Вышла в свет книга Б.И.Нигматулина и В.А.Пивоварова «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса». Подробнее 

Профессор Олег Фиговский (Израиль)

В Китае появился первый в мире действующий ториевый ядерный реактор благодаря «стратегической выносливости». Как сообщается, команда, работающая над проектом, достигла важной вехи, завершив перезагрузку топлива во время работы экспериментального реактора на расплавленной соли.

По сообщениям государственных СМИ, китайские ученые достигли важной вехи в технологии чистой энергии, успешно добавив свежее топливо в действующий реактор на расплавленной соли тория. Это знаменует собой первую долгосрочную и стабильную эксплуатацию технологии, выводя Китай на передовые позиции в глобальной гонке за использование тория — считающегося более безопасной и более распространенной альтернативой урану — для ядерной энергетики. О разработке объявил главный ученый проекта Сюй Хунцзе во время закрытого заседания в Китайской академии наук 8 апреля, сообщила официальная газета Guangming Daily. 

Экспериментальный реактор, расположенный в пустыне Гоби на западе Китая, использует расплавленную соль в качестве носителя топлива и охладителя, а торий — радиоактивный элемент, распространенный в земной коре — в качестве источника топлива. Сообщается, что реактор спроектирован для устойчивой генерации 2 мегаватт тепловой энергии. Некоторые эксперты рассматривают эту технологию как следующую энергетическую революцию и утверждают, что всего одна богатая торием шахта во Внутренней Монголии могла бы — теоретически — удовлетворить потребности Китая в энергии на десятки тысяч лет, производя при этом минимальное количество радиоактивных отходов.

Copenhagen Atomics разрабатывает реактор на расплавленной ториевой соли, уделяя особое внимание низкой цене на электроэнергию и быстрой установке. Первые испытательные реакторы (2027) и первые коммерческие реакторы (2030) будут работать на 5% обогащенном уране в качестве топливной соли и тории в качестве бланкетной соли. Благодаря высокообогащенному Li7 для оптимальной нейтронной экономии реакторы CAs будут иметь лучшую нейтронную экономию, чем любой другой реактор, когда-либо спроектированный или построенный. Первые реакторы не будут реакторами-размножителями, то есть они будут производить больше расщепляющегося топлива, чем потребляют. Но у них будет коэффициент воспроизводства, приближающийся к 1 (изо-размножитель). Эти решения основаны на нескольких новых патентах, которые представлены ниже.

KR20240176521 (A) - 100% ТОРИЕВЫЙ РАСПЛАВЛЕННО-СОЛЬНЫЙ РЕАКТОР, ИСПОЛЬЗУЮЩИЙ 100% НЕРАДИОАКТИВНОЕ ТОРИЕВОЕ ТОПЛИВО И ЯДЕРНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ

Настоящее изобретение относится к реактору на расплавленных солях тория (Th-MSR), использующему 100% нерадиоактивное ториевое топливо, состоящее из LiF+BeF2+ThF4 без содержания U-235. Th-MSR состоит из камеры реактора, топливного инжектора, топливного резервуара, встроенного химического экстракционного блока, теплообменника, турбинного генератора электроэнергии мощностью несколько кВт и конденсатора. Система выработки ядерной энергии мощностью несколько кВт использует контролирующие устройства, состоящие из датчика нейтронного потока, датчика впрыска топлива, теплового датчика и датчика выходной мощности. Используется нейтронный генератор с высоким потоком нейтронов 1013 н/с. Быстрые нейтроны с высоким потоком замедляются в тепловые нейтроны графитовыми замедлителями в реакторе для инициирования деления.

