Ториевый топливный цикл

Ядерный топливный цикл

Образец тория

Ториевый топливный цикл — это ядерный топливный цикл , в котором используется изотоп тория .²³²
Чт
, как фертильный материал . В реакторе,²³²
Чт
трансмутируется в делящийся искусственный изотоп урана​233Учто является ядерным топливом . В отличие от природного урана , природный торий содержит только следовые количества делящегося материала (например,²³¹
Чт
), которые недостаточны для инициирования ядерной цепной реакции . Для инициирования топливного цикла необходим дополнительный расщепляющийся материал или другой источник нейтронов. В реакторе с торием,²³²
Чт
поглощает нейтроны , чтобы произвести²³³
У
. Это соответствует процессу в реакторах-размножителях урана , в ходе которого воспроизводимый238Упоглощает нейтроны, образуя делящиеся²³⁹
Пу
. В зависимости от конструкции реактора и топливного цикла, генерируется²³³
У
либо расщепляется на месте , либо химически отделяется от отработанного ядерного топлива и преобразуется в новое ядерное топливо.

Ториевый топливный цикл имеет несколько потенциальных преимуществ по сравнению с урановым топливным циклом , включая большую распространенность тория , превосходные физические и ядерные свойства, сниженное производство плутония и актинидов ^[1] и лучшую устойчивость к распространению ядерного оружия при использовании в традиционном легководном реакторе ^{[1] [2]} , но не в реакторе на расплавленной соли . ^{[3] [4] [5]}

История

Опасения по поводу ограниченности мировых ресурсов урана послужили причиной первоначального интереса к ториевому топливному циклу. ^[6] Предполагалось, что по мере истощения запасов урана торий будет дополнять уран в качестве плодородного материала. Однако для большинства стран уран был относительно распространен, и исследования в области ториевого топливного цикла пошли на убыль. Заметным исключением стала трехступенчатая программа ядерной энергетики Индии . ^[7] В двадцать первом веке заявленный потенциал тория для улучшения устойчивости к распространению и характеристик отходов привел к возобновлению интереса к ториевому топливному циклу. ^{[8] [9] [10]} Хотя торий более распространен в континентальной коре, чем уран, и его легко извлекать из монацита в качестве побочного продукта добычи редкоземельных элементов , в морской воде он встречается гораздо реже, чем уран. ^[11]

В 1960-х годах в Национальной лаборатории Оук-Ридж был проведен эксперимент с реактором на расплавленной соли.²³³
У
в качестве расщепляющегося топлива в эксперименте по демонстрации части реактора-размножителя на расплавленных солях, который был разработан для работы на ториевом топливном цикле. Эксперименты с реактором на расплавленных солях (MSR) оценивали осуществимость тория, используя фторид тория (IV), растворенный в расплавленной солевой жидкости, что исключало 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, управляемой ускорителем» (ADS), которую он рассматривал как новый и безопасный способ производства ядерной энергии, использующий существующие технологии ускорителей. Предложение Руббиа предлагало возможность сжигать высокоактивные ядерные отходы и производить энергию из природного тория и обедненного урана . ^{[13] [14]}

Кирк Соренсен, бывший ученый NASA и главный технолог Flibe Energy, долгое время пропагандировал ториевый топливный цикл и, в частности, реакторы на жидком фториде тория (LFTR). Впервые он исследовал ториевые реакторы, работая в NASA , при оценке проектов электростанций, подходящих для лунных колоний. В 2006 году Соренсен запустил "energyfromthorium.com" для продвижения и предоставления информации об этой технологии. ^[15]

Исследование Массачусетского технологического института 2011 года пришло к выводу, что хотя существует мало препятствий для ториевого топливного цикла, при текущих или краткосрочных конструкциях легководных реакторов также мало стимулов для значительного проникновения на рынок. Таким образом, они пришли к выводу, что маловероятно, что ториевые циклы заменят обычные урановые циклы на текущем рынке ядерной энергетики, несмотря на потенциальные выгоды. ^[16]

Ядерные реакции с торием

В ториевом цикле топливо образуется, когда²³²
Чт
захватывает нейтрон (будь то в быстром реакторе или тепловом реакторе ), чтобы стать²³³
Чт
. Обычно это испускает электрон и антинейтрино (
ν
) к
β⁻
распад , чтобы стать²³³
Па
. Затем это испускает еще один электрон и антинейтрино вторым
β⁻
распад, чтобы стать²³³
У
, 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

