Реактор жидкого фторида тория

Тип ядерного реактора, в котором в качестве топлива используется расплавленный материал.

Жидкая соль FLiBe

Реактор с жидким фторидом тория ( LFTR ; часто произносится как лифтер ) представляет собой тип реактора на расплаве солей . В LFTR используется ториевый топливный цикл с расплавленной (жидкой) солью на основе фторида в качестве топлива. В типичной конструкции жидкость перекачивается между критическим ядром и внешним теплообменником , где тепло передается нерадиоактивной вторичной соли. Вторичная соль затем передает свое тепло паровой турбине или газовой турбине замкнутого цикла . ^[1]

Реакторы на расплавленной соли (MSR) подают ядерное топливо , смешанное с расплавленной солью. Их не следует путать с конструкциями, которые используют расплавленную соль только для охлаждения (фторидные высокотемпературные реакторы, ФТР) и при этом имеют твердое топливо. ^[2] Реакторы на расплавах солей, как класс, включают в себя как горелки, так и бридеры быстрого или теплового спектров, использующие топливо на основе фторидных или хлоридных солей, а также ряд делящихся или воспроизводящих расходных материалов. LFTR определяются использованием фторидных топливных солей и преобразованием тория в уран-233 в спектре тепловых нейтронов.

Концепция LFTR была впервые исследована в эксперименте с реактором на расплавленной соли Национальной лаборатории Ок-Ридж в 1960-х годах, хотя MSRE не использовал торий. LFTR недавно стал предметом возобновления интереса во всем мире. ^[3] Япония, Китай, Великобритания и частные компании из США, Чехии, Канады ^[4] и Австралии выразили намерение разработать и коммерциализировать эту технологию.

LFTR отличаются от других энергетических реакторов почти во всех аспектах: в них используется торий, превращаемый в уран, вместо непосредственного использования урана; заправка осуществляется перекачкой без остановки. ^[5] Их жидкосолевой охлаждающий агент обеспечивает более высокую рабочую температуру и гораздо более низкое давление в первичном контуре охлаждения. Эти отличительные характеристики порождают множество потенциальных преимуществ, а также проблемы проектирования.

Фон

Торий относительно распространен в земной коре .

Крошечные кристаллы тория , минерала тория , под увеличением.

Реактор на расплавленной соли в Ок-Ридже

К 1946 году, через восемь лет после открытия ядерного деления , было публично идентифицировано три делящихся изотопа для использования в качестве ядерного топлива : ^{[6] [7]}

• Уран-235 , который уже расщепляется и составляет 0,72% природного урана .
• Плутоний-239 , который можно получить из неделящегося урана-238 (>99% природного урана)
• Уран-233 , который можно получить из неделящегося тория-232 (~ 100% природного тория ; содержание которого в земной коре примерно в четыре раза больше , чем урана ^[8] )

Th-232, U-235 и U-238 — первичные нуклиды , существовавшие в своей нынешней форме более 4,5 миллиардов лет , еще до образования Земли ; они были выкованы в ядрах умирающих звезд посредством r-процесса и рассеяны по галактике сверхновыми . ^[9] Их радиоактивный распад производит около половины внутреннего тепла Земли . ^[10]

По техническим и историческим причинам ^[11] каждый из этих трех типов связан с разными типами реакторов. U-235 является основным ядерным топливом в мире и обычно используется в легководных реакторах . U-238/Pu-239 нашел наибольшее применение в быстрых реакторах-размножителях с жидким натрием и реакторах CANDU . Th-232/U-233 лучше всего подходит для реакторов на расплавах солей (MSR). ^[12]

Элвин М. Вайнберг был пионером в использовании MSR в Национальной лаборатории Ок-Ридж . В ORNL были успешно спроектированы, построены и эксплуатируются два прототипа реактора на расплавах солей. Это были эксперимент с авиационным реактором в 1954 году и эксперимент с реактором на расплавленной соли с 1965 по 1969 год. В обоих испытательных реакторах использовались жидкие фторидные топливные соли. MSRE, в частности, продемонстрировал заправку U-233 и U-235 во время отдельных испытательных запусков. ^{[13] : ix} Вайнберг был отстранен от своего поста, а программа MSR закрылась в начале 1970-х годов, ^[14] после чего исследования в Соединенных Штатах застопорились. ^{[15] [16]} Сегодня ARE и MSRE остаются единственными когда-либо работавшими реакторами на расплавленных солях.