CN118912031 (A) - Сухая газовая уплотнительная конструкция контейнерного типа для основного насоса ядерного реактора на основе тория

Изобретение относится к сухой газовой уплотнительной конструкции контейнерного типа для основного насоса ядерного реактора на основе тория, которая включает компонент втулки вала и уплотнительную полость, при этом компонент втулки вала расположен на оси герметичного оборудования в виде втулки и может вращаться вместе с осью, а уплотнительная полость может использоваться в качестве основания; узел втулки вала охвачен узлом стояночного уплотнения и двухсторонним узлом сухого газового уплотнения, включающим узел уплотнения со стороны атмосферы и узел уплотнения со стороны среды, причем узел стояночного уплотнения расположен на средней стороне двухстороннего узла сухого газового уплотнения, узел уплотнения со стороны среды может образовывать пару трения, а узел уплотнения со стороны атмосферы может образовывать другую пару трения. Уплотнительная полость снабжена впускным отверстием для уплотняющего газа, так что уплотняющий газ, введенный в уплотнительную полость из впускного отверстия для уплотняющего газа, может образовывать газовую пленку на противоположных торцевых поверхностях подвижных колец и статических колец двух пар трения, и уплотняющий газ может поступать в парковочную полость парковочного уплотнительного узла через сквозное отверстие, образованное в уплотнительной полости. И, следовательно, давление уплотняющего газа действует на поверхность ступени внешнего диаметра парковочного уплотнительного статического кольца и создает направленную вниз тягу, чтобы отделить парковочное уплотнительное подвижное кольцо от парковочного уплотнительного статического кольца.

WO2025083189 (A1) - СОЛИ ХЛОРИДА ТОРИЯ В РАСПЛАВЛЕННЫХ СОЛЯХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ

Раскрыт набор солевых составов, содержащих тетрахлорид тория, для использования в ядерных реакторах на расплавленных солях. Первое подмножество раскрытых вариантов реализации включает смеси ThCl4 с хлоридами щелочных металлов NaCl, KCl и RbCl, хлоридами щелочноземельных металлов MgCl2, CaCl2 или их смесями в различных пропорциях. Указаны наиболее полезные диапазоны составов. Второе подмножество вариантов реализации дополнительно включает хлориды актинидов, не являющихся ториевыми, такие как UCl3, UCl4, PuCl3, и трихлориды второстепенных актинидов. Наиболее предпочтительные домены состава также предусмотрены для этого подмножества вариантов реализации и были выбраны для соответствия проектному диапазону, ограниченному температурой плавления, температурой кипения, вязкостью и требованиями к удержанию продуктов деления. Кроме того, пространство состава включает варианты реализации, которые полезны в реакторах, предназначенных для получения нового топлива или вместо этого для сжигания синтетических трансурановых элементов. Во всех случаях присутствие ThCl4 обеспечивает пониженную коррозионную активность по отношению к конструкционным сплавам и пониженную тенденцию к деградации керамики в условиях ядерного реактора по сравнению с солями с аналогичной конструкционной оболочкой, но без ThCl4.

GB2633927 (A) - Метод нанесения покрытия

Метод нанесения защитного покрытия методом химического осаждения из паровой фазы металлоорганических соединений (MOCVD) на изделие для использования в ядерном реакторе включает в себя размещение изделия в реакционной камере, предоставление соединения-предшественника покрытия, включающего металлосодержащее соединение и органическое соединение, испарение соединения-предшественника и введение пара в реакционную камеру. Металл может включать редкоземельный элемент, выбранный из списка, включающего иттрий, иттербий и диспрозий, или вольфрам, ванадий, тантал, цирконий, алюминий, галлий или торий. Органическое соединение может включать тетраметилгептандионат или ацетилацетонат. Испарение соединения-предшественника может включать в себя образование аэрозоля. Подложка может содержать керамический матричный композит (КМК), предпочтительно карбид кремния, сталь, пригодную для компонента термоядерного реактора, или ванадиевый сплав.

