных металлов, тория и урана, М., 1961; Емельянов В. С., Евстюх и н А. И., Металлургия ядерного горючего, 2 изд., М., 1968; Сиборг Г. Т., Кац Дж., Химия актинидных элементов, пер. с англ., М., 1960; Bowen Н. J. М., Trace elements in biochemistry, L.‒N. Y., 1966.

Большая советская энциклопедия. - М.: Советская энциклопедия . 1969-1978 .

ТОРИЙ, Th (от имени бога грома Тоpa в скандинавской мифологии; лат. Thorium * а. thorium; н. Thorium; ф. thorium; и. torio),- радиоактивный химический элемент III группы периодической системы , атомный номер 90, атомная масса 232,0381, относится к актиноидам. Природный торий состоит главным образом из одного изотопа 232 Th (ТЅ 14,00.10 9 лет). В незначительных количествах присутствуют также 228 Th (ТЅ 1,913 года) и четыре короткоживущих изотопа. Известно 18 искусственных изотопов тория с массовыми числами от 213 до 236. Торий открыт в 1828 шведским химиком И. Я. Берцелиусом.

Свойства тория

В свободном состоянии торий — серебристо-белый металл, для которого при температурах ниже 1365°С характерна гранецентрированная кубическая решетка (а=0,5086 нм) — а-Th, а при более высоких — объёмноцентрированная кубическая (а=0,411 нм) — Я-Th. 11300 кг/м 3 , t плавления 1750°С, t кипения 4200°С, молярная теплоёмкость 27,33 Дж/(моль.К), удельное электрическое сопротивление 18,62.10 -4 (Ом.м), температурный коэффициент линейного расширения 11,3.10 -6 К -1 , 35,6 Вт/(м.К). Парамагнитен, температура перехода в сверхпроводящее состояние 1,4 К. Легко деформируется на холоде.

Торий химический

В большинстве соединений для тория характерна степень окисления +4, но бывает также +2 и +3. Порошкообразный торий пирофорен, на воздухе тускнеет, в кипящей покрывается плёнкой диоксида. Реагирует со , при нагревании — с , сероводородом. Легко растворяется в соляной кислоте и царской водке, медленно — в азотной, серной и фтористоводородной кислотах. Токсичен, ПДК 0,05 мг/м 3 .

Авария на японской АЭС может стимулировать исследования в области более безопасной ядерной энергетики на основе тория.

Вот уже почти год сводки с японской атомной станции “Фукусима-1” напоминают фронтовые. Во многих странах мира всерьез рассматривается вопрос об отказе от атомной энергетики как слишком опасной либо об ограничении ее использования. Между тем еще в 50-е годы были предложены проекты более безопасных ядерных реакторов. В качестве “горючего” в них используется торий - слаборадиоактивный химический элемент, мировые запасы которого, как минимум, вчетверо превышают запасы урана. Полвека назад ториевая ядерная энергетика не выдержала конкуренции с урановой, поскольку из тория нельзя получить плутоний, который используется в ядерном оружии. Но теперь, после “Фукусимы”, ей предоставляется возможность для реванша.

Хорошо забытое старое

В 40-50-е годы, когда атомная энергетика делала свои первые шаги, ученые исследовали различные варианты управляемых ядерных реакций. Их интерес привлек и торий - тяжелый слаборадиоактивный металл, занимающий 90-е место в таблице Менделеева.
Сам по себе торий (вернее, самый распространенный его изотоп торий-232, из которого почти на 100% состоит природный металл) не поддерживает цепную ядерную реакцию и не может быть материалом для атомной бомбы. Однако при облучении тория нейтронами, его атомы, захватывая эти нейтроны, распадаются с выделением значительного количества энергии.

Кроме того, в результате ряда последовательных реакций с образованием промежуточных неустойчивых изотопов (торий-233 и протактиний-233 с полураспадом соответственно 22 минуты и 27 суток) из тория-232 получается уран-233, который сам по себе является хорошим ядерным топливом, подходящим для всех типов современных реакторов.

По сравнению с ураном торий обладает рядом преимуществ. Прежде всего, для загрузки в реактор пригоден природный торий, который, в отличие от урана, не нужно обогащать, проводя сложную и дорогостоящую операцию разделения изотопов. В ториевых реакторах можно перерабатывать оружейный плутоний, а также минимизировать использование урана-235, который является единственной доступной человечеству природной “ядерной спичкой”, способной запускать ядерную реакцию.