Основы разведения

В ядерном энергетическом реакторе используется два типа топлива. Первый — делящийся материал, который расщепляется при попадании нейтронов , выделяя большое количество энергии, а также выделяя два или три новых нейтрона. Они могут расщепить больше делящегося материала, что приведет к продолжению цепной реакции. Примерами делящегося топлива являются U-233, U-235 и Pu-239. Второй вид топлива называется плодородным . Примерами плодородного топлива являются Th-232 (добываемый торий) и U-238 (добываемый уран). Чтобы стать делящимися, эти нуклиды должны сначала поглотить нейтрон , образовавшийся в процессе деления, чтобы стать Th-233 и U-239 соответственно. После двух последовательных бета-распадов они превращаются в делящиеся изотопы U-233 и Pu-239 соответственно. Этот процесс называется размножением. ^[5]

Все реакторы производят некоторое количество топлива таким образом, ^[17] но современные твердотопливные тепловые реакторы не производят достаточного количества нового топлива из воспроизводящего топлива, чтобы компенсировать количество потребляемого ими делящегося топлива. Это связано с тем, что сегодняшние реакторы используют добытый уран-плутониевый цикл с умеренным нейтронным спектром. Такой топливный цикл, использующий замедленные нейтроны, возвращает менее двух новых нейтронов в результате деления образовавшегося плутония. Поскольку для поддержания реакции деления требуется 1 нейтрон, для создания нового топлива остается менее 1 нейтрона на деление. Кроме того, материалы активной зоны, такие как металлы, замедлители и продукты деления, поглощают некоторое количество нейтронов, в результате чего остается слишком мало нейтронов для образования достаточного количества топлива для продолжения работы реактора. Как следствие, им приходится периодически добавлять новое расщепляющееся топливо и заменять часть старого топлива, чтобы освободить место для нового топлива.

В реактор, который производит по крайней мере столько же нового топлива, сколько потребляет, нет необходимости добавлять новое делящееся топливо. Добавляется только новое воспроизводящее топливо, которое расщепляется внутри реактора. Кроме того, необходимо удалить продукты деления. Этот тип реактора называется реактором-размножителем . Если он производит столько же новых делящихся ядер от плодородного, чтобы продолжать работать неопределенно долго, его называют безубыточным селекционером или изобридером. LFTR обычно проектируется как реактор-размножитель: поступает торий, выходят продукты деления .

Реакторы, использующие уран-плутониевый топливный цикл, требуют быстрых реакторов для поддержания воспроизводства, потому что только с быстро движущимися нейтронами процесс деления дает более 2 нейтронов на деление. Торий можно разводить с помощью термического реактора . Это было доказано на атомной электростанции Шиппорта , чья последняя топливная загрузка произвела немного больше делящегося вещества из тория, чем потребила, несмотря на то, что это был довольно стандартный легководный реактор . Тепловые реакторы требуют меньше дорогостоящего расщепляющегося топлива для запуска, но более чувствительны к продуктам деления, оставшимся в активной зоне.

Существует два способа настройки реактора-размножителя для выполнения необходимого размножения. Воспроизводящее и расщепляющееся топливо можно разместить вместе, так что размножение и расщепление происходят в одном и том же месте. Альтернативно, делящиеся и воспроизводящие вещества можно разделить. Последний известен как ядро ​​и бланкет, поскольку делящаяся активная зона производит тепло и нейтроны, а весь процесс воспроизводства осуществляет отдельный бланкет.

Варианты конструкции первой системы реактора

Ок-Ридж исследовал оба способа изготовления размножителя для своего реактора-размножителя на расплавленной соли. Поскольку топливо жидкое, их называют «одножидкостными» и «двухжидкостными» ториевыми термическими реакторами-размножителями на расплавленных солях.

Одиночный жидкостный реактор

Упрощенная схема одного жидкостного реактора.

Одножидкостная конструкция включает большой корпус реактора, заполненный фторидной солью, содержащей торий и уран. Графитовые стержни, погруженные в соль, действуют как замедлитель и направляют поток соли. В конструкции ORNL MSBR (реактор-размножитель расплавленной соли) ^[18] уменьшенное количество графита вблизи края активной зоны реактора привело бы к недостаточному замедлению внешней области и увеличило бы захват нейтронов там торием. При таком расположении большая часть нейтронов генерировалась на некотором расстоянии от границы реактора и снижала утечку нейтронов до приемлемого уровня. ^[19] Тем не менее, конструкция с одной жидкостью требует значительного размера, чтобы обеспечить возможность размножения. ^[20]

В конфигурации-размножителе предусматривалась интенсивная обработка топлива для удаления продуктов деления из топливной соли. ^{[13] : 181} В конфигурации конвертера требования к переработке топлива были упрощены для снижения стоимости установки. ^[19] Компромиссом было требование периодической дозаправки урана.

