Ториевый топливный цикл

Образец тория

Ториевые топливный цикл представляет собой ядерный топливный цикл , который использует изотоп из тория ,²³²
Чт
, как плодородный материал . В реакторе²³²
Чт
является трансмутируются в делящемся искусственном уране изотоп²³³
U
которое является ядерным топливом . В отличие от природного урана , природный торий содержит только следовые количества делящегося материала (например,²³¹
Чт
), которых недостаточно для инициирования цепной ядерной реакции . Для запуска топливного цикла необходим дополнительный делящийся материал или другой источник нейтронов. В реакторе, работающем на тории,²³²
Чт
поглощает нейтроны, чтобы произвести²³³
U
. Это аналогично процессу в реакторах-размножителях урана, где плодородные²³⁸
U
поглощает нейтроны с образованием делящегося ²³⁹
Пу
. В зависимости от конструкции реактора и топливного цикла генерируемые²³³
U
либо делится на месте, либо химически отделяется от использованного ядерного топлива и превращается в новое ядерное топливо.

Ториевого топливного цикла имеет несколько потенциальных преимуществ по сравнению с циклом уранового топлива , в том числе тория в большем количестве , улучшенные физические и ядерные свойства, уменьшенную плутоний и актинидов производство, ^[1] и лучшую устойчивость к распространению ядерного оружия , когда используется в традиционном реакторе на легкой воде ^{[ 1]}^[2], но не в реакторе с расплавом солей . ^[3]^[4]

История [ править ]

Обеспокоенность ограниченностью мировых запасов урана мотивировала первоначальный интерес к ториевому топливному циклу. ^[5] Предполагалось, что по мере истощения запасов урана торий будет дополнять уран в качестве плодородного материала. Однако для большинства стран урана было относительно много, а исследования ториевых топливных циклов были в упадке. Заметным исключением была трехэтапная ядерно-энергетическая программа Индии . ^[6] В двадцать первом веке потенциал тория для улучшения устойчивости к распространению и характеристик отходов привел к возобновлению интереса к ториевому топливному циклу. ^[7]^[8]^[9]

В Национальной лаборатории Ок-Ридж в 1960-х годах в эксперименте с реактором с расплавленной солью использовались²³³
U
в качестве делящегося топлива в эксперименте по демонстрации части реактора-размножителя расплавленной соли, который был разработан для работы в ториевом топливном цикле. В экспериментах с реактором на расплавленных солях (MSR) оценивалась возможность использования тория с использованием фторида тория (IV), растворенного в жидком солевом расплаве, что устраняет необходимость в изготовлении топливных элементов. Программа MSR была прекращена в 1976 году после увольнения ее покровителя Элвина Вайнберга . ^[10]

В 1993 году Карло Руббиа предложил концепцию усилителя энергии или «системы, управляемой ускорителем» (ADS), которую он видел как новый и безопасный способ производства ядерной энергии с использованием существующих ускорительных технологий. Предложение Руббиа предлагало возможность сжигать высокоактивные ядерные отходы и производить энергию из природного тория и обедненного урана . ^[11]^[12]

Кирк Соренсен, бывший ученый НАСА и главный технолог Flibe Energy, был давним сторонником ториевого топливного цикла и особенно реакторов с жидким фторидом тория (LFTR). Он впервые исследовал ториевые реакторы, работая в НАСА , при оценке проектов электростанций, подходящих для лунных колоний. В 2006 году Соренсен основал сайт energyfromthorium.com для продвижения и распространения информации об этой технологии. ^[13]

В исследовании MIT 2011 года сделан вывод о том, что, хотя существует мало препятствий для ториевого топливного цикла, при нынешних или ближайших конструкциях легководных реакторов также мало стимулов для какого-либо значительного проникновения на рынок. Таким образом, они приходят к выводу, что вероятность того, что ториевые циклы заменят обычные урановые циклы на нынешнем рынке ядерной энергии, мала, несмотря на потенциальные выгоды. ^[14]

Ядерные реакции с торием [ править ]

«Торий подобен влажному дереву [… его] нужно превратить в делящийся уран, так же как влажное дерево нужно высушить в печи».

