В основе индийской атомной промышленности лежат заветы ее основателя Хоми Бабы, который считал, что страна должна преодолеть три стадии на пути развития мирного атома: во-первых, создание собственного реактора на тяжёлой воде; во-вторых, создание реактора-размножителя на быстрых нейтронах (РРБН); и, наконец, проектирование реактора, использующего в качестве топлива торий. Официально Индия уже преодолела первые две ступени – осталась финальная, которая непосредственно сосредоточена на применении тория. Однако правильнее будет сказать, что Индия стремится интегрировать торий во все вышеуказанные стадии, чему и посвящён данный материал.
Карта запасов монацитовых песков в Индии
С чем же связано непреодолимое желание использовать торий в атомной промышленности? Оно обусловлено тем, что Индия обладает весьма обильными запасами монацитовых песков, содержащих торий, в то время как запасы урана в стране крайне ограничены. Залежи монацитовых песков сосредоточены на восточном побережье Индии, в штатах Андхра-Прадеш, Одиша, Тамилнад, Гуджарат и Махараштра, и их запасы, по оценкам Департамента атомной энергетики Индии (DAE), составляют порядка 13 млн тонн в сравнении с 76 тыс. тонн доказанных запасов урана – причем 10% всех запасов монацита составляет оксид тория, а 55% – редкоземельные металлы, что означает: обе отрасли должны развиваться параллельно для максимизации выгоды. По этой причине добычей урана в стране преимущественно занимается отдельная корпорация UCIL (Uranium Corporation of India Ltd.), подведомственное учреждение DAE, а добыча тория и редкоземельных металлов – это прерогатива IREL (Indian Rare Earth Limited), другого подведомственного учреждения DAE, и обусловлена она залежами и тех, и других в монацитовых песках.
Технология
Схема превращения тория-232 в уран-233 Источник: Отчёт МАГАТЭ. URL: https://www.iaea.org/publications/15215/near-term-and-promising-long-term-options-for-the-deployment-of-thorium-based-nuclear-energy
Пара слов о том, как работает ториевый цикл. Сам по себе торий не может использоваться в качестве делящегося материала, т. к. он является фертильным материалом, иными словами, он не способен инициировать цепную реакцию деления путем воспроизводства свободных нейтронов. Однако в результате ядерных превращений под действием
нейтронов торий-232 (Th-232) может быть преобразован в уран-233 (U-233), который является делящимся изотопом, поэтому торий-232 может быть использован в смеси в ядерном реакторе. В качестве же делящегося материала могут использоваться уран-233, уран-235 (U-235) или плутоний-239 (Pu-239), тем не менее вариант с ураном-233 представляется наиболее целесообразным, поскольку в процессе деления уран-233 с наибольшей вероятностью, а именно 95%, воспроизводит свободные нейтроны, а не поглощает их. Хотя продукты деления урана-233 оказывают меньшее отравляющее нейтронное воздействие, тем не менее одним из побочных продуктов реакции превращения тория-232 в уран-233 является уран-232 (U-232), чьи продукты распада, в частности таллий (Tl) и висмут (Bi), испускают гамма-излучение, что требует дополнительных мер безопасности при сооружении реактора.
Цепочка распада урана-232 Источник: Отчёт МАГАТЭ. URL: https://www.iaea.org/publications/15215/near-term-and-promising-long-term-options-for-the-deployment-of-thorium-based-nuclear-energy
Помимо огромных запасов по всему миру, торий обладает рядом качеств, или даже преимуществ, которые делают его эксплуатацию оправданной. Поскольку торий, как и уран, используется в ядерном реакторе в виде диоксидов, то целесообразно подчеркнуть следующие характеристики диоксида тория:
Диоксид тория обладает большей радиационной и химической стойкостью по сравнению с диоксидом урана. Поэтому он почти не подвержен дальнейшему окислению, что позитивно влияет на его характеристики в условиях хранения. Топливные таблетки из тория, в свою очередь, меньше подвержены разрушению и в меньшей степени деформируются из-за лучших теплофизических свойств.