MSRE был прототипом реактора только в активной зоне . ^[21] MSRE предоставил ценный многолетний опыт эксплуатации. По оценкам японских ученых, программа LFTR с единой жидкостью может быть реализована за счет относительно скромных инвестиций в размере примерно 300–400 миллионов долларов в течение 5–10 лет для финансирования исследований, направленных на устранение мелких технических пробелов и создание прототипа небольшого реактора, сопоставимого с MSRE. . ^[22]

Два жидкостных реактора

Двухжидкостная конструкция механически более сложна, чем конструкция «одножидкостного» реактора. «Двухжидкостный» реактор имеет активную зону с высокой плотностью нейтронов, в которой сжигается уран-233 из ториевого топливного цикла . Отдельный слой соли тория поглощает нейтроны и медленно превращает торий в протактиний-233 . Протактиний-233 можно оставить в области бланкета, где поток нейтронов ниже, чтобы он медленно распадался до делящегося топлива U-233 ^[23] , а не захватывал нейтроны. Этот образовавшийся делящийся U-233 можно извлечь путем введения дополнительного фтора для создания гексафторида урана — газа, который можно улавливать по мере его выхода из раствора. После повторного восстановления до твердого тетрафторида урана его можно смешать с основной солевой средой для деления. Соль ядра также очищается: сначала фторированием для удаления урана, затем вакуумной перегонкой для удаления и повторного использования солей-носителей. Остаточные кубовые остатки после перегонки представляют собой отходы продуктов деления LFTR.

Преимущества разделения керна и бланкетной жидкости включают в себя:

1. Упрощенная обработка топлива . Торий химически подобен нескольким продуктам деления, называемым лантанидами . Поскольку торий находится в отдельном слое, он изолирован от лантаноидов. Без тория в активной жидкости удаление продуктов деления лантаноидов упрощается.
2. Низкоделящиеся запасы . Поскольку делящееся топливо сконцентрировано в небольшой жидкости активной зоны, реальная активная зона реактора более компактна. Во внешнем слое, содержащем воспроизводящееся топливо для воспроизводства, нет никакого расщепляющегося материала, кроме того, который там был выращен. По этой причине в проекте ORNL 1968 года требовалось всего 315 килограммов делящихся материалов для запуска двухжидкостного реактора MSBR мощностью 250 МВт (эл.). ^{[24] : 35} Это снижает стоимость первоначального пускового заряда делящегося материала и позволяет запускать больше реакторов на любом заданном количестве делящегося материала.
3. Более эффективное размножение . Ториевый бланкет может эффективно улавливать нейтроны, вытекшие из активной зоны. В бланкете практически отсутствует деление, поэтому сам бланкет не пропускает значительного количества нейтронов. Это приводит к высокой эффективности использования нейтронов (нейтронная экономика) и более высокому коэффициенту воспроизводства, особенно в небольших реакторах.

Одним из недостатков двухжидкостной конструкции является необходимость периодической замены барьера активная зона-оболочка из-за повреждения быстрыми нейтронами. ^{[25] : 29} Компания ORNL выбрала графит в качестве барьерного материала из-за его низкого поглощения нейтронов , совместимости с расплавленными солями, высокой термостойкости, а также достаточной прочности и целостности для разделения топлива и солей бланкета. Воздействие нейтронного излучения на графит заключается в его медленном сжатии и последующем разбухании, что приводит к увеличению пористости и ухудшению физических свойств. ^{[24] : 13} Графитовые трубы изменят длину, могут треснуть и дать течь.

Еще одним недостатком двухжидкостной конструкции является ее сложная разводка. В ORNL считали, что для достижения высокого уровня мощности при приемлемо низкой плотности мощности необходимо сложное чередование сердечников и бланкетных трубок. ^{[24] : 4} ORNL решила не использовать двухжидкостную конструкцию, и никаких примеров двухжидкостного реактора так и не было построено.

Однако более поздние исследования поставили под сомнение необходимость в сложных чередующихся графитовых трубках ORNL, предполагая простой удлиненный реактор «труба в оболочке», который обеспечивал бы высокую выходную мощность без сложных трубок, выдерживал бы тепловое расширение и позволял бы заменять трубки. ^{[1] : 6} Кроме того, графит можно заменить сплавами с высоким содержанием молибдена, которые используются в экспериментах по термоядерному синтезу и обладают большей устойчивостью к нейтронному повреждению. ^{[1] : 6}

Гибридный «полуторножидкостный» реактор

Двухжидкостный реактор, в топливной соли которого содержится торий, иногда называют реактором с «полуторной жидкостью» или реактором с 1,5 жидкостями. ^[26] Это гибрид, обладающий некоторыми преимуществами и недостатками как 1-жидкостного, так и 2-жидкостного реакторов. Как и в жидкостном реакторе №1, в его топливной соли содержится торий, что усложняет переработку топлива. И все же, как и в двухжидкостном реакторе, он может использовать высокоэффективный отдельный бланкет для поглощения нейтронов, вытекающих из активной зоны. Дополнительный недостаток разделения жидкостей с помощью барьера остается, но поскольку торий присутствует в топливной соли, меньше нейтронов должно пройти через этот барьер в бланкетную жидкость. Это приводит к меньшему повреждению барьера. Любая утечка в барьере также будет иметь меньшие последствия, поскольку система обработки уже должна иметь дело с торием в активной зоне.

