Ториевый топливный цикл

Ядерный топливный цикл

Образец тория

Ториевый топливный цикл — это ядерный топливный цикл , в котором используется изотоп тория .²³²
че
, как плодородный материал . В реакторе,²³²
че
трансмутируется в делящийся искусственный изотоп урана .²³³
ты
что является ядерным топливом . В отличие от природного урана , природный торий содержит лишь следовые количества делящегося материала (например,²³¹
че
), которых недостаточно для инициирования цепной ядерной реакции . Для инициирования топливного цикла необходим дополнительный делящийся материал или другой источник нейтронов. В ториевом реакторе²³²
че
поглощает нейтроны с образованием²³³
ты
. Это аналогично процессу в реакторах-размножителях урана , при котором воспроизводящие²³⁸
ты
поглощает нейтроны с образованием делящегося²³⁹
Пу
. В зависимости от конструкции реактора и топливного цикла вырабатываемый²³³
ты
либо делится на месте , либо химически отделяется от использованного ядерного топлива и превращается в новое ядерное топливо.

Ториевый топливный цикл имеет несколько потенциальных преимуществ по сравнению с урановым топливным циклом , в том числе большее распространение тория , превосходные физические и ядерные свойства, снижение производства плутония и актинидов ^[1] и лучшую устойчивость к распространению ядерного оружия при использовании в традиционном легководном реакторе ^{[ 1]. 1] [2]} хотя и не в реакторе с расплавленными солями . ^{[3] [4] [5]}

История

Обеспокоенность по поводу ограничений мировых ресурсов урана стимулировала первоначальный интерес к ториевому топливному циклу. ^[6] Предполагалось, что по мере истощения запасов урана торий будет дополнять уран в качестве воспроизводящего материала. Однако в большинстве стран урана было относительно много, а исследования ториевых топливных циклов пошли на убыль. Заметным исключением стала трехэтапная ядерно-энергетическая программа Индии . ^[7] В двадцать первом веке заявленный потенциал тория для улучшения устойчивости к распространению и улучшения характеристик отходов привел к возобновлению интереса к ториевому топливному циклу. ^{[8] [9] [10]} Хотя торий более распространен в континентальной коре, чем уран, и легко извлекается из монацита в качестве побочного продукта добычи редкоземельных элементов , в морской воде его гораздо меньше, чем урана. ^[11]

В Национальной лаборатории Ок-Ридж в 1960-х годах был проведен эксперимент с реактором на расплавленной соли.²³³
ты
в качестве расщепляющегося топлива в эксперименте по демонстрации части реактора-размножителя на 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 расплавленной солевой жидкости, что устранило необходимость изготовления топливных элементов. Программа MSR была прекращена в 1976 году после увольнения ее покровителя Элвина Вайнберга . ^[12]

В 1993 году Карло Руббиа предложил концепцию усилителя энергии или «системы с приводом от ускорителя» (ADS), которую он рассматривал как новый и безопасный способ производства ядерной энергии с использованием существующих ускорительных технологий. Предложение Руббиа открывает потенциал для сжигания высокоактивных ядерных отходов и производства энергии из природного тория и обедненного урана . ^{[13] [14]}

Кирк Соренсен, бывший ученый НАСА и главный технолог Flibe Energy, долгое время был сторонником ториевого топливного цикла и, в частности, реакторов с жидким фторидом тория (LFTR). Впервые он исследовал ториевые реакторы, работая в НАСА , одновременно оценивая проекты электростанций, подходящих для лунных колоний. В 2006 году Соренсен основал Energyfromthorium.com для продвижения и распространения информации об этой технологии. ^[15]

Исследование MIT 2011 года пришло к выводу, что, хотя барьеров для ториевого топливного цикла мало, при нынешних или ближайших конструкциях легководных реакторов также мало стимулов для какого-либо значительного проникновения на рынок. Таким образом, они приходят к выводу, что на современном рынке ядерной энергетики маловероятно, что ториевые циклы заменят традиционные урановые циклы, несмотря на потенциальные выгоды. ^[16]

