Соединения тория представляют интерес в самых разных отраслях промышленности.
Торий и его соединения применяют в составе катализаторов для органических синтезов, так как он является практически неиссякаемым источником электронов, его используют в процессах радикальной полимеризации.
Торий выступает в качестве усилителя механо и жаропрочности, при создании различных композиционных материалов; для легирования магниевых, никелевых, кобальтовых и других сплавов, которые приобрели большое значение в реактивной авиации и ракетной технике. Эти сплавы, благодаря торию, обладают небольшим удельным весом, высокой прочностью и стойкостью при повышенных температурах.
Оксид тория из-за его температуры плавления 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 электростанций. Тигли, изготовленные из окиси тория, являются незаменимыми при работах в области температур около 2500—3100 °C.
Торий добавляют в состав дуговых углей для увеличения яркости электрической дуги, используемой в прожекторах. Фактически, это продолжение идеи «ауэровских колпачков».
Наибольшей интерес торий представляет для развития ядерной энергетики. При поглощении торием медленных нейтронов происходит следующая ядерная реакция:
232Th(n,γ)→233Th(β-)→233Pa(β-)→233U.
Получаемый 233U, как и 235U, способен поддерживать цепную реакцию. Ториевый ядерный топливный цикл обладает целым рядом преимуществ перед применяемыми в настоящее время урановым и уран-плутониевым, обращение к нему стимулируется следующими факторами [12]:
― запасов тория в земной коре в 3 раза больше, чем урана;
― достижимость более высокого выгорания топлива, чем в уран-плутониевом цикле;
― высокая радиационная устойчивость топлива на основе тория;
― лучшая теплопроводность топлива на основе тория;
― 233U превосходит 235U по выходу нейтронов на один поглощённый нейтрон;
Кроме того, превосходные физические свойства топлива на ториевой основе повышают безопасность активной зоны реактора и улучшают его эксплуатационные характеристики. Главный недостаток топлива на ториевой основе состоит в том, что для реализации всех указанных преимуществ торий необходимо, прежде всего, облучить и переработать, для чего требуется более современная технология, чем в случае производства уранового топлива, т.е. ториевое топливо имеет более высокую стоимость. Смешанное торий-урановое топливо может использоваться в различных типах реакторов, включая реактор, регулируемый по сдвигу спектра нейтронов, а также высокотемпературный реактор с газовым охлаждением (HTGR), реактор на расплавах солей, легководный реактор, легководный реактор-размножитель, тяжеловодный реактор и реактор-размножитель на быстрых нейтронах. В ближайшем будущем из всех этих реакторов наибольшие перспективы при работе на ториевом топливе за HTGR, так как его конструкция уже разработана.
С середины 1990-х проведён большой объём работ в области разработки новых актинидных матриц для иммобилизации высокорадиоактивных долгоживущих отходов ядерного топливного цикла и оружейного плутония. Для этих целей французская исследовательская группа NOMADE начала многодисциплинарную программу, которая позволила создать несколько керамических матриц и композитных материалов, обладающих высокой химической стабильностью, низкой растворимостью в воде и устойчивостью к радиационному воздействию. Среди них сложный фосфат-дифосфат тория Th4(PO4)4P2O7. Он показал отличные результаты в плане возможности замещения катиона Th4+ на такие катионы, как U4+, Np4+, Pu4+ (соответственно, 75, 52 и 41 мол. %).
Вывод
Из-за широкого спектра применения и уникальных свойств, торий и соединения на его основе представляют интерес для человечества. Несмотря на все разнообразное использования тория в промышленности, очевидно, что будущее этого элемента связано с ядерной энергетикой. Разработка ядерных реакторов, работающих на ториевом топливе сделала этот элемент одним из определяющих будущее человека. Серьезным препятствием для большего внедрения ториевого топливного цикла в ядерную энергетику стран является отсутствие отработанной технологии утилизации отходов топливного цикла. Поэтому на решение этой задачи направлено большинство исследований.
Список литературы
1. Berzelius, J.J. (1829) K. Sven. Vetenskapsakad. Handl., 9, 1-30; (1829) Pogg. Ann., 16, 385-415.
2. Rothschild, B.F., Templeton, C.C., and Hall, N.F. (1948) J. Phys. Coll. Chem., 52, 1006-20.
3. Katzin, L.I. (1948) Report AECD-2213.
4. Kolb, A., Melzer, G., Merckler, A., and Teufel, C. (1908) Z. Anorg. Chem., 60, 123-33.
5. Seaborg, G.H., Gofman, J.W., and Stoughton, R.W. (1947) Phys. Rev., 71, 378.
6. Cheda, J.A.R. Heat capacity of Th(NO3)4·5H2O from 5 to 350 K / J. A. R. Cheda, E.F. Westrum Jr., L.R. Morss // J. Chem. Thermodyn. – V. 8. – P. 25-29.
7. Сиборг, Г. Химия актиноидов: в 3 т.: Под ред. Дж. Каца, Г. Сиборга, Л. Морсса. - М.: Мир, 1991. - 525c.
8. Moseley, P.T. New thorium nitrate hydrate / P.T. Moseley, S.W. Sanderson, V.J. Wheeler // J. Inorg. Nucl. Chem. – 1971. –V. 33. – P. 3975-3976.
9. Templeton, C.C. The solubility of thorium nitrate tetrahydrate in organic
solvents at 25 degrees C / C.C. Templeton, N.F. Hall // J. Phys. Colloid. Chem. 1947. - V. 51. – P. 1441-1449.
10. Yaffe, L. Solubility of uranyl nitrate hexahydrate and thorium nitrate
tetrahydrate in organic solvents at 20 C / L. Yaffe // Can. J. Research. B. – 1949. – V. 27, - P. 638-645.
11. Pyartman, A.K. Extraction of Th(IV), La(III), and Y(III) nitrates with a composite solid extractant based on a polymeric support impregnated with trialkylmethylammonium nitrate / A.K. Pyartman, V.A. Keskinov, V.V. Lishchuk,
A.V. Konstantinova, V.V. Belova // Russian Journal of Applied Chemistry. –
2006. – V. 79. – P. 1802-1807.
12. Apelblat, A. The extraction of thorium nitrate by n-hexanol / A. Apelblat,
I. Michaeli // Journal of Inorganic and Nuclear Chemistry. – 1970. – V. 32. – P.
239-244.
13. Zingaro, R.A. The extraction of nitric acid and thorium nitrate by trinoctylphosphine oxide in cyclohexane / R.A. Zingaro, J.C. White // Journal of
Inorganic and Nuclear Chemistry. – 1960. – V. 12. – P. 315-326.
14. Katzin, L.I. Variations in absorption spectrum of the nitrate group / L.I. Katzin // J. Chem. Phys. – 1950. – V. 18. – P. 789-791
15. Gschneider, K.A.Handbook of the physiscs and chemistry of rare earths /
K.A. Gschneider, J.C. Bunzli, V.K. Pecharsky // Elsevier. – 2006. – P. 580.
16. Morss, L.R. Partial molal entropy and heat capacity of the aqueous thorium(IV) ion. Thermochemistry of thorium nitrate pentahydrate / L.R. Morss, M.C. McCue // J. Chem. Eng. Data. – 1976. –V. 21. –P. 337-341.
17. Ginger, E. S. Crystal chemistry of thorium nitrates and chromates / E.S.
Ginger, P.C. Burns // Journal of Solid State Chemistry. - 2010. - V. 183. - P. 1604-1608.
18. Rand, M.H. Chemical thermodynamics of thorium / M.H. Rand // OECD
Publishing. – 2009. – P. 900.