Основной вопрос проектирования при выборе между полуторным или двухжидкостным LFTR заключается в том, будет ли легче решить более сложную переработку или более сложный структурный барьер.

Выработка энергии

LFTR с высокой рабочей температурой 700 градусов Цельсия может работать с тепловым КПД преобразования тепла в электричество 45%. ^[23] Это выше, чем у современных легководных реакторов (LWR), тепловой и электрический КПД которых составляет 32–36%. Помимо выработки электроэнергии , концентрированная тепловая энергия высокотемпературного LFTR может использоваться в качестве высококачественного промышленного технологического тепла для многих целей, таких как производство аммиака с помощью процесса Габера или термическое производство водорода путем расщепления воды, исключая потерю эффективности первое преобразование в электричество.

Цикл Ренкина

Паровой цикл Ренкина

Цикл Ренкина — это самый простой термодинамический энергетический цикл. Простейший цикл состоит из парогенератора , турбины, конденсатора и насоса. Рабочей жидкостью обычно является вода. Система преобразования энергии Рэнкина, соединенная с LFTR, может использовать преимущества повышенной температуры пара для повышения своего термического КПД . ^[27] Докритический паровой цикл Ренкина в настоящее время используется на коммерческих электростанциях, причем новейшие электростанции используют сверхкритические паровые циклы Ренкина с более высокой температурой и более высоким давлением. Работы ОРНЛ 1960-1970-х годов по МСБР предполагали использование стандартной сверхкритической паровой турбины с КПД 44%, ^{[25] :74} и провели значительную конструкторскую работу по разработке расплавленных фторидных солей – парогенераторов. ^[28]

Цикл Брайтона

Схема газовой турбины замкнутого цикла

Генератор с циклом Брайтона занимает гораздо меньшую площадь, чем генератор с циклом Ренкина, имеет более низкую стоимость и более высокий тепловой КПД, но требует более высоких рабочих температур. Поэтому он особенно подходит для использования с LFTR. Рабочим газом может быть гелий, азот или углекислый газ. Теплый газ низкого давления охлаждается в окружающем охладителе. Холодный газ низкого давления сжимается до высокого давления системы. Рабочий газ высокого давления расширяется в турбине для производства электроэнергии. Часто турбина и компрессор механически связаны через один вал. ^[29] Ожидается, что циклы Брайтона с высоким давлением будут занимать меньшую площадь генератора по сравнению с циклами Ренкина с более низким давлением. Тепловой двигатель с циклом Брайтона может работать при более низком давлении с трубами большего диаметра. ^[29] Первый в мире коммерческий модуль солнечной энергии с циклом Брайтона (100 кВт) был построен и продемонстрирован в израильской пустыне Арава в 2009 году. ^[30]

Удаление продуктов деления

Для LFTR необходим механизм удаления продуктов деления из топлива. Продукты деления, оставшиеся в реакторе, поглощают нейтроны и, таким образом, снижают нейтронную экономику . Это особенно важно в ториевом топливном цикле с небольшим количеством запасных нейтронов и спектром тепловых нейтронов, где поглощение сильное. Минимальное требование – это извлечение ценного расщепляющегося материала из отработанного топлива.

Удаление продуктов деления аналогично переработке твердотопливных элементов; химическими или физическими средствами ценное расщепляющееся топливо отделяется от отходов деления. В идеале воспроизводящее топливо (торий или U-238) и другие компоненты топлива (например, соль-носитель или оболочка твердого топлива) также могут быть повторно использованы для получения нового топлива. Однако по экономическим причинам они также могут оказаться в отходах.

Планируется, что переработка на месте будет работать непрерывно, каждый день очищая небольшую фракцию соли и отправляя ее обратно в реактор. Нет необходимости делать топливную соль очень чистой; цель состоит в том, чтобы поддерживать достаточно низкую концентрацию продуктов деления и других примесей (например, кислорода). Концентрации некоторых редкоземельных элементов необходимо поддерживать особенно низкими, поскольку они имеют большое сечение поглощения. Некоторые другие элементы с небольшим поперечным сечением, такие как Cs или Zr , могут накапливаться за годы эксплуатации, прежде чем они будут удалены.