Ядерные реакции с торием

В ториевом цикле топливо образуется, когда²³²
че
захватывает нейтрон (будь то в быстром или тепловом реакторе ) , чтобы стать²³³
че
. Обычно это испускает электрон и антинейтрино (
ν
) к
β⁻
распадаться , чтобы стать²³³
Па
. Затем он испускает еще один электрон и антинейтрино на секунду.
β⁻
распадаться, чтобы стать²³³
ты
, топливо:

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

Отходы продуктов деления

В результате ядерного деления образуются радиоактивные продукты деления , период полураспада которых может составлять от нескольких дней до более 200 000 лет . Согласно некоторым исследованиям токсичности, ^[17] ториевый цикл может полностью перерабатывать актинидные отходы и выделять только отходы продуктов деления, а через несколько сотен лет отходы ториевого реактора могут быть менее токсичными, чем урановая руда , которая была бы использована. для производства низкообогащенного уранового топлива для легководного реактора такой же мощности. Другие исследования предполагают некоторые потери актинидов и обнаруживают, что актинидные отходы будут доминировать по радиоактивности отходов ториевого цикла в некоторые будущие периоды. ^[18] Некоторые продукты деления были предложены для ядерной трансмутации , что еще больше сократило бы количество ядерных отходов и продолжительность их хранения (будь то в глубоком геологическом хранилище или в другом месте). Однако, хотя принципиальная осуществимость некоторых из этих реакций была продемонстрирована в лабораторных масштабах, по состоянию на 2022 год не существует крупномасштабной преднамеренной трансмутации продуктов деления где-либо в мире, и предстоящий исследовательский проект MYRRHA по трансмутации в основном сосредоточен на трансурановых отходах. Кроме того, сечение некоторых продуктов деления относительно невелико, а другие, такие как цезий, присутствуют в виде смеси стабильных, короткоживущих и долгоживущих изотопов в ядерных отходах, что делает трансмутацию зависимой от чрезвычайно дорогостоящего разделения изотопов .

Актинидные отходы

В реакторе, когда нейтрон сталкивается с делящимся атомом (например, некоторыми изотопами урана), он либо расщепляет ядро, либо захватывает и трансмутирует атом. В случае²³³
ты
, трансмутации имеют тенденцию производить полезное ядерное топливо, а не трансурановые отходы. Когда²³³
ты
поглощает нейтрон, он либо делится, либо превращается в²³⁴
ты
. Вероятность деления при поглощении теплового нейтрона составляет около 92%; отношение захвата к делению²³³
ты
следовательно, составляет около 1:12, что лучше, чем соответствующие отношения захвата и деления²³⁵
ты
(около 1:6) или²³⁹
Пу
или²⁴¹
Пу
(оба примерно 1:3). ^{[6] [19]} В результате получается меньше трансурановых отходов, чем в реакторе, использующем уран-плутониевый топливный цикл.

²³⁴
ты
, как и большинство актинидов с четным числом нейтронов, не делится, но захват нейтронов приводит к делению.²³⁵
ты
. Если делящийся изотоп не делится при захвате нейтронов, он производит²³⁶
ты
,²³⁷
Нп
,²³⁸
Пу
и, в конечном итоге, делящийся²³⁹
Пу
и более тяжелые изотопы плутония . ²³⁷
Нп
можно удалить и хранить как отходы или сохранить и превратить в плутоний, где большая его часть делится, а остальная часть превращается в плутоний.²⁴²
Пу
, затем америций и кюрий , которые, в свою очередь, можно удалить как отходы или вернуть в реакторы для дальнейшей трансмутации и деления.

Однако²³¹
Па
(с периодом полураспада3,27 × 10 ⁴  лет ), образующихся в результате ( n ,2 n ) реакций с²³²
че
(уступчивый²³¹
че
который распадается на²³¹
Па
), хотя и не является трансурановыми отходами, но вносит основной вклад в долгосрочную радиотоксичность отработавшего ядерного топлива. Пока²³¹
Pa в принципе можно преобразовать обратно в²³²
Из -за поглощения нейтронов сечение поглощения нейтронов относительно невелико, что делает этот процесс довольно трудным и, возможно, неэкономичным.