При этом если урановые стержни нужно извлекать из реактора уже после того, как в них использовано менее 10% содержавшегося “топлива”, торий можно использовать полностью, до завершения его преобразования в уран-233, который также можно применять для поддержания ядерной реакции. Вследствие этого одна тонна тория может дать столько же энергии, сколько 200 т урана или 3.5 млн т угля.

Оксид тория является более тугоплавким и устойчивым веществом, чем оксид урана, что открывает возможность для создания высокотемпературных реакторов на тории с рабочей температурой 700-800 градусов. Такой реактор может работать с обычным парогенераторным оборудованием, для него не нужно сложных и небезопасных систем охлаждения (напомним, именно отказ этих систем и привел к аварии на “Фукусиме-1”), его КПД может достигать 50-55%, что почти вдвое выше, чем у традиционных урановых. Полученная тепловая энергия также может использоваться в различных химических процессах (получение аммиака, водорода, ряда углеводородных продуктов).

Вследствие того, что торий требует внешнего источника нейтронов для осуществления ядерной реакции, этот элемент более безопасен в эксплуатации. Нетрудно создать такую схему, при которой в случае аварии реакция просто автоматически прекращалась бы (правда, из-за особенностей ториевого цикла такой реактор все равно бы продолжал работу, пока промежуточные элементы не превратились в более устойчивый уран-233, но выделение энергии было бы значительно меньшим). Наконец, радиоактивные отходы, образующиеся в результате ядерных реакций, в случае использования тория гораздо менее опасны, чем традиционных урановых реакторов, да и образуется их в несколько раз меньше.

В 50-70-е годы в ряде стран мира (США, Великобритания, Индия, ФРГ, СССР и др.) проводились различные эксперименты с ториевыми и торий-урановыми реакторами. В 70-80-е годы американская компания General Atomics и немецкая Siemens даже создали опытные образцы энергетических реакторов мощностью 300 МВт с использованием ториевого топлива, однако на этом исследования в данной области практически полностью прекратились.

Падение интереса к торию было обусловлено рядом объективных и субъективных причин. Прежде всего, фундаментальным недостатком тория была его непригодность для производства ядерного оружия. В 50-е годы в США проводились опыты по использованию урана-233 в ядерных бомбах, однако предпочтение было в итоге отдано более эффективному плутонию. Львиная доля средств на НИОКР в результате выделялась на исследования, связанные с урановым циклом, что позволило достаточно быстро создать и оптимизировать соответствующие технологии. Появление эффективных и относительно безопасных легководных реакторов, доступность и невысокая цена уранового ядерного топлива привели к тому, что энергетики отказались от рассмотрения альтернативных вариантов, не сулящих быстрой отдачи. Как говорится, от добра добра не ищут.

Вследствие этого адекватной технологии изготовления ториевых или торий-урановых топливных элементов так и не было создано. Не была решена и главная, пожалуй, проблема ториевого цикла. В ходе реакций, помимо урана-233, непременно образовывалось небольшое количество (порядка десятых долей процента) урана-232 - короткоживущего изотопа, распад которого приводил к появлению очень опасных радиоактивных “обломков”.

Реакторы General Atomics и Siemens обладали массой “детских болезней”, вызванных именно неотработанностью процессов. Окончательно же исследования в области ториевой энергетики “похоронила” катастрофа на Чернобыльской АЭС. После 1986 г. ассигнования на развитие “мирного атома” были резко сокращены, а все долгосрочные альтернативные проекты просто закрыты.
Единственной страной, где ториевые исследования все еще продолжались, была Индия. Обладающая большими запасами тория (около 300 тыс т, второй показатель в мире после Австралии), Индия еще в 50-е годы разработала оригинальную трехступенчатую программу развития атомной энергетики, в которой предполагалось задействовать эти ресурсы.

Так как Индия не подписала договор о нераспространении ядерного оружия, до недавнего времени ее атомная отрасль развивалась изолированно, а поставки урана в страну были запрещены. Не обладая значительными запасами урана, индийские атомщики предложили использовать имеющиеся скудные ресурсы этого ядерного топлива в реакторах первого уровня, где вырабатывался бы делящийся материал (уран-235 или плутоний-239). Его планировалось использовать в качестве источника нейтронов для ториевых реакторов второй стадии, а на них, в свою очередь, получался уран-233, который использовался бы в качестве ядерного топлива в реакторах третьего поколения.