Поскольку топливом LFTR является смесь расплавленных солей, привлекательно использовать пирообработку , высокотемпературные методы, работающие непосредственно с горячей расплавленной солью. При пирообработке не используются чувствительные к радиации растворители, и ее не нарушает остаточное тепло. Его можно использовать на высокорадиоактивном топливе непосредственно из реактора. ^[31] Проведение химической сепарации на площадке, рядом с реактором, позволяет избежать транспортировки и сохранить общий запас топливного цикла на низком уровне. В идеале все, кроме нового топлива (тория) и отходов (продуктов деления), остается внутри завода.

Одним из потенциальных преимуществ жидкого топлива является то, что оно не только облегчает отделение продуктов деления от топлива, но и изолирует отдельные продукты деления друг от друга, что выгодно для дефицитных и востребованных изотопов для различных промышленных (источников радиации) для проверки сварных швов с помощью рентгенографии), в сельском хозяйстве (стерилизация продукции посредством облучения) и в медицинских целях ( молибден-99 , который распадается на технеций-99m , ценный краситель с радиоактивной меткой для маркировки раковых клеток при медицинском сканировании).

Подробности по группе элементов

Более благородные металлы ( Pd , Ru , Ag , Mo , Nb , Sb , Tc ) в нормальной соли не образуют фториды, а образуют мелкие коллоидные металлические частицы. Они могут откладываться на металлических поверхностях, таких как теплообменник, или, что предпочтительнее, на фильтрах с большой площадью поверхности, которые легче заменить. Тем не менее, существует некоторая неопределенность, где они окажутся, поскольку MSRE имеет относительно небольшой опыт эксплуатации, а независимые лабораторные эксперименты затруднены. ^[32]

Такие газы, как Xe и Kr, легко выходят при распылении гелия. Кроме того, некоторые «благородные» металлы удаляются в виде аэрозоля . Быстрое удаление Хе-135 особенно важно, поскольку он является очень сильным нейтронным ядом и, если его не удалить, затрудняет управление реактором; это также улучшает нейтронную экономику. Газ (в основном He, Xe и Kr) удерживается около 2 дней, пока почти весь Xe-135 и другие короткоживущие изотопы не распадутся. Большая часть газа затем может быть переработана. После дополнительной задержки в несколько месяцев радиоактивность становится достаточно низкой, чтобы разделить газ при низких температурах на гелий (для повторного использования), ксенон (для продажи) и криптон, который требует хранения (например, в сжатом виде) в течение длительного времени (несколько месяцев). десятилетия) дождаться распада Кр-85 . ^{[18] : 274}

Для очистки солевой смеси было предложено несколько методов химического разделения. ^[33] По сравнению с классической переработкой PUREX , пирообработка может быть более компактной и производить меньше вторичных отходов. Пиропроцессы соли LFTR уже начинаются с подходящей жидкой формы, поэтому это может быть дешевле, чем использование твердооксидного топлива. Однако, поскольку не было построено ни одного полноценного завода по переработке расплавленной соли, все испытания были ограничены лабораторными исследованиями и проводились лишь с несколькими элементами. Для улучшения разделения и повышения экономической рентабельности переработки необходимы еще дополнительные исследования и разработки.

Уран и некоторые другие элементы можно удалить из соли с помощью процесса, называемого летучестью фтора: барботирование фтора удаляет летучие фториды высокой валентности в виде газа. В основном это гексафторид урана , содержащий топливо уран-233, а также гексафторид нептуния , гексафторид технеция и гексафторид селена , а также фториды некоторых других продуктов деления (например, йода, молибдена и теллура). Летучие фториды можно дополнительно отделить адсорбцией и перегонкой. Обращение с гексафторидом урана хорошо зарекомендовало себя в сфере обогащения. Фториды с более высокой валентностью весьма агрессивны при высоких температурах и требуют более устойчивых материалов, чем хастеллой . Одним из предложений программы MSBR в ORNL было использование затвердевшей соли в качестве защитного слоя. На реакторе MSRE летучесть фтора использовалась для удаления урана из топливной соли. Также для использования с твердотопливными элементами достаточно хорошо разработан и испытан летучесть фтора. ^[31]

Еще один простой метод, опробованный в рамках программы MSRE, — это высокотемпературная вакуумная дистилляция. Фториды с более низкой температурой кипения, такие как тетрафторид урана и соль-носитель LiF и BeF, можно удалить перегонкой. В вакууме температура может быть ниже точки кипения при атмосферном давлении. Таким образом, температуры около 1000 °C достаточно для восстановления большей части соли-носителя FLiBe. ^[34] Однако, хотя это в принципе возможно, отделение фторида тория от фторидов лантаноидов с еще более высокой температурой кипения потребует очень высоких температур и новых материалов. Химическое разделение для двухжидкостных конструкций с использованием урана в качестве делящегося топлива может работать с этими двумя относительно простыми процессами: ^[35] Уран из бланкетной соли может быть удален за счет летучести фтора и перенесен в основную соль. Чтобы удалить продукты деления из основной соли, сначала удаляют уран посредством летучести фтора. Затем соль-носитель можно извлечь путем высокотемпературной перегонки. Фториды с высокой температурой кипения, включая лантаноиды, остаются в виде отходов.