Ядерное деление производит радиоактивные продукты деления , которые могут иметь период полураспада от нескольких дней до более чем 200 000 лет . Согласно некоторым исследованиям токсичности, ^[17] ториевый цикл может полностью перерабатывать отходы актинидов и выделять только отходы продуктов деления, и через несколько сотен лет отходы из ториевого реактора могут быть менее токсичными, чем урановая руда , которая использовалась бы для производства низкообогащенного уранового топлива для легководного реактора той же мощности. Другие исследования предполагают некоторые потери актинидов и обнаруживают, что отходы актинидов доминируют в радиоактивности отходов ториевого цикла в некоторые будущие периоды. ^[18] Некоторые продукты деления были предложены для ядерной трансмутации , что еще больше сократит количество ядерных отходов и продолжительность, в течение которой их придется хранить (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 2024 год в мире не существует преднамеренной трансмутации продуктов деления в больших масштабах, и предстоящий исследовательский проект MYRRHA по трансмутации в основном сосредоточен на трансурановых отходах. Кроме того, поперечное сечение некоторых продуктов деления относительно низкое, а другие, такие как цезий, присутствуют в виде смеси стабильных, короткоживущих и долгоживущих изотопов в ядерных отходах, что делает трансмутацию зависимой от дорогостоящего разделения изотопов .

Актинидные отходы

В реакторе, когда нейтрон сталкивается с делящимся атомом (например, с некоторыми изотопами урана), он либо расщепляет ядро, либо захватывается и трансмутирует атом. В случае²³³
У
, трансмутации, как правило, производят полезное ядерное топливо, а не трансурановые отходы. Когда²³³
У
поглощает нейтрон, он либо делится, либо становится234У. Вероятность деления при поглощении теплового нейтрона составляет около 92%; отношение захвата к делению²³³
У
, следовательно, составляет около 1:12 – что лучше, чем соответствующие отношения захвата к делению235У(примерно 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
У
, как и большинство актинидов с четным числом нейтронов, не делится, но захват нейтронов приводит к образованию делящихся²³⁵
У
. Если делящийся изотоп не делится при захвате нейтронов, он производит236У,²³⁷
Нп
,²³⁸
Пу
, и в конечном итоге расщепляющийся²³⁹
Пу
и более тяжелые изотопы плутония .²³⁷
Нп
может быть удален и сохранен как отходы или сохранен и преобразован в плутоний, где большая его часть делится, а остальная часть становится²⁴²
Пу
, затем америций и кюрий , которые в свою очередь могут быть удалены как отходы или возвращены в реакторы для дальнейшей трансмутации и деления.

Однако,²³¹
Па
(с периодом полураспада3,27 × 10 ⁴  лет ) образовалось в результате ( n ,2 n ) реакций с²³²
Чт
(уступающий²³¹
Чт
который распадается на²³¹
Па
), хотя и не является трансурановым отходом, вносит основной вклад в долгосрочную радиотоксичность отработанного ядерного топлива.²³¹
Па в принципе можно преобразовать обратно в²³²
Благодаря поглощению нейтронов сечение поглощения нейтронов относительно невелико, что делает этот процесс довольно сложным и, возможно, неэкономичным.

Загрязнение ураном-232

232Утакже образуется в этом процессе посредством ( n ,2n ) реакций между быстрыми нейтронами и²³³
У
,²³³
Па
, и²³²
Чт
:

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

В отличие от большинства четных тяжелых изотопов,²³²
У
также является расщепляющимся топливом, расщепляющимся чуть более чем в половине случаев, когда оно поглощает тепловой нейтрон. ^{[20] 232}
У
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 следующим образом:

Цепочка распада 4 n ²³² Th, обычно называемая «серией тория»

²³²
У
распадается на²²⁸
Чт
где он присоединяется к цепочке распада²³²
Чт

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

Топливо ториевого цикла производит жесткое гамма-излучение , которое повреждает электронику, что ограничивает его использование в бомбах.²³²
У
химически не может быть отделен от²³³
У
из отработанного ядерного топлива ; однако химическое разделение тория от урана удаляет продукт распада²²⁸
Чт
и излучение от остальной части цепочки распада, которое постепенно накапливается по мере²²⁸
Чт
повторно накапливается. Загрязнения также можно избежать, используя реактор-размножитель на расплавленной соли и разделяя²³³
Па
прежде чем он распадется на²³³
У
^[3] Жесткое гамма-излучение также создает радиологическую опасность, требующую дистанционного управления во время переработки.