В результате применения ториевого топливного цикла отходы обладают меньшей радиоактивностью и токсичностью, а также более пригодны для захоронения из-за выработки меньшего количества изотопов плутония и долгоживущих минорных актинидов. Более того, переход к ториевому топливному циклу может сопровождаться утилизацией оружейного плутония.
Схема превращения тория-232 в уран-233
Торий-232 как фертильный материал лучше урана-238 поглощает нейтроны в реакторах, работающих в тепловом спектре нейтронов. Однако торий уступает обеднённому урану в реакторах на быстрых нейтронах.
Получаемый из тория-232 уран-233 лучше поглощает нейтроны и в ходе реакции высвобождает больше свободных нейтронов по сравнению с ураном-235 и плутонием-239, поэтому, если в цикле торий-232→уран-233 размножение может быть достигнуто уже в термальном спектре, то в цикле с ураном-238 и плутонием-239 – только в спектре быстрых нейтронов.
Наконец, получаемый из тория-232 уран-233 непривлекателен для создания оружейного урана, поскольку несёт огромное количество издержек, начиная от производства высокорадиоактивных продуктов распада урана-232, что усложняет операционализацию, и заканчивая сложностью сокрытия, поскольку, как уже было отмечено, сильное гамма-излучение от урана-232 легко поддаётся обнаружению.
Температура плавления диоксида тория составляет 3390 ℃, что значительно превышает показатель диоксида урана, который составляет 2865 ℃. Поэтому для операций с диоксидом тория необходимо достижение более высокой температуры, что требует дополнительных технологических и материальных изменений, например применения магния или кальция для достижения желаемой плотности.
Из-за высокой инертности переработка диоксида тория влечет за собой высокий износ оборудования для переработки и требует дополнительных издержек. По этой причине создание замкнутого топливного цикла серьёзно усложняется.
Уже упомянутые побочные продукты полураспада урана-232 чрезвычайно усложняют процесс переработки и требуют дополнительных затрат на меры защиты от его пагубного воздействия.
Промежуточным элементом в ходе преобразования тория-232 в уран-233 является протактиний (Pa), период полураспада которого составляет 27 дней, что существенно замедляет процесс получения урана-233, требует дополнительных издержек и усложняет процесс переработки.
Процесс выделения тория, урана и плутония из облученного ядерного топлива ещё предстоит доработать и коммерциализировать.
Имеющиеся в настоящее время сведения и научные данные о применении тория крайне ограничены в сравнении с ураном и требуют дополнительных исследований.
Вышеописанные свойства тория делают его применение более эффективным в реакторах на тяжелой воде, поскольку использование дейтерия в качестве замедлителя на порядок уменьшает количество поглощенных самим замедлителем свободных нейтронов. По этой причине конвенциональные реакторы на тяжелой воде способны работать как на уране, минуя процедуру обогащения, так и с использованием тория, стимулируя трансформацию тория-232 в уран-233.
Учитывая, что важнейшей характеристикой ториевых реакторов является стремительное воспроизводство свободных нейтронов, наличие в конструкции ТЯР трубки давления позволяет осуществлять дозаправку топливом без остановки реактора, в связи с чем сокращаются затраты на делящиеся материалы, а также нет необходимости применять борную кислоту (что пагубно для свободных нейтронов тория). По этой причине в Индии для внедрения тория используется собственная линейка реакторов на тяжёлой воде (IPHWR).
История
Прорывы в развитии тория, которые наблюдаются сейчас, стали результатом больших вложений в эти разработки ещё в предыдущем столетии. Как уже было отмечено, важнейшую роль в этом процессе сыграл отец индийской ядерной программы – Хоми Баба.
После обретения независимости в 1947 г. Индия не обладала ресурсами для проведения исследований в области мирного атома в одиночку. В 1948 г. Хоми Баба был назначен председателем Комиссии по атомной энергетике Индии. В 1954 г. на конференции «Развитие атомной энергии в мирных целях» он представил трехчастную стратегию развития индийской атомной промышленности, о чём было сказано ранее. Благодаря сохранившимся связям со странами Содружества, прежде всего с Великобританией и Канадой, Индия активно сотрудничала с ними в сфере мирного атома в рамках «Плана Коломбо» и инициативы «Атомы для мира».