Загрязнение ураном-232

²³²
ты
также образуется в этом процессе посредством ( n ,2 n ) реакций между быстрыми нейтронами и²³³
ты
,²³³
Па
, и²³²
че
:

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

В отличие от большинства четных тяжелых изотопов,²³²
ты
также является делящимся топливом, делящимся чуть более половины времени, когда оно поглощает тепловые нейтроны. ^{[20] 232}
ты
имеет относительно короткий период полураспада (68,9 лет ), а некоторые продукты распада испускают гамма-излучение высокой энергии , например²²⁰
Рн
,²¹²
Би
и особенно²⁰⁸
Тл
. Полная цепочка распада вместе с периодами полураспада и соответствующими гамма-энергиями выглядит так:

Цепочка распада 4 n 232 Th, обычно называемая «ториевой серией» ^.

²³²
ты
распадается на²²⁸
че
где он присоединяется к цепочке распада²³²
че

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

Топливо ториевого цикла производит жесткие гамма-излучения , которые повреждают электронику, ограничивая их использование в бомбах.²³²
ты
невозможно химически отделить от²³³
ты
из отработанного ядерного топлива ; однако химическое отделение тория от урана удаляет продукт распада.²²⁸
че
и излучение остальной части цепочки распада, которое постепенно накапливается по мере²²⁸
че
повторно накапливается. Загрязнения можно также избежать, используя реактор-размножитель с расплавленной солью и отделяя²³³
Па
прежде чем он распадется на²³³
ты
. ^[3] Жесткие гамма-излучения также создают радиологическую опасность, которая требует дистанционного управления во время переработки.

Ядерное топливо

Как воспроизводящий материал торий подобен²³⁸
ты
, основная часть природного и обедненного урана. Сечение поглощения тепловых нейтронов (σ _a ) и резонансный интеграл (среднее значение сечений нейтронов по промежуточным энергиям нейтронов) для²³²
че
примерно в три и одну треть раза превышают соответствующие значения для²³⁸
ты
.

Преимущества

Основное физическое преимущество ториевого топлива заключается в том, что оно уникальным образом делает возможным создание реактора-размножителя , работающего на медленных нейтронах , также известного как тепловой реактор-размножитель . ^[6] Эти реакторы часто считаются более простыми, чем более традиционные размножители быстрых нейтронов. Хотя сечение деления тепловыми нейтронами (σ _f ) образующегося²³³
ты
сравнимо с²³⁵
ты
и²³⁹
Пу
, он имеет гораздо меньшее сечение захвата (σ _γ ), чем два последних делящихся изотопа, что обеспечивает меньшее поглощение неделящихся нейтронов и улучшенную экономию нейтронов . Отношение высвободившихся нейтронов на один поглощенный нейтрон (η) в²³³
ты
больше двух в широком диапазоне энергий, включая тепловой спектр. Реактор-размножитель в уран-плутониевом цикле должен использовать быстрые нейтроны, поскольку в тепловом спектре один нейтрон поглощается²³⁹
Пу
в среднем приводит к образованию менее двух нейтронов.

По оценкам, тория в земной коре примерно в три-четыре раза больше, чем урана, ^[21] хотя нынешние знания о его запасах ограничены. Текущий спрос на торий удовлетворяется как побочный продукт добычи редкоземельных элементов из монацитовых песков. 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 реакторов и хранилищ . По сравнению с преобладающим реакторным топливом 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 проявляет большую химическую стабильность и, в отличие от диоксида урана, не окисляется дальше . ^[6]

Поскольку²³³
ты
произведенный на ториевом топливе, значительно загрязнен²³²
ты
В предлагаемых конструкциях энергетических реакторов отработанное ядерное топливо на основе тория обладает присущей ему устойчивостью к распространению .²³²
ты
невозможно химически отделить от²³³
ты
и имеет несколько продуктов распада , испускающих высокоэнергетическое гамма-излучение . Эти фотоны высокой энергии представляют собой радиологическую опасность , которая требует использования дистанционного обращения с выделенным ураном и помогает в пассивном обнаружении таких материалов.