- Ратан Кумар Синха , бывший председатель Комиссии по атомной энергии Индии . ^[15]

В ториевом цикле топливо образуется, когда ²³²
Чт
захватывает в нейтрон (будь то в быстрый реактор или тепловой реактор ) , чтобы стать233Чт. Обычно это испускает электрон и антинейтрино (
ν
) от β-распад, чтобы стать233Па. Затем он испускает еще один электрон и антинейтрино на секунду.
β^-
распад, чтобы стать ²³³
U
, топливо:

{\ displaystyle {\ ce {{\ overset {нейтрон} {n}} + {^ {232} _ {90} Th} -> {^ {233} _ {90} Th} -> [\ beta ^ {- }] {^ {233} _ {91} Па} -> [\ beta ^ {-}] {\ overset {fuel} {^ {233} _ {92} U}}}}}

Отходы продуктов деления [ править ]

При ядерном делении образуются радиоактивные продукты деления , период полураспада которых может составлять от нескольких дней до более 200000 лет . Согласно некоторым исследованиям токсичности ^[16] ториевый цикл может полностью перерабатывать актинидные отходы и выделять только отходы продуктов деления, и через несколько сотен лет отходы ториевого реактора могут быть менее токсичными, чем урановая руда , которая могла бы использоваться. производство низкообогащенного уранового топлива для легководного реактора той же мощности. Другие исследования предполагают некоторые потери актинидов и показывают, что отходы актинидов доминируют над радиоактивностью отходов ториевого цикла в некоторые будущие периоды. ^[17]

Отходы актинидов [ править ]

В реакторе, когда нейтрон попадает в делящийся атом (например, определенные изотопы урана), он либо расщепляет ядро, либо захватывается и трансмутирует атом. В случае²³³
U
трансмутации, как правило, производят полезное ядерное топливо, а не трансурановые отходы. Когда²³³
U
поглощает нейтрон, он либо делится, либо становится 234U. Вероятность деления при поглощении теплового нейтрона составляет около 92%; отношение захвата к делению²³³
U
, следовательно, составляет примерно 1:12 - что лучше, чем соответствующее соотношение захвата и деления 235U (примерно 1: 6) или ²³⁹
Пу
или же 241Пу(оба примерно 1: 3). ^[5]^[18] В результате получается меньше трансурановых отходов, чем в реакторе, использующем уран-плутониевый топливный цикл.


Трансмутации в ториевом топливном цикле v т е
														²³⁷ нп
														↑
		²³¹ U	←	²³² U	↔	²³³ U	↔	²³⁴ U	↔	²³⁵ U	↔	²³⁶ U	→	²³⁷ U
		↓		↑		↑		↑
		²³¹ Па	→	²³² Па	←	²³³ Па	→	²³⁴ Па
		↑				↑
²³⁰ Чт	→	²³¹ Чт	←	²³² Чт	→	²³³ Чт
Нуклиды, выделенные курсивом на желтом фоне, имеют период полураспада менее 30 дней. Нуклиды, выделенные жирным шрифтом, имеют период полураспада более 1000000 лет. Нуклиды в красных кадрах являются делящимися

²³⁴
U
, как и большинство актинидов с четным числом нейтронов, не делящийся, но захват нейтронов производит делящиеся²³⁵
U
. Если делящийся изотоп не может делиться при захвате нейтронов, он производит236U, 237Np, 238Пу, и в конечном итоге делящийся ²³⁹
Пу
и более тяжелые изотопы плутония . В²³⁷
Np
могут быть удалены и сохранены как отходы или сохранены и преобразованы в плутоний, где большая его часть расщепляется, а остаток становится 242Пу, затем америций и кюрий , которые, в свою очередь, могут быть удалены как отходы или возвращены в реакторы для дальнейшей трансмутации и деления.

Тем не менее 231Па (с периодом полураспада 3,27 × 10 ⁴ года ), образовавшихся в результате ( n , 2 n ) реакций с²³²
Чт
(уступая ²³¹
Чт
что распадается на 231Па), хотя и не являются трансурановыми отходами, но вносят основной вклад в долгосрочную радиотоксичность отработавшего ядерного топлива.

Загрязнение ураном-232 [ править ]

232Uтакже образуется в этом процессе за счет ( n , 2 n ) реакций между быстрыми нейтронами и²³³
U
, 233Па, и ²³²
Чт
:

{\begin{aligned}{}\\{\ce {{^{232}_{90}Th}->[+n]{^{233}_{90}Th}->[\beta ^{-}]{^{233}_{91}Pa}{\text{ }}->[\beta ^{-}]{^{233}_{92}U}->[+n-2n]{^{232}_{92}U}}}\\{\ce {{^{232}_{90}Th}->[+n]{^{233}_{90}Th}->[\beta ^{-}]{^{233}_{91}Pa}{\text{ }}->[+n-2n]{^{232}_{91}Pa}->[\beta ^{-}]{^{232}_{92}U}}}\\{\ce {{^{232}_{90}Th}->[+n-2n]{^{231}_{90}Th}->[\beta ^{-}]{^{231}_{91}Pa}{\text{ }}->[+n]{^{232}_{91}Pa}->[\beta ^{-}]{^{232}_{92}U}}}\\{}\end{aligned}}