Ядерное топливо

Как воспроизводимый материал торий похож на²³⁸
У
, основная часть природного и обедненного урана. Сечение поглощения тепловых нейтронов (σ _a ) и резонансный интеграл (среднее значение сечений нейтронов по промежуточным энергиям нейтронов) для²³²
Чт
примерно в три и одну треть раза больше соответствующих значений для²³⁸
У
.

Преимущества

Основное физическое преимущество ториевого топлива заключается в том, что оно уникально делает возможным реактор-размножитель , работающий на медленных нейтронах , иначе известный как тепловой реактор-размножитель . ^[6] Эти реакторы часто считаются более простыми, чем более традиционные быстрые нейтронные размножители. Хотя сечение деления тепловых нейтронов (σ _f ) полученного²³³
У
сопоставимо с²³⁵
У
и²³⁹
Пу
, он имеет гораздо меньшее сечение захвата (σ _γ ), чем два последних делящихся изотопа, обеспечивая меньшее поглощение неделящихся нейтронов и улучшенную нейтронную экономичность . Отношение нейтронов, выпущенных на поглощенный нейтрон (η) в²³³
У
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 современные знания о запасах ограничены. Текущий спрос на торий удовлетворяется в качестве побочного продукта извлечения редкоземельных элементов из монацитовых песков. Примечательно, что в морской воде растворено очень мало тория, поэтому извлечение из морской воды нецелесообразно, как и в случае с ураном. При использовании реакторов-размножителей 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 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 далее . ^[6]

Потому что²³³
У
произведенное в ториевом топливе значительно загрязнено²³²
У
В предлагаемых конструкциях энергетических реакторов отработанное ядерное топливо на основе тория обладает изначальной устойчивостью к распространению .²³²
У
химически не может быть отделен от²³³
У
и имеет несколько продуктов распада , которые испускают гамма-излучение высокой энергии . Эти фотоны высокой энергии представляют собой радиологическую опасность , которая требует использования дистанционного обращения с отделенным ураном и помогает в пассивном обнаружении таких материалов.

Долгосрочные (примерно порядка10 ³ к10 ⁶  лет ) радиологическая опасность обычного уранового отработанного ядерного топлива определяется плутонием и другими второстепенными актинидами , после чего долгоживущие продукты деления снова становятся значительными вкладчиками. Одиночный захват нейтрона в²³⁸
У
достаточно для получения трансурановых элементов , тогда как для этого обычно необходимо пять захватов из²³²
Чт
. 98–99% ядер топлива ториевого цикла будут делиться либо²³³
У
или²³⁵
У
, поэтому образуется меньше долгоживущих трансурановых элементов. Из-за этого торий является потенциально привлекательной альтернативой урану в смешанном оксидном (МОКС) топливе для минимизации образования трансурановых элементов и максимального разрушения плутония. ^[22]

Недостатки

Применение тория в качестве ядерного топлива, особенно для твердотопливных реакторов, сопряжено с рядом проблем:

В отличие от урана, природный торий фактически является мононуклидным и не содержит делящихся изотопов; делящийся материал, как правило,²³³
У
,²³⁵
У
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-Ридж экспериментировала с тетрафторидом тория в качестве топлива в реакторе на расплавленной соли с 1964 по 1969 год, который, как ожидалось, будет легче обрабатывать и отделять от загрязняющих веществ, замедляющих или останавливающих цепную реакцию.

В открытом топливном цикле (т.е. с использованием²³³
У
in situ) для достижения благоприятной нейтронной экономики необходимо более высокое выгорание . Хотя диоксид тория показал себя хорошо при выгорании 170 000 МВт·д/т и 150 000 МВт·д/т на генерирующей станции Форт-Сент-Врейн и AVR соответственно, ^[6] проблемы усложняют достижение этого в легководных реакторах (LWR), которые составляют подавляющее большинство существующих энергетических реакторов.