Долгосрочный (порядка примерно10 ³ до10 ⁶  лет ) в радиологической опасности обычного отработанного ядерного топлива на основе урана преобладают плутоний и другие второстепенные актиниды , после чего долгоживущие продукты деления снова вносят значительный вклад. Одиночный захват нейтрона в²³⁸
ты
достаточно для производства трансурановых элементов , тогда как для этого обычно требуется пять захватов²³²
че
. 98–99% топливных ядер ториевого цикла будут делиться при любой²³³
ты
или²³⁵
ты
, поэтому производится меньше долгоживущих трансуранов. По этой причине торий является потенциально привлекательной альтернативой урану в составе смешанного оксидного (МОКС) топлива, поскольку позволяет свести к минимуму образование трансурановых соединений и максимизировать разрушение плутония. ^[22]

Недостатки

Существует несколько проблем при применении тория в качестве ядерного топлива, особенно для твердотопливных реакторов:

В отличие от урана, встречающийся в природе торий фактически является мононуклидным и не содержит делящихся изотопов; делящийся материал, как правило,²³³
ты
,²³⁵
ты
или плутоний, необходимо добавить для достижения критичности . Это, наряду с высокой температурой спекания , необходимой для изготовления топлива из диоксида тория, усложняет изготовление топлива. Национальная лаборатория Ок-Риджа экспериментировала с тетрафторидом тория в качестве топлива в реакторе с расплавленными солями с 1964 по 1969 год, который, как ожидалось, будет легче обрабатывать и отделять от примесей, которые замедляют или останавливают цепную реакцию.

В открытом топливном цикле (т.е. с использованием²³³
ты
in situ), для достижения благоприятной нейтронной экономики необходимо более высокое выгорание . Хотя диоксид тория показал хорошие результаты при выгорании 170 000 МВт/т и 150 000 МВт/т на электростанции Форт-Сент-Врейн и AVR соответственно, ^[6] 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 меньше долгоживущих трансурановых соединений , чем топливо на основе урана, некоторые долгоживущие актинидные продукты представляют собой долгосрочное радиологическое воздействие, особенно²³¹
Па
и²³³
ты
. ^[17] В замкнутом цикле²³³
ты
и²³¹
Па
могут быть переработаны.²³¹
Па
также считается отличным поглотителем выгорающих ядов в легководных реакторах. ^[23]

Еще одной проблемой, связанной с ториевым топливным циклом, является сравнительно длительный интервал, в течение которого²³²
че
размножается²³³
ты
. Период полураспада _²³³
Па
составляет около 27 дней, что на порядок превышает период полураспада²³⁹
Нп
. В результате существенное²³³
Па
развивается в топливе на основе тория.²³³
Па
является значительным поглотителем нейтронов и, хотя со временем превращается в делящийся²³⁵
ты
, для этого требуется еще два поглощения нейтронов, что ухудшает нейтронную экономику и увеличивает вероятность производства трансурановых соединений .

Альтернативно, если твердый торий используется в замкнутом топливном цикле , в котором²³³
ты
перерабатывается , при изготовлении топлива необходимо дистанционное обращение из-за высоких уровней радиации , возникающих в результате продуктов распада топлива.²³²
ты
. Это справедливо и в отношении переработанного тория из-за присутствия²²⁸
че
, который является частью²³²
ты
последовательность распада. Кроме того, в отличие от проверенной технологии переработки уранового топлива (например, PUREX ), технология переработки тория (например, THOREX) находится только в стадии разработки.

Хотя наличие²³²
ты
Ситуация усложняется, существуют общедоступные документы, показывающие, что²³³
ты
однажды использовался при испытании ядерного оружия . США испытали композит²³³
ты
Ядро плутониевой бомбы при взрыве MET (испытание военного воздействия) во время операции «Чайник» в 1955 году, хотя и с гораздо меньшей мощностью, чем ожидалось. ^[24]

Сторонники реакторов с жидкой активной зоной и расплавленных солей, таких как LFTR, утверждают, что эти технологии сводят на нет недостатки тория, присутствующие в реакторах на твердом топливе. Поскольку были построены только два реактора на основе фторидных солей с жидкой активной зоной (ORNL ARE и MSRE ), и ни в одном из них не использовался торий, трудно оценить точные преимущества. ^[6]

Реакторы на ториевом топливе

Ториевое топливо используется в нескольких различных типах реакторов, включая легководные реакторы , тяжеловодные реакторы , высокотемпературные газовые реакторы , быстрые реакторы с натриевым охлаждением и реакторы на расплавленных солях . ^[25]