В отличие от большинства тяжелых изотопов с четными номерами, ²³²
U
также является делящимся топливом, деление которого составляет чуть более половины времени, когда оно поглощает тепловые нейтроны. ^[19] ²³²
U
имеет относительно короткий период полураспада (68,9 лет ), а некоторые продукты распада испускают гамма-излучение высокой энергии , например224Rn, 212Би и особенно 208Tl. Полная цепочка распада , наряду с периодом полураспада и соответствующих гамма - энергии, является:

4 н Распад цепь из ²³² Th, который обычно называют «торий серии»

²³²
U
распадается на 228Чтгде он присоединяется к цепочке распада232Чт

{\begin{aligned}{}\\{\ce {^{232}_{92}U ->[\alpha] ^{228}_{90}Th}}\ &\mathrm {(68.9\ years)} \\{\ce {^{228}_{90}Th ->[\alpha] ^{224}_{88}Ra}}\ &\mathrm {(1.9\ year)} \\{\ce {^{224}_{88}Ra ->[\alpha] ^{220}_{86}Rn}}\ &\mathrm {(3.6\ day,\ 0.24\ MeV)} \\{\ce {^{220}_{86}Rn ->[\alpha] ^{216}_{84}Po}}\ &\mathrm {(55\ s,\ 0.54\ MeV)} \\{\ce {^{216}_{84}Po ->[\alpha] ^{212}_{82}Pb}}\ &\mathrm {(0.15\ s)} \\{\ce {^{212}_{82}Pb ->[\beta^-] ^{212}_{83}Bi}}\ &\mathrm {(10.64\ h)} \\{\ce {^{212}_{83}Bi ->[\alpha] ^{208}_{81}Tl}}\ &\mathrm {(61\ m,\ 0.78\ MeV)} \\{\ce {^{208}_{81}Tl ->[\beta^-] ^{208}_{82}Pb}}\ &\mathrm {(3\ m,\ 2.6\ MeV)} \\{}\end{aligned}}

Топливо с ториевым циклом производит жесткое гамма-излучение , которое повреждает электронику, что ограничивает их использование в бомбах.²³²
U
нельзя химически отделить от ²³³
U
от отработанного ядерного топлива ; однако химическое отделение тория от урана удаляет продукт распада.²²⁸
Чт
и излучение от остальной части цепочки распада, которое постепенно накапливается как ²²⁸
Чт
накапливается заново. Загрязнения также можно избежать, используя реактор-размножитель с расплавленной солью и разделяя²³³
Па
прежде чем он распадется на ²³³
U
. ^[3] Жесткое гамма-излучение также создает радиологическую опасность, которая требует удаленного обращения во время переработки.

Ядерное топливо [ править ]

Как плодородный материал торий похож на ²³⁸
U
, большая часть природного и обедненного урана. Поглощение тепловых нейтронов сечение (σ ) и резонансный интеграл ( в среднем нейтронных сечений над промежуточными энергиями нейтронов) для²³²
Чт
примерно в три и одну треть больше соответствующих значений для ²³⁸
U
.

Преимущества [ править ]

Основное физическое преимущество ториевого топлива состоит в том, что оно делает возможным создание реактора-размножителя , работающего на медленных нейтронах , также известного как тепловой реактор-размножитель . ^[5] Эти реакторы часто считаются более простыми, чем более традиционные размножители быстрых нейтронов. Хотя сечение деления тепловыми нейтронами (σ _f ) полученного²³³
U
сравнимо с ²³⁵
U
а также ²³⁹
Пу
, он имеет гораздо меньшее сечение захвата (σ _γ ), чем два последних делящихся изотопа, обеспечивая меньшее поглощение неделящихся нейтронов и улучшенную нейтронную экономию . Отношение нейтронов, выпущенных на нейтрон, поглощенный (η) в²³³
U
больше двух в широком диапазоне энергий, включая тепловой спектр. Воспроизводящий реактор в уран-плутониевом цикле должен использовать быстрые нейтроны, потому что в тепловом спектре один нейтрон поглощается²³⁹
Пу
в среднем приводит к менее чем двум нейтронам.

По оценкам, содержание тория в земной коре примерно в три-четыре раза превышает содержание урана ^[20], хотя современные сведения о его запасах ограничены. Текущий спрос на торий как побочный продукт добычи редкоземельных элементов из монацитовых песков удовлетворяется . Примечательно, что в морской воде растворено очень мало тория, поэтому извлечение морской воды нецелесообразно, как в случае с ураном. Используя реакторы-размножители, известные ресурсы тория и урана могут генерировать энергию мирового масштаба в течение тысяч лет.