Так, в 1956 г. было подписано соглашение между Индией и Канадой о сотрудничестве в сфере атомной энергетики, а в 1960 г. появился первый совместный проект – исследовательский реактор «CIRUS», который был ориентирован на изучение тория, в частности, в нём использовались экспериментальные тепловыделяющие сборки из диоксида тория. Таким образом, Канада, а с ней и США, которые также имели отношение к этому проекту, предприняли попытку занять свою нишу на индийском рынке и придать стимул собственной атомной индустрии.
Прототип усовершенствованного тяжеловодного реактора на 300 МВт, разработанный в Центре атомных исследований им Хоми Бабы. Источник: Сайт Центра атомных исследований им. Хоми Бабы
Далее, в рамках проекта «Пурнима» была разработана линейка малых экспериментальных реакторов, предназначенная для исследований ядерного цикла, в том числе преобразования тория в уран-233. Первый реактор из этой серии, «Пурнима-I», был выведен на критические мощности в 1972 г. Он использовал оксид плутония и изучал применение быстрых нейтронов. Следующие версии, «Пурнима-II» и «Пурнима-III», были введены в эксплуатацию в 1984 г. и в 1990 г. соответственно и исследовали применение тория-232 и урана-233. С «Пурнима-III» тесно связана другая разработка – экспериментальный реактор «KAMINI», который использовал ОЯТ из реактора «Пурнима-III». Если все реакторы типа «Пурнима» выведены из эксплуатации, то «KAMINI» до сих пор находится в операционном состоянии с 1996 г. и является уникальным в своем роде, поскольку не только использует уран-233, но и ряд нетривиальных технологических решений, в частности оксид бериллия в качестве отражателя и лёгкую воду в качестве охладителя и замедлителя.
Иными словами, разработки в этой области продолжались в Индии на протяжении большей части второй половины двадцатого столетия, когда исследования тория стали периферийными и не имели столь широкого распространения по всему миру.
Идеей фикс индийской атомной промышленности является замкнутый цикл и переработка облученного ядерного топлива. Существует историческая ирония в том, что при президенте Джимми Картере в 1978 г. был принят закон о ядерном нераспространении – во многом в ответ на индийские испытания «Улыбающийся Будда», когда в качестве основы был использован плутоний, полученный в ходе облучения ядерного топлива, то есть в рамках мирной программы. Чтобы обеспечить поэтапную переработку и вторичное использование топлива, опираясь на трёхступенчатую модель, заложенную Хоми Бабой, в Индии активно продолжают развивать торий, который позволяет реализовать эту цель с определёнными преимуществами.
Так, согласно пресс-релизу Департамента по атомной энергетике от 2019 г., план развития ториевой энергетики заключается в том, что на первом этапе используются реакторы на тяжёлой воде, работающие на обычном уране. Затем полученный из ОЯТ плутоний в составе МОКС-топлива должен быть использован в РРБН. К слову, в 2024 году в Индии официально объявили о создании прототипа подобного реактора в г. Кальпаккаме, штат Тамилнад, что ознаменовало завершение почти двадцатилетнего процесса разработок и расходов в размере 850 млн долларов. Ключевым отличием РРБН, например, от легководного реактора является то, что он может вторично использовать ОЯТ, которое в легководных реакторах идёт в отходы. В свою очередь РРБН, помимо уже упомянутого МОКС-топлива, в качестве топлива использует стержни с оксидом тория, а на выходе производит не только плутоний, но и уран-233. Это является отличительной чертой индийской разработки.
Вместе с тем Индия приблизилась к реализации третьей ступени, так как в индийском Центре атомных исследований им. Хоми Бабы разработали проекты и прототипы усовершенствованного тяжеловодного реактора на 300 МВт. Существуют проекты его работы как с использованием низкообогащенного урана (LEU) в составе МОКС-топлива (тория и урана) со степенью обогащения 19,75%, так и с использованием смешанного оксида тория и плутония в ТОКС-топливе. Согласно докладу МАГАТЭ, эти наработки прошли успешные испытания.