Необязательное разделение протактиния-233

Первые химические разработки Ок-Риджа не были связаны с распространением и были нацелены на быстрое размножение. Они планировали отделить и сохранить протактиний-233 , чтобы он мог распадаться на уран-233, не разрушаясь при захвате нейтронов в реакторе. При периоде полураспада 27 дней и двухмесячном хранении 75% 233 ^Па распадается до топлива ²³³ U. Для LFTR этап удаления протактиния сам по себе не требуется. Альтернативные решения работают с более низкой плотностью мощности и, следовательно, с большим запасом делящегося вещества (для 1 или 1,5 жидкости) или большим бланкетом (для 2 жидкости). Также более жесткий нейтронный спектр помогает достичь приемлемого размножения без изоляции протактиния. ^[1]

Если указано разделение Pa, для достижения эффективности это необходимо делать довольно часто (например, каждые 10 дней). Для одножидкостной электростанции мощностью 1 ГВт это означает, что около 10% топлива или около 15 т топливной соли должны проходить переработку каждый день. Это осуществимо только в том случае, если затраты будут намного ниже текущих затрат на переработку твердого топлива.

В новых конструкциях обычно не требуется удаление Па ^[1] и меньше соли отправляется на переработку, что снижает требуемый размер и затраты на химическое разделение. Это также позволяет избежать проблем с распространением из-за высокой чистоты U-233, который может быть получен в результате распада выделенного химическим путем Па.

Разделение затруднено, если продукты деления смешаны с торием, поскольку торий, плутоний и лантаноиды (редкоземельные элементы) химически схожи. Одним из процессов, предложенных как для отделения протактиния, так и для удаления лантаноидов, является контакт с расплавленным висмутом . В окислительно -восстановительной реакции некоторые металлы могут быть переведены в расплав висмута в обмен на литий, добавленный в расплав висмута. При низких концентрациях лития U, Pu и Pa ​​переходят в расплав висмута. В более восстановительных условиях (больше лития в расплаве висмута) лантаноиды и торий также переходят в расплав висмута. Продукты деления затем удаляются из висмутового сплава на отдельной стадии, например, путем контакта с расплавом LiCl. ^[36] Однако этот метод гораздо менее развит. Подобный метод возможен и с другими жидкими металлами, такими как алюминий. ^[37]

Преимущества

Реакторы на расплавленной соли на ториевом топливе предлагают множество потенциальных преимуществ по сравнению с обычными легководными реакторами на твердом урановом топливе: ^{[8] [20] [38] [39] [40] [41]}