Топливо на основе тория также демонстрирует благоприятные физические и химические свойства, улучшающие работу реактора и хранилища . По сравнению с преобладающим топливом реактора диоксид урана ( UO
₂), диоксид тория ( ThO
₂) имеет более высокую температуру плавления , более высокую теплопроводность и более низкий коэффициент теплового расширения . Диоксид тория также обладает большей химической стабильностью и, в отличие от диоксида урана, не подвергается дальнейшему окислению . ^[5]

Поскольку ²³³
U
произведенное в ториевом топливе значительно загрязнено ²³²
U
В предлагаемых конструкциях энергетических реакторов отработанное ядерное топливо на основе тория обладает присущей ему устойчивостью к нераспространению .²³²
U
нельзя химически отделить от²³³
U
и имеет несколько продуктов распада, которые испускают высокоэнергетическое гамма-излучение . Эти высокоэнергетические фотоны представляют собой радиологическую опасность, которая требует использования удаленного обращения с выделенным ураном и помогает в пассивном обнаружении таких материалов.

Долгосрочные (порядка примерно 10 ³ к10 ⁶ лет ) в радиологической опасности обычного отработанного ядерного топлива на основе урана преобладают плутоний и другие второстепенные актиниды , после чего долгоживущие продукты деления снова становятся существенными составляющими. Одиночный захват нейтрона в²³⁸
U
достаточно для производства трансурановых элементов , тогда как для этого обычно требуется пять захватов из²³²
Чт
. 98–99% ядер топливного цикла ториевого цикла будут делиться либо при²³³
U
или же ²³⁵
U
, поэтому производится меньше долгоживущих трансуранов. Из-за этого торий является потенциально привлекательной альтернативой урану в смешанном оксидном (МОКС) топливе для минимизации образования трансурановых элементов и максимального разрушения плутония. ^[21]

Недостатки [ править ]

Есть несколько проблем, связанных с применением тория в качестве ядерного топлива, особенно для твердотопливных реакторов:

В отличие от урана, торий природного происхождения является мононуклидом и не содержит делящихся изотопов; делящийся материал, как правило²³³
U
, ²³⁵
U
или плутоний, необходимо добавить для достижения критичности . Это, наряду с высокой температурой спекания, необходимой для получения топлива из диоксида тория, усложняет изготовление топлива. Национальная лаборатория Окриджа экспериментировала с тетрафторидом тория в качестве топлива в реакторе с расплавом солей с 1964 по 1969 год, который, как ожидалось, будет легче обрабатывать и отделить от загрязняющих веществ, замедляющих или останавливающих цепную реакцию.

В открытом топливном цикле (т. Е. С использованием²³³
U
in situ), для достижения благоприятной нейтронной экономии необходимо более высокое выгорание . Хотя диоксид тория хорошо показал себя при выгорании 170 000 МВт-сут / т и 150 000 МВт-сут / т на генерирующей станции Форт-Сент-Врейн и АРН соответственно, ^[5] проблемы усложняют достижение этого в легководных реакторах (LWR), которые составляют подавляющее большинство существующих энергетические реакторы.

В прямоточном ториевом топливном цикле топливо на основе тория производит гораздо менее долгоживущие трансурановые элементы, чем топливо на основе урана, некоторые долгоживущие актинидные продукты представляют собой долгосрочное радиологическое воздействие, особенно²³¹
Па
а также ²³³
U
. ^[16] По замкнутому циклу,²³³
U
а также ²³¹
Па
могут быть переработаны. ²³¹
Па
также считается отличным поглотителем выгорающих ядов в легководных реакторах. ^[22]

Еще одна проблема, связанная с ториевым топливным циклом, - это сравнительно большой интервал, в течение которого ²³²
Чт
размножается ²³³
U
. Полувыведения из²³³
Па
составляет около 27 дней, что на порядок больше, чем период полураспада 239Np. В результате существенные²³³
Па
развивается в топливе на основе тория. ²³³
Па
является значительным поглотителем нейтронов и, несмотря на то, что в конечном итоге порождает в делящийся²³⁵
U
, это требует еще двух поглощений нейтронов, что ухудшает экономию нейтронов и увеличивает вероятность образования трансуранов .

В качестве альтернативы, если твердый торий используется в замкнутом топливном цикле, в котором²³³
U
является переработаны , дистанционное обращение необходимо для изготовления топлива из-за высоких уровней излучения , вытекающих из продуктов распада в²³²
U
. Это также верно и для вторичного тория из-за наличия²²⁸
Чт
, который является частью ²³²
U
последовательность распада. Кроме того, в отличие от проверенной технологии рециркуляции уранового топлива (например, PUREX ), технология рециркуляции тория (например, THOREX) только разрабатывается.

