Они не то чтоб уже разработаны, они разрабатываются. До промышленных реакторов, насколько мне известно, дело не дошло, но вполне может дойти, потому как идея довольно перспективная. И если всё сложится удачно, то первые промышленные установки могут появиться к 2030 году.
Фишка там в том, что в качестве ядерного топлива используется смесь тория и плутония, то есть это, помимо прочего, ещё и удачный способ утилизации огромных запасов оружейного плутония, который высвобождается по мере сокращения ядерных арсеналов и который некуда девать. Хотя вместо плутония можно использовать и обогащённый уран.
Ядро тория-232 - это чётно-чётное ядро (и атомный номер, и атомная масса представлены чётными числами), а такие ядра отличаются резонансным поглощением нейтронов и цепная реакция на тепловых нейтронах с ними невозможна. Энерговыделение достигается тем, что захват теплового нейтрона вызывает трансмутацию тория-232 в уран-233, а вот уран-233 - это уже ровно такое же ядерное топливо, что и уран-235 или плутоний. Поэтому топливо для ториевых реакторов всегда содержит некоторое количество делящегося урана или плутония, которые служат там своего рода "запалом", инициирующим реакцию. Ну и даже из этого простого объяснения видно, что этот запал в процессе работы реактора самовоспроизводится.
И при правильной композиции топлива в сочетании с графитовым замедлителем (от которого теперь, после Чернобыля, все шарахаются как чёрт от ладана), можно добиться "сверхдлинной кампании" - это значит, что замену топлива в реакторе можно проводить не каждые 9 месяцев, как для традиционных урановых стержней, а раз в 8 лет. Можно представить, какую экономию затрат сулит только эта особенность таких реакторов.
Вторая особенность - что для охлаждения и в качестве теплоносителя используется не вода и не жидкий натрий, а газ. Водород, гелий или даже углекислый газ (водород теоретически опасен, если возникнет нарушение герметичности контура охлаждения, а гелий крайне дорог, но первый контур ториевых установок работает всё же на гелии).
Третья особенность - что такие установки могут быть генераторами водорода, то есть открывают дорогу водородной энергетике. Причём получение водорода будет чисто химическим процессом, без электролиза (что предполагается для термоядерных станций). Коль скоро установка высокотемпературная - газ можно нагревать до куда более высокой температуры, чем вода в традиционных водо-водяных реакторах, - то дальше можно организовать цикл по получению водорода из смеси природного газа (метан) и воды. При высокой температуре эта смесь превращается в СО и водород.
Четвёртая фишка - доступность тория. Это тринадцатый по распространённости элемент, запасы тория куда больше, чем запасы урана.
Ещё один момент, существенно снижающий стоимость таких установок: торий не нуждается в обогащении. Практически целиком природный торий - моноизотоп Th-232,
Ну и на сладкое - безопасность. Ториевые реакторы в принципе неспособны на ядерный взрыв (то есть на развитие цепной реакции по неуправляемому сценарию). Тепловой взрыв в них теоретически, конечно, возможен, но даже при таком взрыве не будет выброса большого количества радиоактивных веществ во внешнюю среду. Торий-232 практически нерадиоактивен (его период полураспада больше 14 миллиардов лет ), а радиоактивного урана-233 в нём куда меньше, чем в обычном урановом реакторе.
Где и кто: в России основной "двигатель" ториевой энергетики - Томский политех (работы ведутся в сотрудничестве с Курчатовским институтом). Примерно до 2000 года в этом направлении интенсивно работала Германия, но потом она сильно "позеленела" и сдуру свернула ядерную энергетику. Очень интенсивно работы идут в Китае (они тут впереди) и в Индии, есть свои проекты в США.