CN118299091 (A) - Фольга ядерного топлива из диоксида тория и способ ее приготовления

Изобретение относится к технической области ядерного топлива и раскрывает ядерную топливную фольгу из диоксида тория и способ ее приготовления. Способ приготовления включает следующие этапы: смешивание порошка диоксида тория с диспергатором и связующим, проведение шарового измельчения, сушки, дробления и проведение холодного прессования для получения сырого тела; и последовательное проведение предварительного спекания, спекания и горячего изостатического прессования сырого тела для получения ядерной топливной фольги из диоксида тория. Порошок диоксида тория служит в качестве формовочного сырья, диспергирующий агент и связующий агент добавляются и смешиваются для шарового измельчения, агрегация между частицами порошка диоксида тория уменьшается, прочность и плотность сформированной заготовки могут быть улучшены при последующем холодном прессовании, поверхность заготовки завершается, когда заготовка образует фольгу, затем проводятся последующее спекание и спекание, диспергирующий агент и связующий агент удаляются, и получается фольга. И наконец, выполняется горячее изостатическое прессование, отверстия, оставшиеся после удаления диспергирующего агента и связующего агента, уменьшаются, компактность фольги улучшается, окончательно подготовленная фольга имеет полную форму, а размер соответствует требованиям ядерного топлива реактора.

CN118299091 (A) - Фольга ядерного топлива из диоксида тория и способ ее приготовления

Изобретение относится к технической области ядерного топлива и раскрывает фольгу ядерного топлива из диоксида тория и способ ее приготовления. Способ приготовления включает следующие этапы: смешивание порошка диоксида тория с диспергирующим агентом и связующим, проведение шарового измельчения, сушки, дробления и проведение холодного прессования для получения сырого тела; и последовательное проведение предварительного спекания, спекания и горячего изостатического прессования сырого тела для получения фольги ядерного топлива из диоксида тория. Порошок диоксида тория служит в качестве формовочного сырья, диспергирующий агент и связующее вещество добавляются и смешиваются для шаровой мельницы, агрегация между частицами порошка диоксида тория уменьшается, прочность и плотность сформированной заготовки могут быть улучшены при последующем холодном прессовании, поверхность заготовки завершается, когда заготовка образует фольгу, затем проводятся последующее предварительное спекание и спекание, диспергирующий агент и связующее вещество удаляются, и получается фольга. И, наконец, проводится горячее изостатическое прессование, отверстия, оставшиеся после удаления диспергирующего агента и связующего вещества, уменьшаются, компактность фольги улучшается, окончательно подготовленная фольга имеет завершенную форму, а размер соответствует требованиям ядерного топлива реактора.

US11802045 (B1) - Гидридные замедлители для ядерных реакторов

Раскрыты высокотемпературные замедлители для ядерных реакторов и процессы их производства. Замедлители включают по крайней мере один гидридный металл и/или гидридный металл, такой как гидрид иттрия, гидрид тория, гидрид иттрия-церия, гидрид иттрия-гадолиния, гидрид иттрия-кальция, гидрид церия и т. д. Такие гидриды металлов и/или сплавы гидридов могут иметь высокую термическую стабильность, относительно низкое сечение поглощения тепловых нейтронов, способность удерживать водород в большом диапазоне температур и иметь хорошие механические свойства. Такие замедлители могут вызывать спектральный сдвиг в реакторах, что, в свою очередь, увеличивает температурный коэффициент реактивности Доплера. Такие замедлители для материализации нейтронов могут также повышать использование топлива и экономическую эффективность реактора, сохраняя при этом активную зону портативной.

EP4485481 (A1) - СИСТЕМА ВЫРАБОТКИ ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ И СПОСОБ ВЫРАБОТКИ ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ

Предоставлены «система выработки электроэнергии и способ выработки электроэнергии» с новым ядерным реактором, объединяющим блок, сконфигурированный для регулярной генерации катализируемого Луной термоядерного синтеза, и ядерный реактор с цепочкой распада тория в качестве топлива. [Решение] Система выработки электроэнергии S включает катализируемую Луной термоядерную систему S1 и систему выработки электроэнергии на основе ядерного реактора S2. Система синтеза, катализируемая Луной, S1 выполнена как единое целое с целью разделения движения между структурой термоядерного реактора S1 системы синтеза, катализируемой Луной, S1 и структурой ядерного реактора системы выработки электроэнергии на основе ядерного реактора S2 посредством структурной перегородки 20, представляющей собой стенку трубы газового тракта, и с целью облучения системы выработки электроэнергии на основе ядерного реактора S2 нейтронами синтеза из системы синтеза, катализируемой Луной, S1 и проникающими через структурную перегородку 20.