Безопасность

• Неотъемлемая безопасность . В конструкциях LFTR используется сильный отрицательный температурный коэффициент реактивности для достижения пассивной внутренней безопасности от отклонений реактивности. Температурная зависимость происходит от 3 источников. Во-первых, торий поглощает больше нейтронов при перегреве, так называемый эффект Доплера. ^[42] Это оставляет меньше нейтронов для продолжения цепной реакции, снижая мощность. Вторая часть — это нагрев графитового замедлителя, что обычно дает положительный вклад в температурный коэффициент. ^[42] Третий эффект связан с тепловым расширением топлива. ^[42] Если топливо перегревается, оно значительно расширяется, что из-за жидкой природы топлива выталкивает топливо из активной области активной зоны. В небольшой (например, испытательный реактор MSRE) или активной зоне с хорошим замедлителем это снижает реактивность. Однако в большой активной зоне с недостаточным замедлителем (например, в конструкции ORNL MSBR) меньшее количество топливной соли означает лучшее замедление и, следовательно, большую реактивность и нежелательный положительный температурный коэффициент.
• Стабильная охлаждающая жидкость . Расплавленные фториды химически стабильны и невосприимчивы к радиации. Соли не горят, не взрываются и не разлагаются даже при высокой температуре и радиации. ^[43] Натриевый хладагент не имеет быстрых бурных реакций с водой и воздухом. Здесь нет образования горючего водорода, который имеют водные теплоносители. ^[44] Однако соль неустойчива к радиации при низких (менее 100 C) температурах из-за радиолиза .
• Работа при низком давлении . Поскольку соли теплоносителя остаются жидкими при высоких температурах, ^[43] сердечники LFTR рассчитаны на работу при низких давлениях, например 0,6 МПа ^[45] (сопоставимых с давлением в системе питьевой воды) от насоса и гидростатическом давлении. Даже если ядро ​​выходит из строя ^{[ необходимы разъяснения ]} , объем увеличивается незначительно. Таким образом, здание защитной оболочки не может взорваться. Соли охлаждающей жидкости LFTR выбираются так, чтобы иметь очень высокие температуры кипения. Даже нагрев в несколько сотен градусов во время переходного процесса или аварии не вызывает значимого повышения давления. В реакторе нет воды или водорода, которые могли бы вызвать значительное повышение давления или взрыв, как это произошло во время ядерной аварии на Фукусиме-дайити . ^{[46] [ ненадежный источник ]}
• Никакого повышения давления в результате деления . LFTR не подвержены повышению давления газообразных и летучих продуктов деления . Жидкое топливо позволяет оперативно удалять газообразные продукты деления, такие как ксенон, для переработки, поэтому эти продукты распада не будут распространяться в случае катастрофы. ^[47] Кроме того, продукты деления химически связаны с фторидной солью, включая йод, ^{[ сомнительно ]} цезий и стронций, улавливая радиацию и предотвращая распространение радиоактивного материала в окружающую среду. ^[48]
• Легче контролировать . Преимущество реактора с расплавленным топливом заключается в легком удалении ксенона-135. Ксенон-135 , важный поглотитель нейтронов , затрудняет управление твердотопливными реакторами. В реакторе с расплавленным топливом ксенон-135 можно удалить. В твердотопливных реакторах ксенон-135 остается в топливе и мешает управлению реактором. ^[49]
• Медленный нагрев . Охлаждающая жидкость и топливо неразделимы, поэтому любая утечка или движение топлива неизбежно будет сопровождаться большим количеством охлаждающей жидкости. Расплавленные фториды обладают высокой объемной теплоемкостью , некоторые из них, например FLiBe , даже выше, чем вода. Это позволяет им поглощать большое количество тепла во время переходных процессов или аварий. ^{[33] [50]}
• Пассивное остаточное тепловое охлаждение . Многие конструкции реакторов (например, эксперимент с реактором с расплавленной солью ) позволяют смеси топлива и теплоносителя стекать в сливной бак, когда реактор не работает (см. «Отказоустойчивая активная зона» ниже). Планируется, что этот резервуар будет иметь своего рода (детали пока открыты) пассивного отвода остаточного тепла, таким образом, работа будет зависеть от физических свойств (а не от управления). ^[51]
• Отказоустойчивое ядро . LFTR могут иметь замораживающую пробку внизу, которую необходимо активно охлаждать, обычно с помощью небольшого электрического вентилятора. Если охлаждение не удается, скажем, из-за сбоя в электроснабжении, вентилятор останавливается, пробка плавится, и топливо сливается в подкритическое хранилище с пассивным охлаждением. Это не только останавливает реактор, но и резервуар для хранения может легче отводить тепло распада от кратковременного радиоактивного распада облученного ядерного топлива. Даже в случае серьезной утечки из активной зоны, такой как разрыв трубы, соль выльется в помещение в форме кухонной раковины, в котором находится реактор, из которого топливная соль будет стекать под действием силы тяжести в пассивно охлаждаемый отвалочный резервуар. ^[19]
• Меньше долгоживущих отходов . LFTR могут значительно снизить долгосрочную радиотоксичность отходов реакторов. Легководные реакторы с урановым топливом содержат топливо, состоящее более чем на 95% из U-238. Эти реакторы обычно преобразуют часть U-238 в Pu-239, долгоживущий изотоп. Таким образом, почти все топливо находится всего в одном шаге от того, чтобы стать трансурановым долгоживущим элементом. Плутоний-239 имеет период полураспада 24 000 лет и является наиболее распространенным трансураном в отработавшем ядерном топливе легководных реакторов. Трансурановые соединения, такие как Pu-239, вызывают представление о том, что отходы реакторов — это вечная проблема. Напротив, LFTR использует ториевый топливный цикл , в котором торий преобразуется в U-233. Поскольку торий является более легким элементом, для производства трансурановых элементов требуется больше захватов нейтронов. У U-233 есть два шанса на расщепление в LFTR. Сначала как U-233 (90% будет делиться), а затем оставшиеся 10% получат еще один шанс, поскольку они трансмутируются в U-235 (80% будут делиться). Таким образом, доля топлива, достигающего нептуния-237, наиболее вероятного трансуранового элемента , составляет всего 2%, около 15 кг на ГВт-год. ^[52] Это производство трансурановых соединений в 20 раз меньше, чем легководные реакторы, которые производят 300 кг трансурановых соединений за ГВтэ-год. Важно отметить, что из-за гораздо меньшего объема производства трансурановых соединений их гораздо легче перерабатывать. То есть их отправляют обратно в ядро ​​для дальнейшего деления. Реакторы, работающие в топливном цикле U238-плутониевый, производят гораздо больше трансурановых соединений, что затрудняет полную переработку как нейтронной физики реактора, так и системы переработки. В ЛФТР в конечные отходы уходит лишь доля процента в виде потерь при переработке. Когда эти два преимущества — сокращение производства трансурановых соединений и переработка — объединяются, ториевый топливный цикл сокращает производство трансурановых отходов более чем в тысячу раз по сравнению с обычным легководным реактором прямоточного типа, работающим на урановом топливе . Единственными значительными долгоживущими отходами является само урановое топливо, но его можно использовать бесконечно путем переработки, всегда производя электроэнергию.
  Если ториевую ступень когда-либо придется остановить, часть реакторов может быть остановлена, а запасы уранового топлива сгорят в оставшихся реакторах, что позволит сжечь даже эти конечные отходы до настолько малого уровня, насколько того требует общество. ^[53] LFTR все еще производит радиоактивные продукты деления из своих отходов, но они не сохраняются очень долго – в радиотоксичности этих продуктов деления преобладают цезий-137 и стронций-90.. Более длительный период полураспада у цезия: 30,17 лет. Так, через 30,17 лет распад снижает радиоактивность вдвое. Десять периодов полураспада уменьшат радиоактивность в два раза в десятикратной степени, то есть в 1024 раза. Продукты деления к этому моменту, примерно через 300 лет, будут менее радиоактивны, чем природный уран. ^{[54] [55]} Более того, жидкое состояние топливного материала позволяет отделять продукты деления не только от топлива, но и друг от друга, что позволяет сортировать их по длине половины каждого продукта деления. жизни, так что те, у которых период полураспада более короткий, могут быть извлечены из хранилища раньше, чем те, у которых период полураспада больше.
• Устойчивость к пролиферации . В 2016 году лауреат Нобелевской премии по физике доктор Карло Руббиа , бывший генеральный директор ЦЕРН , заявил, что основная причина прекращения исследований ториевых реакторов в 1970-х годах в США заключается в том, что делает их такими привлекательными сегодня: торий трудно превратить в ядерное оружие . ^{[56] [ ненадежный источник? ]}
  LFTR сопротивляется перенаправлению своего топлива на ядерное оружие четырьмя способами: во-первых, торий-232 размножается путем преобразования сначала в протактиний-233, который затем распадается до урана-233. Если протактиний остается в реакторе, также производятся небольшие количества U-232. У U-232 есть продукт цепи распада (таллий-208), который испускает мощные и опасные гамма-лучи. Внутри реактора это не проблема, но в бомбе они усложняют изготовление бомбы, наносят вред электронике и раскрывают местонахождение бомбы. ^[57] Вторая особенность устойчивости к распространению связана с тем, что LFTR производят очень мало плутония, около 15 кг на гигаватт-год электроэнергии (это мощность одного большого реактора за год). Этот плутоний также в основном состоит из Pu-238, что делает его непригодным для создания бомб деления из-за высокой температуры и испускания спонтанных нейтронов. Третий вариант: LFTR не производит много запасного топлива. Ежегодно он производит максимум на 9% больше топлива, чем сжигает, а спроектировать реактор, производящий всего на 1% больше топлива, еще проще. С помощью такого типа реактора создание бомб быстро приведет к выводу электростанций из строя, и это является ярким показателем национальных намерений. И, наконец, использование тория может снизить и в конечном итоге устранить необходимость обогащения урана. Обогащение урана является одним из двух основных методов, с помощью которых государства получают материалы для изготовления бомб. ^[8]