В однократном ториевом топливном цикле топливо на основе тория производит гораздо меньше долгоживущих трансурановых элементов , чем топливо на основе урана, некоторые долгоживущие актинидные продукты оказывают долгосрочное радиологическое воздействие, особенно²³¹
Па
и²³³
У
. ^[17] В замкнутом цикле,²³³
У
и²³¹
Па
может быть подвергнут повторной переработке.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
Чт
породы для²³³
У
. Период полураспада²³³
Па
составляет около 27 дней, что на порядок больше периода полураспада²³⁹
Нп
. В результате, существенные²³³
Па
развивается в топливе на основе тория.²³³
Па
является значительным поглотителем нейтронов и, хотя в конечном итоге он размножается в делящиеся²³⁵
У
, это требует еще двух поглощений нейтронов, что ухудшает нейтронную экономичность и увеличивает вероятность образования трансурановых элементов .

В качестве альтернативы, если твердый торий используется в замкнутом топливном цикле , в котором²³³
У
перерабатывается , для изготовления топлива необходима дистанционная обработка из-за высокого уровня радиации , возникающего в результате распада продуктов²³²
У
. Это также относится к переработанному торию из-за присутствия²²⁸
Чт
, который является частью²³²
У
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 присутствие²³²
У
усложняет ситуацию, есть публичные документы, показывающие, что²³³
У
был использован один раз в испытании ядерного оружия . Соединенные Штаты провели испытания композитного²³³
У
-плутониевый сердечник бомбы при взрыве MET (испытание на военные эффекты) во время операции «Чайник» в 1955 году, хотя и с гораздо меньшей мощностью, чем ожидалось. ^[24]

Сторонники реакторов с жидким сердечником и расплавленными солями , таких как LFTR, утверждают, что эти технологии сводят на нет недостатки тория, присутствующие в твердотопливных реакторах. Поскольку было построено только два реактора с жидким сердечником на фторидных солях (ORNL ARE и MSRE ), и ни один из них не использовал торий, трудно подтвердить точные преимущества. ^[6]

Реакторы на ториевом топливе

Ториевое топливо использовалось в качестве топлива для нескольких различных типов реакторов, включая реакторы на легкой воде , реакторы на тяжелой воде , высокотемпературные газовые реакторы , быстрые реакторы с натриевым охлаждением и реакторы на расплавленных солях . ^[25]

Список реакторов на ториевом топливе

Из МАГАТЭ 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, «Сбросы отработанного ядерного топлива из реакторов США», Таблица B4: Класс сборки Dresden 1. ^[26]