RU2767298 (C1) - СПОСОБ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОГО РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

Изобретение относится к способу обеспечения ядерной безопасности высокотемпературного быстрого реактора и может быть использовано в ядерных реакторах, в частности, со сферическим микротопливом. Способ включает полную загрузку металлического сердечника активной зоны тепловыделяющими сборками, содержащими поглотитель нейтронов, торий и ядерное топливо из оксида урана-235 в виде микротвэлов, а также поглощающие стержни из карбида бора. При этом в зазоры между микротвэлами вводится поглотитель нейтронов, представляющий собой жидкий кадмий, обогащенный не менее чем на 90% по изотопу 113Cd. На внешнюю поверхность металлического корпуса активной зоны ядерного реактора наносится тонкий слой сплошного карбида бора толщиной 2-6 мм. Повышение безопасности реактора при транспортировке, а также возможность сокращения количества органов управления, блоков управления и контроля безопасности (БУС) и снижение массы потребного обогащенного топлива для обеспечения критичности в нормальных условиях при высоких температурах в активной зоне.

CN114049974 (A) - Сборочно-регулировочная стойка для экспериментального ядерного реактора и способ ее использовани

Изобретение раскрывает сборочно-регулировочную стойку для экспериментального ядерного реактора и способ ее использования. Стойка содержит основание, колонны-стойки, кронштейн и регулируемый стержень выталкивателя; на основании по периферии центра расположено несколько втулок; нижние части колонн-стойок смонтированы во втулках, а в верхней части каждой колонны-стойки образованы паз для установки стержня выталкивателя и паз для установки кронштейна; кронштейн содержит пластину-полку, расположенную наверху, соединительную пластину, внутреннюю полость и окно наблюдения за уровнем жидкости, а внутренние полости всех колонн-стойок сообщаются через трубу уровня жидкости; и регулировочный винтовой стержень расположен наверху каждого регулируемого стержня выталкивателя, а нижняя часть каждого регулируемого стержня выталкивателя вставлена ​​в соответствующую паз для установки стержня выталкивателя. Благодаря применению стойки можно быстро поддерживать и выравнивать оболочку реактора, можно быстро измерять горизонтальность оболочки реактора, а в сочетании со структурными характеристиками ядерного энергетического реактора на основе расплавленной соли тория можно выполнять требования по установке внутренних компонентов оболочки реактора, выравниванию и сборке верхней установочной плоской пластины; а стойка имеет преимущества высокой эффективности конструкции, высокой безопасности и хорошего качества конструкции.

US2022013242 (A1) - ДВУХЖИДКОСТНЫЙ РЕАКТОР - ВАРИАНТ С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ДЕЛЯЩИМСЯ МАТЕРИАЛОМ (DFR/M)

Изобретение относится к ядерному реактору, работающему по принципу двухжидкостной среды со специальной жидкометаллической делящейся смесью в качестве жидкого топлива в жидкотопливной линии, которая имеет высокий процент актиноидов, предпочтительно 69% и выше. Предпочтительные металлы выбираются из хрома (Cr), марганца (Mn) и железа (Fe). Предпочтительные актиноиды выбираются из тория (Th), урана (U) и плутония (Pu). Смеси и полученные многокомпонентные сплавы не обязательно должны быть эвтектическими.