Хотя наличие ²³²
U
усложняет дело, есть публичные документы, подтверждающие, что ²³³
U
однажды использовался при испытании ядерного оружия . Соединенные Штаты испытали композит²³³
U
- ядро плутониевой бомбы во время взрыва MET (Military Effects Test) во время операции «Чайник» в 1955 году, но с гораздо меньшей мощностью, чем ожидалось. ^[23]

Сторонники реакторов с жидкой активной зоной и расплавленных солей, таких как LFTR, утверждают, что эти технологии сводят на нет недостатки тория, присущие твердотопливным реакторам. Поскольку было построено только два реактора с жидкой активной зоной на фторидной соли (ORNL ARE и MSRE ), и ни один из них не использовал торий, трудно подтвердить точные преимущества. ^[5]

Реакторы на ториевом топливе [ править ]

Торий топлива питали несколько различных типов реакторов, в том числе легководных реакторов , тяжелых реакторов с водой , высокотемпературных реакторов газа , быстрых реакторов с натриевым охлаждением , и расплавленные соли реакторов . ^[24]

Список реакторов на ториевом топливе [ править ]

Было предложено разделить этот раздел на другую статью, озаглавленную « Список реакторов, работающих на тории» . ( Обсудить ) (август 2020)

Эта статья нуждается в обновлении . Обновите эту статью, чтобы отразить недавние события или новую доступную информацию. ( Август 2020 г. )

Из МАГАТЭ TECDOC-1450 «Ториевый топливный цикл - потенциальные преимущества и проблемы», таблица 1: Использование тория в различных экспериментальных и энергетических реакторах. ^[5] Дополнительно из Управления энергетической информации, «Выгрузки отработавшего ядерного топлива из американских реакторов», Таблица B4: Сборочный класс Dresden 1. ^[25]

Имя	Страна	Тип реактора	Мощность	Топливо	Период эксплуатации
Дрезден Блок 1	Соединенные Штаты	BWR	300000 197 МВт (эл.)	Угловые стержни ThO ₂ , UO _2, плакированные трубкой из циркалоя-2	1960–1978
AVR	Германия (Запад)	ВТГР , экспериментальный ( реактор с галечным слоем )	015000 15 МВт (эл.)	Чт +²³⁵ U Драйверное топливо, частицы топлива с покрытием, оксиды и дикарбиды	1967–1988
THTR-300	Германия (Запад)	ВТГР , силовой ( галечный )	300000 300 МВт (эл.)	Чт +²³⁵ U , Драйверное топливо, частицы топлива с покрытием, оксиды и дикарбиды	1985–1989
Линген	Германия (Запад)	Облучение-испытание BWR	060000 60 МВт (эл.)	Тестовое топливо (Th, Pu) O _{2 в} таблетках	1968–1973
Дракон ( ОЭСР - Евратом )	Великобритания (также Швеция, Норвегия и Швейцария)	HTGR , экспериментальный (конструкция "вывод в блоке")	020000 20 МВт	Чт +²³⁵ U Драйверное топливо, частицы топлива с покрытием, оксиды и дикарбиды	1966–1973 гг.
Персиковое дно	Соединенные Штаты	ВТГР , экспериментальный (призматический блок)	040000 40 МВт (эл.)	Чт +²³⁵ U Драйверное топливо, частицы топлива с покрытием, оксиды и дикарбиды	1966–1972 гг.
Fort St Vrain	Соединенные Штаты	HTGR , Power (призматический блок)	330000 330 МВт (эл.)	Чт +²³⁵ U Водительское топливо, покрытые топливные частицы, дикарбид	1976–1989
MSRE ORNL	Соединенные Штаты	MSR	007500 7,5 МВт	²³³ U расплавленные фториды	1964–1969
BORAX-IV и вокзал Элк-Ривер	Соединенные Штаты	BWR (сборки штифтов)	0024002,4 МВт (эл.); 24 МВт (эл.)	Чт +²³⁵ U Таблетки оксида топлива водителя	1963–1968
Порт доставки	Соединенные Штаты	LWBR , PWR , ( штифты в сборе)	100000 100 МВт (эл.)	Чт +²³³ U Водительское топливо, оксидные гранулы	1977–1982
Индиан Пойнт 1	Соединенные Штаты	LWBR , PWR , ( штифты в сборе)	285000 285 МВт (эл.)	Чт +²³³ U Водительское топливо, оксидные гранулы	1962–1980
SUSPOP / KSTR KEMA	Нидерланды	Водная гомогенная суспензия (штифтовые узлы)	001000 1 МВт	Th + ВОУ, оксидные окатыши	1974–1977
NRX и NRU	Канада	MTR (сборки штифтов)	02000020 МВт; 200 МВт ( см. )	Чт +²³⁵ U , Тестовое топливо	1947 (NRX) + 1957 (NRU); Облучение – испытание нескольких тепловыделяющих элементов.
ЦИРУС ; DHRUVA ; И КАМИНИ	Индия	MTR термический	04000040 МВт; 100 МВт; 30 кВт (малая мощность, исследование)	Al +²³³ U Топливо привода, шток J Th и ThO2, шток J ThO ₂	1960–2010 гг. (ЦИРУС); другие в действии
КАПС 1 и 2 ; 1 и 2 сома; РАПС 2, 3 и 4	Индия	PHWR , (штифты в сборе)	220000 220 МВт (эл.)	Таблетки ThO ₂ (для выравнивания нейтронного потока исходной активной зоны после пуска)	1980 (РАПС 2) +; продолжается во всех новых PHWR
FBTR	Индия	LMFBR , (узлы штифтов)	040000 40 МВт	ThO ₂ одеяло	1985; в операции
Петтен	Нидерланды	Эксперимент с расплавленной ториевой солью в реакторе High Flux	060000 45 МВт (эл.)	?	2024; запланировано

