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 на ториевом топливе232
Чт
поглощает нейтроны, чтобы произвести233
U
. Это аналогично процессу в реакторах-размножителях урана, где плодородная238
U
поглощает нейтроны с образованием делящегося 239
Пу
. В зависимости от конструкции реактора и топливного цикла генерируемая233
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 стимулировала 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, и 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 на расплавленной соли 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 осуществимость 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), в которой он видел 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, в частности, 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, несмотря на потенциальные выгоды, вероятность того, что ториевые циклы заменят обычные урановые циклы на нынешнем рынке ядерной энергии, мала. [14]
Ядерные реакции с торием [ править ]
- 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
) к β-распад, чтобы стать233Па. Затем он испускает еще один электрон и антинейтрино на секунду.
β-
распад, чтобы стать 233
U
, топливо:
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. для производства 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 соответствующие соотношения 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 | ||||||||||||||
---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
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 | ||||||||
|
234
U
, как и большинство актинидов с четным числом нейтронов, не делящийся, но захват нейтронов дает 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 ), образованных 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 через ( n , 2 n ) реакции между быстрыми нейтронами и233
U
, 233Па, и 232
Чт
:
В отличие от большинства тяжелых изотопов с четными номерами, 232
U
также является делящимся топливом, деление которого происходит чуть больше 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:
232
U
распадается на 228Чтгде он присоединяется к цепочке распада232Чт
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 распада228
Чт
и излучение от остальной части цепочки распада, которое постепенно увеличивается как 228
Чт
накапливается заново. Загрязнения можно также 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 раза 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
сопоставимо с 235
U
и 239
Пу
, он имеет гораздо более низкое сечение захвата (σ γ ), чем два последних делящихся изотопа, обеспечивая меньшее поглощение неделящихся нейтронов и улучшенную экономию нейтронов . Отношение нейтронов, выпущенных на нейтрон, поглощенный (η) в233
U
больше двух в широком диапазоне энергий, включая тепловой спектр. Размножающий 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, количество тория в земной коре примерно в три-четыре раза больше, чем 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 добыча морской воды нецелесообразна, 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, которые улучшают 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 отделенным 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 обычно требуется пять захватов из232
Чт
. 98–99% топливных ядер ториевого цикла делятся 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 ]
Существует несколько проблем, связанных с применением тория в качестве ядерного топлива, особенно для твердотопливных реакторов:
В отличие от урана, торий природного происхождения является мононуклидным и не содержит делящихся изотопов; делящийся материал, как правило233
U
, 235
U
или плутоний, должны быть добавлены 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.233
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] трудности 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
и 233
U
. [16] По замкнутому циклу,233
U
и 231
Па
могут быть переработаны. 231
Па
также считается отличным поглотителем выгорающих ядов в легководных реакторах. [22]
Другой проблемой, связанной с ториевым топливным циклом, является 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 переработанного 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 . США 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 устраняют 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, работающих на тории [ править ]
Было предложено разделить этот раздел на другую статью, озаглавленную « Список реакторов, работающих на тории» . ( Обсудить ) (август 2020) |
Эта статья нуждается в обновлении . Август 2020 г. ) ( |
Из МАГАТЭ TECDOC-1450 «Ториевый топливный цикл - потенциальные выгоды 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 Дрезден 1. [25]
Имя | Страна | Тип реактора | Мощность | Топливо | Период эксплуатации |
---|---|---|---|---|---|
Дрезден Блок 1 | Соединенные Штаты | BWR | 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 ) | 15 МВт (эл.) | Чт +235 U Драйверное топливо, покрытые топливные частицы, оксиды и дикарбиды | 1967–1988 |
THTR-300 | Германия (Запад) | ВТГР , силовой ( галечный ) | 300 МВт (эл.) | Чт +235 U , Драйверное топливо, частицы топлива с покрытием, оксиды и дикарбиды | 1985–1989 |
Линген | Германия (Запад) | Облучение-испытание BWR | 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") | 20 МВт | Чт +235 U Драйверное топливо, покрытые топливные частицы, оксиды и дикарбиды | 1966–1973 |
Персиковое дно | Соединенные Штаты | ВТГР , экспериментальный (призматический блок) | 40 МВт (эл.) | Чт +235 U Драйверное топливо, покрытые топливные частицы, оксиды и дикарбиды | 1966–1972 гг. |
Fort St Vrain | Соединенные Штаты | HTGR , Power (призматический блок) | 330 МВт (эл.) | Чт +235 U Водительское топливо, покрытые топливные частицы, дикарбид | 1976–1989 |
MSRE ORNL | Соединенные Штаты | MSR | 7,5 МВт | 233 U расплавленные фториды | 1964–1969 |
BORAX-IV и вокзал Элк-Ривер | Соединенные Штаты | BWR (сборки штифтов) | 2,4 МВт (эл.); 24 МВт (эл.) | Чт +235 U Таблетки оксида топлива водителя | 1963–1968 |
Порт доставки | Соединенные Штаты | LWBR , PWR , (штифтовые узлы) | 100 МВт (эл.) | Чт +233 U Водительское топливо, оксидные гранулы | 1977–1982 гг. |
Индиан Пойнт 1 | Соединенные Штаты | LWBR , PWR , (штифтовые узлы) | 285 МВт (эл.) | Чт +233 U Водительское топливо, оксидные гранулы | 1962–1980 |
SUSPOP / KSTR KEMA | Нидерланды | Водная гомогенная суспензия (штифтовые узлы) | 1 МВт | Th + ВОУ, оксидные окатыши | 1974–1977 |
NRX и NRU | Канада | MTR (сборки штифтов) | 20 МВт; 200 МВт ( см. ) | Чт +235 U , Тестовое топливо | 1947 (NRX) + 1957 (NRU); Облучение – испытание нескольких твэлов |
ЦИРУС ; DHRUVA ; И КАМИНИ | Индия | MTR термический | 40 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. (CIRUS); другие в действии |
КАПС 1 и 2 ; 1 и 2 сома; РАПС 2, 3 и 4 | Индия | PHWR , (узлы штифтов) | 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 , (сборки штифтов) | 40 МВт | ThO 2 одеяло | 1985; в действии |
Петтен | Нидерланды | Эксперимент с расплавленной ториевой солью в реакторе High Flux | 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 Потенциал 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, новое зеленое ядерное оружие» . 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, выполненному в ISN, этот протактиний доминирует над остаточной токсичностью потерь при
10 000 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 компанией 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 энергетики 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