CN113072088 (A) - Метод приготовления бескислородного гексафторалюмината лития, применяемого в ядерной энергетике деления - реактор на основе расплавленной соли тория

Изобретение относится к способу получения гексафторалюмината лития, в частности к способу получения бескислородного гексафторалюмината лития, применяемого в ядерной энергетике деления, а именно в реакторе на основе расплавленной соли на основе тория. Способ получения преодолевает технические проблемы, заключающиеся в том, что последующая обработка сложна, а чистота продукта не достигает стандарта в существующем мокром способе производства гексафторалюмината лития, а содержание кислорода и чистота продукта не достигают стандарта в сухом способе производства гексафторалюмината лития в известном уровне техники. Способ получения включает следующие этапы: добавление карбоната лития в избыточную плавиковую кислоту для образования фторида лития и поддержание относительно высокой температуры; затем добавление гидроксида алюминия и обеспечение возможности полностью растворенному гексафторалюминату реагировать с избыточными ионами лития в определенном молярном соотношении посредством высокой температуры, мгновенно образующейся после добавления гидроксида алюминия, чтобы реализовать осаждение в виде осадка гексафторалюмината лития и предотвратить гидролиз фторида алюминия из-за изменения условий; и отфильтровывание избыточных ионов лития и плавиковой кислоты при относительно высокой температуре и проведение промывки горячей водой для удаления избыточных ионов лития и плавиковой кислоты. Согласно изобретению, вакуумная градиентная сушка выполняется для предотвращения гидролиза и окисления, поэтому гексафторалюминат лития высокой чистоты с водой.

GB2586103 (A) - Керамическое ядерное топливо, диспергированное в матрице металлического сплава

Способ изготовления керметных ядерных топливных стержней, включающий: плавление одного или нескольких металлических ядерных исходных материалов, включающих уран, цирконий, молибден, другие трансурановые частицы или их смеси; добавление керамических частиц, включающих измельченное отработанное топливо легководного реактора, оксид тория, оксид америция или их смеси, в расплав для создания смеси; перемешивание смеси; либо заливка снизу, либо впрыскивание смеси в насыпь; и предоставление смеси затвердеть в молиде для создания топливного стержня. Смесь может перемешиваться путем встряхивания. Стержень может иметь цилиндрическую форму с отверстием через продольную ось. Раскрыт альтернативный метод, включающий: добавление исходного сырья для ядерного топлива в виде частиц металла к керамическим частицам; смешивание керамических частиц и исходного сырья для ядерного топлива в однородную смесь; и уплотнение смеси в стальную оболочку.

KR20190110654 (A) - ЯДЕРНЫЙ ТОПЛИВОПРОВОД, СОДЕРЖАЩИЙ ТОРИЙ, И ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, СОДЕРЖАЩИЙ ТО ЖЕ САМОЕ

Раскрыты топливные пучки для ядерного реактора, и в некоторых вариантах реализации они включают первый топливный элемент, включающий диоксид тория; второй топливный элемент, включающий уран, имеющий первое делящееся содержимое; и третий топливный элемент, включающий уран, имеющий второе делящееся содержимое, отличное от первого делящегося содержимого. Также раскрыты ядерные реакторы, использующие такие топливные пучки, включая ядерные реакторы с тяжелой водой под давлением. Уран, имеющий различное делящееся содержимое, может включать комбинации природного урана, обедненного урана, рециркулированного урана, слабообогащенного урана и низкообогащенного урана.

WO2006096505 (A2) - НЕОБОГРЕВАЕМОЕ ТОРИЕВОЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ИНЕРТНЫЕ МЕТАЛЛИЧЕСКИЕ МАТРИЦЫ ДЛЯ РЕАКТОРОВ-ПРЕОБРАЗОВАТЕЛЕЙ ТОРИЯ С БЫСТРЫМ СПЕКТРОМ И ТЕПЛОВЫМ СПЕКТРОМ

Раскрыт набор формул сплавов для использования с ядерным топливом на основе тория в реакторе с быстрым спектром; с ядерным топливом на основе тория в существующих энергетических реакторах с тепловым спектром; для производства медицинских изотопов в эпителиальном, быстром, делительном спектре и тепловом спектрах; и для использования в качестве топлива в испытательных и экспериментальных реакторах, которые являются непролиферативными. Сплавы образуют инертные металлические матрицы для удержания мелких частиц диспергированного топлива, содержащего торий. Формулы также полезны для производства медицинских и коммерческих изотопов в спектрах высокоэнергетических, быстрых и эпителиальных нейтронов.