См. Также [ править ]

Портал ядерных технологий Энергетический портал

Торий
Появление тория
Ядерная энергетика на основе тория
Список стран по ресурсам тория
Список стран по запасам урана
Усовершенствованный тяжеловодный реактор
Элвин Радковски
Реактор CANDU
Fuji MSR
Пик урана
Радиоактивные отходы
Ториевый Энергетический Альянс
Фонд Вайнберга
Мировые энергоресурсы и потребление

Ссылки [ править ]

^ а б Роберт Харгрейвс; Ральф Мойр (январь 2011 г.). «Ядерные реакторы на жидком топливе» . Форум Американского физического общества по физике и обществу . Проверено 31 мая 2012 года .
^ Sublette, Кэри (20 февраля 1999). «Вопросы и ответы по ядерным материалам» . http://nuclearweaponarchive.org . Проверено 23 октября 2019 года . Внешняя ссылка в |website=( помощь )
^ а б Канг, Дж .; Фон Хиппель, FN (2001). «U-232 и устойчивость U-233 к нераспространению в отработавшем топливе». Наука и всеобщая безопасность . 9 (1): 1–32. Bibcode : 2001S & GS .... 9 .... 1K . DOI : 10.1080 / 08929880108426485 . S2CID 8033110 . «Архивная копия» (PDF) . Архивировано из оригинального (PDF) 03 декабря 2014 года . Проверено 2 марта 2015 .CS1 maint: archived copy as title (link)
^ " " Супер-топливо "Торий - риск распространения?" . 5 декабря 2012 г.
^ a b c d e f g "Ториевый топливный цикл IAEA-TECDOC-1450 - потенциальные преимущества и проблемы" (PDF) . Международное агентство по атомной энергии. Май 2005 . Проверено 23 марта 2009 .
^ Ganesan Венкатараман (1994). Бхабха и его великолепные навязчивые идеи . Университеты Press. п. 157.
^ "IAEA-TECDOC-1349 Возможности топливных циклов на основе тория ограничивать плутоний и снижать токсичность долгоживущих отходов" (PDF) . Международное агентство по атомной энергии. 2002 . Проверено 24 марта 2009 .
↑ Эванс, Бретт (14 апреля 2006 г.). «Ученый призывает перейти на торий» . ABC News . Архивировано из оригинала на 2010-03-28 . Проверено 17 сентября 2011 .
^ Мартин, Ричард (21 декабря 2009 г.). «Уран - это последний век - введите торий, новую зеленую ядерную бомбу» . Проводной . Проверено 19 июня 2010 .
^ Миллер, Дэниел (март 2011). «Ядерное сообщество пренебрежительно восприняло сообщение о безопасности реактора: эксперт» . ABC News . Проверено 25 марта 2012 .
^ Дин, Тим (апрель 2006 г.). «Ядерный новый век» . Космос . Проверено 19 июня 2010 .
^ Маккей, Дэвид JC (20 февраля 2009). Устойчивая энергия - без горячего воздуха . UIT Cambridge Ltd. стр. 166 . Проверено 19 июня 2010 .
^ "Flibe Energy" . Flibe Energy . Проверено 12 июня 2012 .
^ Будущее ядерного топливного цикла (PDF) (Отчет). Массачусетский технологический институт. 2011. с. 181.
^ "Дата установлена для топливного реактора" . Телеграф (Калькутта) . 2 сентября 2013 . Проверено 4 сентября 2013 года .
^ a b Le Brun, C .; Л. Матье; Д. Хойер; А. Нуттин. «Влияние технологии концепции MSBR на долгоживущую радиотоксичность и устойчивость к распространению» (PDF) . Техническое совещание по стратегиям управления Материала делящихся для устойчивого развития ядерной энергетики, Вена 2005 . Проверено 20 июня 2010 .
^ Brissot R .; Heuer D .; Huffer E .; Le Brun, C .; Луазо, Дж. М.; Nifenecker H .; Нуттин А. (июль 2001 г.). "Атомная энергия без (почти) радиоактивных отходов?" . Laboratoire de Physique Subatomique et de Cosmologie (LPSC). Архивировано из оригинала на 2011-05-25. согласно компьютерному моделированию, проведенному в ISN, этот протактиний доминирует над остаточной токсичностью потерь при10 000 лет
^ «Интерактивная карта нуклидов» . Брукхейвенская национальная лаборатория . Дата обращения 2 марта 2015 . Сечения тепловых нейтронов в амбарах (изотоп, захват: деление, f / f + c, f / c) 233U 45,26: 531,3 92,15% 11,74; 235U 98,69: 585,0 85,57% 5,928; 239Pu 270,7: 747,9 73,42% 2,763; 241Pu 363,0: 1012 73,60% 2,788.
^ "9219.endfb7.1" . atom.kaeri.re.kr .
^ «Использование тория в качестве ядерного топлива» (PDF) . Американское ядерное общество. Ноября 2006 . Проверено 24 марта 2009 .
^ "Ториевое испытание начинается" . Мировые ядерные новости. 21 июня 2013 . Проверено 21 июля 2013 года .
^ "Протактиний-231 - новый выгорающий поглотитель нейтронов" . 11 ноября 2017.
^ "Операция Чайник" . 11 ноября 2017 . Дата обращения 11 ноября 2017 . Проверить значения даты в: |access-date=( помощь )
^ «IAEA-TECDOC-1319 Использование ториевого топлива: варианты и тенденции» (PDF) . Международное агентство по атомной энергии. Ноября 2002 . Проверено 24 марта 2009 .
^ Выгрузки отработавшего ядерного топлива из реакторов США . Управление энергетической информации . 1995 [1993]. п. 111. ISBN 978-0-7881-2070-1. Проверено 11 июня 2012 года .Они были произведены General Electric (код сборки XDR07G) и позже отправлены на участок реки Саванна для переработки.