Смотрите также

Портал ядерных технологий Энергетический портал

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

Ссылки

1. Роберт Харгрейвс; Ральф Мойр (январь 2011 г.). «Ядерные реакторы на жидком топливе». Форум Американского физического общества по физике и обществу . Получено 31 мая 2012 г.
2. Sublette, Carey (20 февраля 1999 г.). «Часто задаваемые вопросы о ядерных материалах». nuclearweaponarchive.org . Получено 23 октября 2019 г. .
3. Kang, J.; Von Hippel, FN (2001). «U-232 и устойчивость U-233 к распространению в отработанном 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 оригинала (PDF) 2014-12-03 . Получено 2015-03-02 .{{cite web}}: CS1 maint: archived copy as title (link)
4. ««Супертопливо» торий — риск распространения?». 5 декабря 2012 г.
5. Эшли, Стивен; Паркс, Джеффри (2012-12-05). «Ториевое топливо имеет риски». Nature . 492 (7427): 31–33. doi : 10.1038/492031a . 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. В частности, химическое разделение промежуточного изотопа — протактиния-233 — который распадается на 233U, вызывает беспокойство. ... Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) считает, что 8 килограммов 233U достаточно для создания ядерного оружия1. Таким образом, 233U представляет опасность распространения.
6. "IAEA-TECDOC-1450 Thorium Fuel Cycle – Potential Benefits and Challenges" (PDF) . Международное агентство по атомной энергии. Май 2005 . Получено 2009-03-23 ​​.
7. Ганесан Венкатараман (1994). Бхабха и его великолепные одержимости . Universities Press. стр. 157.
8. "IAEA-TECDOC-1349 Потенциал топливных циклов на основе тория для ограничения плутония и снижения токсичности долгоживущих отходов" (PDF) . Международное агентство по атомной энергии. 2002 . Получено 24.03.2009 .
9. Эванс, Бретт (14 апреля 2006 г.). «Ученый призывает перейти на торий». ABC News . Архивировано из оригинала 28.03.2010 . Получено 17.09.2011 .
10. Мартин, Ричард (21 декабря 2009 г.). «Уран — это прошлый век — появился торий, новое зеленое ядерное оружие». Wired . Получено 19 июня 2010 г.
11. Мур, Уиллард С. (1981-05-01). «Содержание изотопов тория в океанской воде». Earth and Planetary Science Letters . 53 (3): 419–426. Bibcode : 1981E&PSL..53..419M. doi : 10.1016/0012-821X(81)90046-7. ISSN  0012-821X.
12. Миллер, Дэниел (март 2011 г.). «Ядерное сообщество пренебрегло сообщением о безопасности реактора: эксперт». ABC News . Получено 25.03.2012 .
13. Дин, Тим (апрель 2006). "Новый век ядерной энергетики". Космос . Архивировано из оригинала 2010-01-05 . Получено 2010-06-19 .
14. MacKay, David JC (20 февраля 2009 г.). Устойчивая энергетика – без горячего воздуха. UIT Cambridge Ltd. стр. 166. Получено 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. Le Brun, C.; L. Mathieu; D. Heuer; A. Nuttin. "Влияние технологии концепции MSBR на долгоживущую радиотоксичность и устойчивость к распространению" (PDF) . Техническое совещание по стратегиям управления расщепляющимися материалами для устойчивой ядерной энергетики, Вена, 2005 г. Получено 20 июня 2010 г.
18. Brissot R.; Heuer D.; Huffer E.; Le Brun, C.; Loiseaux, JM; Nifenecker H.; Nuttin A. (июль 2001 г.). "Ядерная энергия с (почти) нулевыми радиоактивными отходами?". Laboratoire de Physique Subatomique et de Cosmologie (LPSC). Архивировано из оригинала 2011-05-25. Согласно компьютерному моделированию, проведенному в ISN, этот протактиний доминирует над остаточной токсичностью потерь при10 000  лет
19. "Интерактивная таблица нуклидов". Brookhaven National Laboratory . Архивировано из оригинала 21 июля 2011 г. Получено 2 марта 2015 г. Сечения тепловых нейтронов в барнах (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.
20. "9219.endfb7.1" .atom.kaeri.re.kr .
21. "Использование тория в качестве ядерного топлива" (PDF) . Американское ядерное общество. Ноябрь 2006 г. Получено 24.03.2009 .
22. "Начинается испытание тория". World Nuclear News. 21 июня 2013 г. Получено 21 июля 2013 г.
23. "Протактиний-231 – новый выгорающий поглотитель нейтронов". 11 ноября 2017 г.
24. «Операция Чайник». 11 ноября 2017 г. Получено 11 ноября 2017 г.
25. "IAEA-TECDOC-1319 Использование ториевого топлива: варианты и тенденции" (PDF) . Международное агентство по атомной энергии. Ноябрь 2002 г. Получено 24.03.2009 г.
26. Сбросы отработанного ядерного топлива из реакторов США. Управление энергетической информации . 1995 [1993]. С. 111. ISBN 978-0-7881-2070-1. Получено 11 июня 2012 г.Они были изготовлены компанией General Electric (код сборки XDR07G) и позднее отправлены на полигон Саванна-Ривер для переработки.
27. "Индийцы готовы к новому урану". Mount Vernon Argus . Уайт-Плейнс, Нью-Йорк. 16 марта 1966 г. стр. 17. Получено 21 марта 2023 г.

Дальнейшее чтение

• Кастен, П. Р. (1998). «Обзор концепции ториевого реактора Радковского» Наука и всеобщая безопасность, 7(3), 237–269.
• Дункан Кларк (9 сентября 2011 г.), «Сторонники тория запускают группу давления. Огромный оптимизм в отношении ядерной энергетики тория на запуске Фонда Вайнберга», The Guardian
• Нельсон, AT (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 по ториевому топливному циклу», перевод МАГАТЭ из русского журнала «Ядерные константы», выпуск № 3–4, 1997 г.
• Сравнение ториевого и уранового топливных циклов Национальной ядерной лабораторией Великобритании
• Информационный бюллетень по торию. Архивировано 16 февраля 2013 г. на Wayback Machine Всемирной ядерной ассоциации .
• Аннотированная библиография по ториевому топливному циклу. Архивировано 07.10.2010 на Wayback Machine из цифровой библиотеки ядерных проблем Алсос.

Внешние ссылки

• Международный комитет по энергетике тория