WO2007011382 (A1) - МОДИФИЦИРОВАННОЕ НИТРИДНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ КОМПАКТНЫХ И ДЛИТЕЛЬНЫХ РЕАКТОРОВ

Топливный элемент для ядерного реактора содержит модифицированное нитридное урановое или модифицированное нитридное плутониевое топливо и добавки, которые улучшают свойства модифицированного нитридного уранового или модифицированного нитридного плутониевого топлива. В различных вариантах реализации нитридные добавки улучшают компактность, долговечность, устойчивость к распространению, безопасность топлива и управление отходами топливного элемента. В различных вариантах исполнения добавки включают по крайней мере один из нитрида циркония, нитрида тория, нитрида гафния, нитрида титана или нитридов редкоземельных элементов.

US4209492 (A) - Устройство для производства сферических частиц из капель водных нитратных растворов урана, плутония или тория или смесей этих материалов для топливных и размножающих элементов ядерных реакторов

Устройство для получения сферических частиц из капель водных растворов нитратов, состоящих из урана, плутония или тория, а также смесей этих материалов для топливных и воспроизводящих элементов для ядерных реакторов. Устройство включает в себя емкость для водной и наложенной газообразной фазы аммиака, а также распылительную форсунку для получения капель, которая снабжена вибратором и находится в сообщении с емкостью для топливного или воспроизводящего раствора материала, в котором капли пересекают газообразную фазу аммиака под действием силы тяжести, а также горизонтально направленной силы, пересекая водную фазу аммиака только под действием силы тяжести.

US6442226 (B1) – Ускоренная трансмутация отработанных топливных элементов

Описаны устройство и метод для трансмутации высших актинидов, плутония и выбранных продуктов деления в жидкотопливной подкритической сборке. Уран также может быть обогащен, тем самым обеспечивая новое топливо для использования на обычных атомных электростанциях. Ускоритель обеспечивает дополнительные нейтроны, необходимые для выполнения процессов. Размер ускорителя, необходимого для завершения замыкания топливного цикла, зависит от нейтронной эффективности поддерживаемых реакторов и нейтронного спектра аппарата трансмутации актинидов. Обработка отработанного топлива из легководных реакторов (LWR) с использованием топлива на основе урана потребует наибольшей мощности ускорителя, тогда как нейтронно-эффективные высокотемпературные газовые реакторы (HTGR) или реакторы CANDU потребуют наименьшей мощности ускорителя, особенно если в новое сгенерированное топливо вводится торий в соответствии с учениями настоящего изобретения. Аппарат трансмутации актинидов с быстрым спектром (на основе жидкометаллического топлива) будет в полной мере использовать исходные нейтроны, произведенные ускорителем, и обеспечивать максимальное использование нейтронов деления, произведенных актинием. Однако аппарат трансмутации с близкой к тепловой температуре потребует меньших постоянных запасов плутония и высших актинидов. Уран, в настоящее время являющийся самым большим по объему компонентом в ядерных отходах, полностью используется и не выбрасывается в виде отходов. Поскольку в восстановленных топливных элементах нет плутония, высших актинидов или продуктов деления, существующие процессы можно использовать повторно. Поскольку производительность существующих реакторов не меняется, достигается полное использование ресурсов как тория, так и урана.

Открытие Китаем безграничного источника энергии тория может стать поворотным моментом в мировой ядерной технологии. Прорыв, сделанный на горнодобывающем комплексе Баян Обо, выявил необычайный 1 миллион тонн тория, ресурса, который может обеспечить энергетические потребности Китая в течение поразительных 60 000 лет. Это открытие не только обещает произвести революцию в устойчивой энергетике, но и происходит в то время, когда страна активно изучает инновационные решения для удовлетворения растущего мирового спроса на энергию.