Дальнейшее чтение [ править ]

Kasten, PR (1998). " Обзор концепции ториевого реактора Радковского " Наука и всеобщая безопасность, 7 (3), 237–269.
Дункан Кларк (9 сентября 2011 г.), « Thorium выступает за группу давления на запуск. Огромный оптимизм в отношении ториевой ядерной энергии при запуске Фонда Вайнберга », The Guardian
Нельсон, АТ (2012). «Торий: не коммерческое ядерное топливо в ближайшем будущем» . Бюллетень ученых-атомщиков . 68 (5): 33–44. Bibcode : 2012BuAtS..68e..33N . DOI : 10.1177 / 0096340212459125 . S2CID 144725888 .
Б.Д. Кузьминов, В.Н. Манохин, (1998) «Состояние ядерных данных для ториевого топливного цикла» , перевод МАГАТЭ из российского журнала Ядерные Константы (Ядерные константы) Выпуск № 3–4, 1997 г.
Сравнение ториевого и уранового топливных циклов , проведенное Национальной ядерной лабораторией Великобритании
Информационный бюллетень о тории на Всемирной ядерной ассоциации .
Аннотированная библиография по ториевому топливному циклу из цифровой библиотеки по ядерным вопросам Алсос

Внешние ссылки [ править ]

Международный комитет по ториевой энергии

[Hargraves-Moir-1] а б Роберт Харгрейвс; Ральф Мойр (январь 2011 г.). «Ядерные реакторы на жидком топливе» . Форум Американского физического общества по физике и обществу . Проверено 31 мая 2012 года .

[2] Sublette, Кэри (20 февраля 1999). «Вопросы и ответы по ядерным материалам» . http://nuclearweaponarchive.org . Проверено 23 октября 2019 года . Внешняя ссылка в |website=( помощь )

[U‐232_and_the_proliferation‐resistance_of_U‐233_in_spent_fuel-3] а б Канг, Дж .; Фон Хиппель, FN (2001). «U-232 и устойчивость U-233 к нераспространению в отработавшем топливе». Наука и всеобщая безопасность . 9 (1): 1–32. Bibcode : 2001S & GS .... 9 .... 1K . DOI : 10.1080 / 08929880108426485 . S2CID 8033110 . «Архивная копия» (PDF) . Архивировано из оригинального (PDF) 03 декабря 2014 года . Проверено 2 марта 2015 .CS1 maint: archived copy as title (link)

[4] " " Супер-топливо "Торий - риск распространения?" . 5 декабря 2012 г.