Первую стадию своего плана Индия успешно реализовала, построив к настоящему времени более 20 ядерных реакторов, а вот со второй произошла заминка. В 90-е годы индийские атомщики вышли из международной изоляции, что и объясняет снижение интереса к торию. Пока что достижения в этой области ограничиваются экспериментальным реактором мощностью 13 МВт на АЭС “Калпаккам”, где осуществляется выработка урана-233 из тория.

Однако в начале прошлого десятилетия ториевые разработки вышли из состояния “комы”. В настоящее время рассматриваются два перспективных направления, которые могут стать основой будущей ториевой ядерной энергетики.

Новые горизонты

Одну из перспективных технологий предложил нобелевский лауреат Карло Руббиа из Европейского центра по ядерным исследованиям (CERN). По его проекту предлагается использовать ториевое ядерное топливо, а в качестве “запала” применять ускоритель протонов. Попадая в атомы тория, протоны с высокой энергией вызывают их распад с выделением нейтронов, которые используются для стимулирования ядерных реакций. В качестве теплоносителя используется свинец.

По расчетам К.Руббиа, этот реактор будет генерировать достаточную энергию, чтобы не только питать ускоритель протонов, но и выдавать определенную мощность в сеть. При этом установка достаточно безопасна, поскольку выключение протонного ускорителя приводит к прекращению работы реактора (не считая распада промежуточных элементов).

В 2010 г. норвежская компания Aker Solutions приобрела патент у К.Руббиа и уже приступила к проектированию реактора ADTR (субкритический реактор с ускорительной системой). Мощность установки оценивается в 600 МВт, ее стоимость, по предварительным данным, может превысить $3 млрд с учетом всех предварительных исследовательских работ. Реактор планируется разместить под землей, что даст возможность обойтись без мощного железобетонного защитного купола. Предполагается, что на одной загрузке ториевого топлива он сможет проработать несколько лет.

Однако КПД реактора К.Руббиа будет не очень высоким из-за использования энергоемкого ускорителя протонов, который будет забирать часть мощности. В США, Индии и Китае в последние годы рассматривается вариант, впервые предложенный американским физиком Элвином Вайнбергом еще в 60-х годах.

В этом реакторе типа LFTR (Liquid Fluoride Thorium Reactor) предлагается отойти от применения твердых топливных элементов и использовать в качестве теплоносителя расплавы солей - фторидов, в которых хорошо растворяются оксиды тория и урана. В таком реакторе рабочее давление составляет всего около 0.1 атм, что практически исключает возможность аварии вследствие разрыва корпуса (конечно, при условии, что его материал не поддастся коррозии). Солевой расплав имеет температуру порядка 540 градусов, что дает возможность использовать все преимущества высокотемпературного реактора.

При этом система обладает способностью к саморегуляции. Если расплав перегревается, он расширяется в объеме, в результате в поле действия источника нейтронов (топливный элемент из плутония или урана-235) попадает меньше атомов тория, и реакция замедляется. При охлаждении смесь, соответственно, сжимается, что позволяет ускорить реакцию. Таким образом, ториевый реактор не требует наличия сложной системы управления, как на традиционных АЭС.

Проект позволяет организовать непрерывный вывод продуктов деления из зоны реакции и подпитку его свежим топливом. Это означает, что расплав с повышенным содержанием продуктов деления тория можно перекачать в отстойник, где будет происходить преобразование исходного материала в уран-233, который можно будет химическим путем отделить от непрореагировавшего тория и использовать в качестве ядерного топлива во второй активной зоне реактора. Впрочем, есть проекты, предусматривающие только одну активную зону с использованием в качестве ядерного топлива сначала тория, а потом - урано-ториевой смеси.

В ториевом реакторе весьма интересно решена проблема безопасности. Под корпусом реактора планируется установить бак, заткнутый “пробкой” из той же смеси фторидов, поддерживаемых в твердом состоянии благодаря непрерывному охлаждению. В случае отключения электроэнергии, как при аварии на “Фукусиме”, охлаждение прекращается, “пробка” расплавляется, и смесь стекает в бак, где ядерная реакция прекращается из-за отсутствия источника нейтронов, а расплав остывает.