Список реакторов на ториевом топливе

Из документа IAEA TECDOC-1450 «Ториевый топливный цикл – потенциальные выгоды и проблемы», таблица 1: Использование тория в различных экспериментальных и энергетических реакторах. ^[6] Дополнительно из Управления энергетической информации, «Выбросы отработанного ядерного топлива из реакторов США», Таблица B4: Дрезден 1, сборочный класс. ^[26]

Смотрите также

 Портал ядерных технологий  Энергетический портал

• Торий
• Торий-232
• Появление тория
• Ядерная энергетика на основе тория
• Список стран по ресурсам тория
• Список стран по запасам урана
• Усовершенствованный тяжеловодный реактор
• Элвин Радковски
• реактор КАНДУ
• Фуджи МСР
• Пик урана
• Радиоактивные отходы
• Ториевый энергетический альянс
• Фонд Вайнберга
• Мировые энергетические ресурсы и потребление

Рекомендации

1. Роберт Харгрейвс; Ральф Мойр (январь 2011 г.). «Ядерные реакторы на жидком топливе». Форум Американского физического общества по физике и обществу . Проверено 31 мая 2012 г.
2. Sublette, Кэри (20 февраля 1999 г.). «Часто задаваемые вопросы по ядерным материалам». Nuclearweaponarchive.org . Проверено 23 октября 2019 г.
3. Канг, Дж.; Фон Хиппель, ФН (2001). «U-232 и устойчивость к распространению U-233 в отработавшем топливе». Наука и глобальная безопасность . 9 (1): 1–32. Бибкод : 2001S&GS....9....1K. дои : 10.1080/08929880108426485. S2CID  8033110. «Архивная копия» (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 3 декабря 2014 г. Проверено 2 марта 2015 г.{{cite web}}: CS1 maint: archived copy as title (link)
4. ""Супертопливо" Торий - риск распространения?" 5 декабря 2012 г.
5. Эшли, Стивен; Паркс, Джеффри (5 декабря 2012 г.). «Ториевое топливо имеет риски». Природа . 492 (7427): 31–33. дои : 10.1038/492031а . PMID  23222590. S2CID  4414368. Однако мы обеспокоены тем, что другие процессы, которые могут проводиться на меньших предприятиях, могут использоваться для преобразования 232Th в 233U при минимизации загрязнения 232U, что создает угрозу распространения. Примечательно, что химическое разделение промежуточного изотопа — протактиния-233, который распадается на 233U, вызывает беспокойство. ... Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) считает 8 килограммов урана-233 достаточным для создания ядерного оружия1. Таким образом, 233U представляет угрозу распространения.
6. «IAEA-TECDOC-1450 Ториевый топливный цикл – потенциальные преимущества и проблемы» (PDF) . Международное агентство по атомной энергии. Май 2005 года . Проверено 23 марта 2009 г.
7. Ганесан Венкатараман (1994). Бхабха и его великолепные навязчивые идеи . Университетская пресса. п. 157.
8. «IAEA-TECDOC-1349 Потенциал топливных циклов на основе тория для ограничения количества плутония и снижения токсичности долгоживущих отходов» (PDF) . Международное агентство по атомной энергии. 2002 . Проверено 24 марта 2009 г.
9. Эванс, Бретт (14 апреля 2006 г.). «Ученый призывает перейти на торий». Новости АВС . Архивировано из оригинала 28 марта 2010 г. Проверено 17 сентября 2011 г.
10. Мартин, Ричард (21 декабря 2009 г.). «Уран - это прошлый век - введите Торий, новое зеленое ядерное оружие». Проводной . Проверено 19 июня 2010 г.
11. Мур, Уиллард С. (1 мая 1981). «Содержание изотопов тория в океанской воде». Письма о Земле и планетологии . 53 (3): 419–426. Бибкод : 1981E&PSL..53..419M. дои : 10.1016/0012-821X(81)90046-7. ISSN  0012-821X.
12. Миллер, Дэниел (март 2011 г.). «Ядерное сообщество проигнорировало сообщение о безопасности реактора: эксперт» . Новости АВС . Проверено 25 марта 2012 г.