[Thorium_Fuel_Cycle_-_Potential_Benefits_and_Challenges-5] "Ториевый топливный цикл IAEA-TECDOC-1450 - потенциальные преимущества и проблемы" (PDF) . Международное агентство по атомной энергии. Май 2005 . Проверено 23 марта 2009 .

[6] Ganesan Венкатараман (1994). Бхабха и его великолепные навязчивые идеи . Университеты Press. п. 157.

[7] "IAEA-TECDOC-1349 Возможности топливных циклов на основе тория ограничивать плутоний и снижать токсичность долгоживущих отходов" (PDF) . Международное агентство по атомной энергии. 2002 . Проверено 24 марта 2009 .

[8] Эванс, Бретт (14 апреля 2006 г.). «Ученый призывает перейти на торий» . ABC News . Архивировано из оригинала на 2010-03-28 . Проверено 17 сентября 2011 .

[9] Мартин, Ричард (21 декабря 2009 г.). «Уран - это последний век - введите торий, новую зеленую ядерную бомбу» . Проводной . Проверено 19 июня 2010 .

[10] Миллер, Дэниел (март 2011). «Ядерное сообщество пренебрежительно восприняло сообщение о безопасности реактора: эксперт» . ABC News . Проверено 25 марта 2012 .

[11] Дин, Тим (апрель 2006 г.). «Ядерный новый век» . Космос . Проверено 19 июня 2010 .

[12] Маккей, Дэвид JC (20 февраля 2009). Устойчивая энергия - без горячего воздуха . UIT Cambridge Ltd. стр. 166 . Проверено 19 июня 2010 .

[13] "Flibe Energy" . Flibe Energy . Проверено 12 июня 2012 .

[14] Будущее ядерного топливного цикла (PDF) (Отчет). Массачусетский технологический институт. 2011. с. 181.

[15] "Дата установлена для топливного реактора" . Телеграф (Калькутта) . 2 сентября 2013 . Проверено 4 сентября 2013 года .

[LEBRUN-16] Le Brun, C .; Л. Матье; Д. Хойер; А. Нуттин. «Влияние технологии концепции MSBR на долгоживущую радиотоксичность и устойчивость к распространению» (PDF) . Техническое совещание по стратегиям управления Материала делящихся для устойчивого развития ядерной энергетики, Вена 2005 . Проверено 20 июня 2010 .

[BRISSOT-17] Brissot R .; Heuer D .; Huffer E .; Le Brun, C .; Луазо, Дж. М.; Nifenecker H .; Нуттин А. (июль 2001 г.). "Атомная энергия без (почти) радиоактивных отходов?" . Laboratoire de Physique Subatomique et de Cosmologie (LPSC). Архивировано из оригинала на 2011-05-25. согласно компьютерному моделированию, проведенному в ISN, этот протактиний доминирует над остаточной токсичностью потерь при10 000 лет

[18] «Интерактивная карта нуклидов» . Брукхейвенская национальная лаборатория . Дата обращения 2 марта 2015 . Сечения тепловых нейтронов в амбарах (изотоп, захват: деление, f / f + c, f / c) 233U 45,26: 531,3 92,15% 11,74; 235U 98,69: 585,0 85,57% 5,928; 239Pu 270,7: 747,9 73,42% 2,763; 241Pu 363,0: 1012 73,60% 2,788.

[19] "9219.endfb7.1" . atom.kaeri.re.kr .

[The_Use_of_Thorium_as_Nuclear_Fuel-20] «Использование тория в качестве ядерного топлива» (PDF) . Американское ядерное общество. Ноября 2006 . Проверено 24 марта 2009 .

[wnn-20130621-21] "Ториевое испытание начинается" . Мировые ядерные новости. 21 июня 2013 . Проверено 21 июля 2013 года .

[22] "Протактиний-231 - новый выгорающий поглотитель нейтронов" . 11 ноября 2017.

[23] "Операция Чайник" . 11 ноября 2017 . Дата обращения 11 ноября 2017 . Проверить значения даты в: |access-date=( помощь )

[Thorium_Fuel_Utilization:_Options_and_trends-24] «IAEA-TECDOC-1319 Использование ториевого топлива: варианты и тенденции» (PDF) . Международное агентство по атомной энергии. Ноября 2002 . Проверено 24 марта 2009 .

[25] Выгрузки отработавшего ядерного топлива из реакторов США . Управление энергетической информации . 1995 [1993]. п. 111. ISBN 978-0-7881-2070-1. Проверено 11 июня 2012 года .Они были произведены General Electric (код сборки XDR07G) и позже отправлены на участок реки Саванна для переработки.

[1]