Важным преимуществом реактора LFTR является возможность создания установок небольшой мощности - вплоть до единиц мегаватт. По мнению эксперта канадской компании Accelerating Future Майкла Анисимова, такие небольшие реакторы, размещенные под землей, можно использовать в качестве “городских” или “районных” электростанций, способных работать годами при минимальном присмотре.

По оценкам М.Анисимова, стоимость 1-мегаваттного реактора составит около $250 тыс, а для его работы будет достаточно всего 20 кг тория в год. Компания, установившая такой реактор, могла бы один раз в несколько лет проводить его обслуживание, выгружая использованное топливо и загружая новое.

В конце января 2011 г., всего за полтора месяца до катастрофического землетрясения в Японии, в Китае объявлено о запуске новой программы по созданию ториевой ядерной энергетики. Исследования будут проводиться под эгидой национальной Академии наук. Через пять лет планируется создание рабочего прототипа, который мог бы генерировать энергию стоимостью не более 6.8 центов за 1 кВтч, а к 2030 г. предполагается создание первой действующей ториевой АЭС.

О необходимости ускорить исследования в области ториевой энергетики в прошлом году было объявлено и в Индии. А после аварии на “Фукусиме” о тории заговорили и многие другие отраслевые специалисты.

Пробуждение интереса к торию объясняется несколькими причинами. Во-первых, ториевые реакторы типа LFTR (похоже, эта технология пока считается наиболее перспективной) значительно безопаснее, чем традиционные урановые. Им не угрожают разрывы трубопроводов высокого давления охлаждающих систем из-за отсутствия таковых. В них можно полностью избежать использования воды, которая может разложиться на кислород и взрывоопасный водород. Они дают меньше радиоактивных отходов. Наконец, ториевый реактор, в отличие от уранового, не может “пойти в разнос”.

Во-вторых, тория в мире гораздо больше, чем урана. Именно опасность исчерпания резервов последнего является одним из весомых стимулов для развития ториевой энергетики в Китае и Индии, где в ближайшие четверть века планируется построить по несколько десятков ядерных реакторов.

В-третьих, потенциально использование тория может дать миру дешевую энергию. По расчетам М.Анисимова, стоимость энергии, генерируемой небольшими ториевыми реакторами, может составлять менее 1 цента за 1 кВтч - меньше, чем на любом другом энергоблоке.

Конечно, прежде чем строить ториевые реакторы, нужно решить массу проблем, начиная с создания целой отрасли по добыче тория и получения концентрированного оксида или чистого металла и заканчивая ураном-232 с его радиоактивными продуктами деления. Особые требования предъявляются и к корпусам, и трубопроводам, которые должны выдерживать температуру в сотни градусов и корродирующее действие раскаленного расплава солей при непрерывной работе на протяжении нескольких лет.

Впрочем, по мнению экспертов, все эти проблемы решаемы - при создании современных урановых АЭС пришлось преодолеть не меньше технических препятствий. Главное, чтобы кто-то решился выделить средства на исследования и реализацию опытных проектов.

Пока ториевая ядерная энергетика остается в мире редкой экзотикой. По состоянию на сегодня, только Китай и Индия намерены проводить исследования в этой области, и первых практических результатов, очевидно, следует ожидать не скоро. Тем не менее, в долгосрочной перспективе использование тория представляется весьма многообещающим.

В СССР исследования в области ториевой атомной энергии проводились в Курчатовском институте. Продолжались они даже в 90-е годы. Более того, российским ученым принадлежит базовый патент на способ управления ториевым реактором и тепловыделяющую сборку для его осуществления. Однако его срок истекает в 2013 г., а никаких практических шагов в этой области так и не было сделано и не предвидится в обозримом будущем. Тем не менее, Россия входит в первую мировую десятку по запасам тория, а в начале 50-х была налажена даже его промышленная добыча. Технологии по получению металлического тория и его соединений не утрачены до сих пор.

Для Украины с ее сократившимся за последние 20 лет научным потенциалом исследования в области ториевой энергетики в настоящее время вряд ли возможны. Тем не менее, база для этого есть. К тому же Украина располагает месторождением монацитовых песков (монацит - самый распространенный минерал тория, содержащий до 10% металла) - титано-циркониевые россыпи на юге Донецкой области.

Даже после “Фукусимы” человечество вряд ли откажется от ядерной энергии. Но использование тория в перспективе может сделать ее более дешевой и безопасной.