13. Дин, Тим (апрель 2006 г.). «Ядерный новый век». Космос . Проверено 19 июня 2010 г.
14. Маккей, Дэвид Дж. К. (20 февраля 2009 г.). Устойчивая энергетика – без горячего воздуха. UIT Cambridge Ltd. с. 166 . Проверено 19 июня 2010 г.
15. "Флайб Энерджи". Флайб Энерджи . Проверено 12 июня 2012 г.
16. Будущее ядерного топливного цикла (PDF) (Отчет). Массачусетский технологический институт. 2011. с. 181.
17. Ле Брен, К.; Л. Матье; Д. Хойер; А. Нуттин. «Влияние концептуальной технологии MSBR на долговременную радиотоксичность и устойчивость к распространению» (PDF) . Техническое совещание по стратегиям управления расщепляющимися материалами для устойчивой ядерной энергетики, Вена, 2005 г. Проверено 20 июня 2010 г.
18. Бриссо Р.; Хойер Д.; Хаффер Э.; Ле Брун, К.; Луазо, Ж.М.; Нифенекер Х.; Наттин А. (июль 2001 г.). «Ядерная энергия с (почти) отсутствием радиоактивных отходов?». Лаборатория субатомной физики и космологии (LPSC). Архивировано из оригинала 25 мая 2011 г. Согласно компьютерному моделированию, проведенному в ISN, этот протактиний доминирует по остаточной токсичности потерь при10 000  лет
19. «Интерактивная карта нуклидов». Брукхейвенская национальная лаборатория . Архивировано из оригинала 21 июля 2011 года . Проверено 2 марта 2015 г. Сечения тепловых нейтронов в амбарах (изотоп, захват:деление, ж/ж+ц, ж/ц) 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.
20. "9219.endfb7.1". атом.каэри.ре.кр .
21. «Использование тория в качестве ядерного топлива» (PDF) . Американское ядерное общество. Ноябрь 2006 года . Проверено 24 марта 2009 г.
22. «Начинается испытание тория» . Мировые ядерные новости. 21 июня 2013 года . Проверено 21 июля 2013 г.
23. «Протактиний-231 – новый выгорающий поглотитель нейтронов» . 11 ноября 2017 г.
24. «Операция Чайник». 11 ноября 2017 года . Проверено 11 ноября 2017 г.
25. «IAEA-TECDOC-1319 Использование ториевого топлива: варианты и тенденции» (PDF) . Международное агентство по атомной энергии. Ноябрь 2002 года . Проверено 24 марта 2009 г.
26. Выбросы отработанного ядерного топлива из реакторов США. Управление энергетической информации . 1995 [1993]. п. 111. ИСБН 978-0-7881-2070-1. Проверено 11 июня 2012 г.Они были изготовлены компанией General Electric (код сборки XDR07G) и позже отправлены на площадку в Саванна-Ривер для переработки.
27. «Индия готова к новому урану». Маунт Вернон Аргус . Уайт-Плейнс, Нью-Йорк. 16 марта 1966 г. с. 17 . Проверено 21 марта 2023 г.

дальнейшее чтение

• Кастен, PR (1998). «Обзор концепции ториевого реактора Радковского» Science & Global Security, 7 (3), 237–269.
• Дункан Кларк (9 сентября 2011 г.), «Сторонники тория создают группу давления. Огромный оптимизм в отношении ториевой ядерной энергетики при запуске Фонда Вайнберга», The Guardian
• Нельсон, AT (2012). «Торий: не является коммерческим ядерным топливом в ближайшем будущем». Бюллетень ученых-атомщиков . 68 (5): 33–44. Бибкод : 2012BuAtS..68e..33N. дои : 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», выпуск № 3–4, 1997 г.
• Сравнение ториевого и уранового топливных циклов, проведенное Национальной ядерной лабораторией Великобритании.
• Информационный бюллетень о тории. Архивировано 16 февраля 2013 г. в Wayback Machine Всемирной ядерной ассоциации .
• Аннотированная библиография по ториевому топливному циклу. Архивировано 7 октября 2010 г. на Wayback Machine из цифровой библиотеки по ядерным вопросам Алсос.

Внешние ссылки

• Международный комитет по ториевой энергетике