В основе этого развития лежит обширная геологическая разведка, которая нанесла на карту 233 богатых торием зоны по всей стране. Такое всеобъемлющее картирование, подкрепленное такими стандартами, как понимание кода, являющегося ключом к информированным инвестициям в горнодобывающую промышленность, демонстрирует системный подход к использованию ресурса, который может преобразовать энергетический сектор. С основным ключевым словом, повторяющимся повсюду, становится ясно, что, поскольку Китай обнаруживает безграничный источник энергии торий, эксперты во всем мире уделяют пристальное внимание этой новаторской находке.

Торий, встречающийся в природе радиоактивный элемент, давно рассматривается как многообещающая альтернатива традиционному урану для ядерных реакторов. В отличие от урана, торий предлагает гораздо более плотный выход энергии — эксперты оценивают, что он содержит до 500 раз больше энергетического потенциала, чем обычный уран-232. Последствия этого открытия огромны. При эффективном использовании торий может обеспечить более чистую, безопасную и более устойчивую форму ядерной энергии, которая производит значительно меньше токсичных отходов. Недавние сообщения указывают на то, что Китай обнаруживает безграничный источник энергии торий — это революционная инновация, которая может переопределить параметры использования ядерного топлива. С объемом ресурсов в 1 миллион тонн энергетический портфель страны вскоре может включить стратегию ядерной энергетики, которая будет решать как вопросы энергетической безопасности, так и экологической устойчивости. Это развитие идет рука об руку с другими важными стратегическими инициативами, такими как контроль за экспортом лития в Китае, отражая более широкую приверженность перестройке того, как природные ресурсы используются в переходе на чистую энергию.

Горнодобывающий комплекс Баян-Обо, уже всемирно известный своими минеральными богатствами, теперь заявляет о своих претензиях на роль эпицентра потенциального сдвига парадигмы в энергетическом секторе. Выявление 1 миллиона тонн тория — это не просто количественно измеримый резерв, но и сигнал для будущего, в котором ограничения традиционной энергетики могут быть преодолены. Дальнейшие подробные геологические изыскания и исследования по добыче продолжают подчеркивать огромные масштабы этого резерва.

Аналитики отмечают, что с выявлением 233 отдельных зон, богатых торием, разведка далеко не изолирована. Скорее, она является частью систематических национальных усилий по Революционный потенциал тория заключается в его эффективности и более чистом производстве. По сравнению с традиционными реакторами на основе урана ядерные системы на основе тория могут генерировать до 200 раз больше энергии и производить значительно меньше радиоактивных отходов. Международные СМИ проявили живой интерес к этому потенциалу; например, подробный отчет по этому вопросу доступен через thorium survey insights.

Перспективы использования тория в качестве топлива для ядерных реакторов зависят от передовой технологии реактора на расплавленных солях (MSR) — подхода, который значительно отличается от традиционных ядерных систем. В MSR торий смешивается с фторидом лития и нагревается примерно до 1400 °C. Затем эта расплавленная смесь бомбардируется нейтронами, запуская ядерную трансмутацию, которая приводит к созданию урана-233, делящегося изотопа, способного поддерживать непрерывную ядерную реакцию. Научное сообщество взволновано присущей безопасностью и эффективностью MSR. Эти реакторы работают в условиях атмосферного или низкого давления, что значительно снижает риски, связанные с системами ядерных реакторов высокого давления. Кроме того, они предлагают возможность непрерывной переработки топлива для извлечения максимальной энергии, тем самым минимизируя отходы.

Технология расплавленных солей находится на переднем крае ядерных инноваций. Рабочий процесс можно обобщить в несколько ключевых этапов:

Ториевое топливо растворяется в расплавленной солевой смеси.

Нейтронная бомбардировка инициирует деление, тем самым производя тепло.

Вырабатываемое тепло преобразуется в электричество через систему турбогенератора.

Протоколы безопасности и внутренние конструктивные особенности реактора работают вместе, чтобы автоматически регулировать ядерную реакцию. Этот процесс, уникальный для реакторов на расплавленных солях, не только повышает безопасность, но и значительно увеличивает выход энергии на единицу топлива. Оптимизированная работа этих реакторов может проложить путь для стабильных, долгосрочных систем электроснабжения, которые меньше зависят от ископаемого топлива.