Международное измерение
С точки зрения международного взаимодействия в сфере тория наблюдается сотрудничество в треугольнике Индия – США – Канада. Компания «Clean Core Thorium Energy» (CCTE) олицетворяет это сотрудничество. Основанная в Чикаго в 2017 г., к настоящему моменту она успешно приближается к тому, чтобы стать поставщиком топлива на базе тория под названием «ANEEL» в Индию. В 2022 г. компания заключила соглашение о стратегическом партнерстве с Министерством энергетики США о сотрудничестве с Национальной лабораторией Айдахо для тестирования топлива, которое, к слову, получило своё название во многом в честь бывшего главы Департамента атомной энергетики Индии Анила Кадокара, который, в свою очередь, активно консультирует компанию по технологическим вопросам. Со стороны США и Канады также список содействующих лиц велик, поскольку в нём числятся Майкл Байндер, бывший президент Канадской комиссии по ядерной безопасности, а также Джеффри Меррифилд, бывший комиссар Комиссии по ядерному регулированию США. Принимая во внимание статус всех упомянутых лиц, можно заключить: данная программа имеет влиятельных интересантов в Индии, США и Канаде. В частности, стартап активно привлекает средства индийских индустриальных магнатов, поскольку в него вкладывают средства сын бывшего министра финансов Индии и основатель компании «ReNew», специализирующейся на альтернативной энергетике, Сумант Сингх, и бывший глава Корпорации по финансированию жилищного строительства Дипак Парекх – иными словами, весьма влиятельные люди, которые имеют тесные контакты с официальными лицами. Кроме того, по сообщениям «The Economic Times», CCTE только за последние два раунда привлечения финансирования получила порядка 15 млн долларов и ориентируется на сотрудничество с «L&T» и «NTPC», крупными индийскими индустриальными гигантами, причем «NTPC» – это государственная компания, что свидетельствует о государственной поддержке инициативы. Другим подтверждением этого тезиса является то, что в августе 2025 г. компания получила лицензию на экспорт топлива из США за границу. Очевидно, что основным покупателем этого топлива станет Индия. Этот процесс активно перекликается с инициативами Дональда Трампа по реформированию ядерной энергетики в стране, которые были начаты ещё в 2017 г. во время первого президентского срока, и с намерением интенсифицировать сотрудничество с Индией на фоне соперничества с Китаем.
С технологической точки зрения топливо «ANEEL» предназначено для использования в реакторах типа «CANDU» и других реакторах на тяжелой воде. Реакторы «CANDU» – это канадская линейка реакторов, которая достаточно широко распространена по миру. Она базируется на использовании дейтерия в качестве замедлителя, а также не требует топлива с использованием обогащенного урана. В Индии эти реакторы также активно используются и, более того, были доработаны. Из 25 реакторов 21 – это реакторы на тяжелой воде, причем 19 из них принадлежат к индийскому типу реакторов на тяжёлой воде, которые нельзя в полном смысле назвать «CANDU», однако они стали индийской модификацией «CANDU». Два оставшихся можно в полной мере отнести к типу «CANDU», поскольку они были построены с участием канадцев еще в 60-70-е гг. прошлого столетия. Таким образом, в Индии существует основательная база для применения топлива «ANEEL».
Кроме того, топливо «ANEEL» на 85% состоит из тория и на 15% из так называемого топлива «HALEU» (высокообогащенного низкообогащенного урана) из урана-235 с обогащением от 5% до 20%. Такая конфигурация во многом ориентирована на использование в индийском типе реакторов, которые так же, как и «CANDU», используют дейтерий в качестве замедлителя и конвенциональный уран как топливо.
Другим партнером Индии в исследовании ториевых реакторов является российский «Росатом» в преломлении малых модульных реакторов. В апреле 2025 г. госкорпорация подписала меморандум о взаимопонимании с «Mahagenco». Хотя статус меморандума свидетельствует о предварительном характере взаимодействия, тем не менее стоит воспринимать это направление как перспективное в двусторонних отношениях.
Таким образом, можно заключить, что развитие ториевой энергетики в Индии на данном этапе свидетельствует о стремлении Индии к обретению энергетической автономии, основанной на обильных запасах тория в стране. Кроме того, ториевая энергетика – это один из примеров конкуренции за индийский рынок на фоне устремлений Соединённых Штатов противостоять Китаю и привлечь к этому противостоянию Индию.