Экономия и эффективность

Сравнение годовых потребностей в топливе и отходов электростанции LWR на урановом топливе мощностью 1 ГВт и электростанции LFTR на ториевом топливе мощностью 1 ГВт. ^[58]

• Обилие тория. LFTR преобразует торий в топливо из урана-233. Земная кора содержит примерно в три-четыре раза больше тория, чем U-238 (тория примерно так же много, как и свинца ). Это побочный продукт добычи редкоземельных металлов, который обычно выбрасывают как отходы. Благодаря использованию LFTR имеется достаточно доступного тория, чтобы удовлетворить глобальные энергетические потребности на сотни тысяч лет. ^[59] Торий чаще встречается в земной коре, чем олово, ртуть или серебро. ^[8] Кубический метр средней коры дает эквивалент примерно четырех кубиков сахара тория, чего достаточно, чтобы обеспечить энергетические потребности одного человека в течение более десяти лет, если он полностью расщепится. ^[8] Перевал Лемхи на границе Монтаны и Айдахо , по оценкам, содержит 1 800 000 тонн высококачественной ториевой руды. ^[8] Пятьсот тонн могли бы удовлетворить все потребности США в энергии в течение одного года. ^[8] Из-за отсутствия текущего спроса правительство США вернуло около 3200 метрических тонн очищенного нитрата тория в земную кору, захоронив его в пустыне Невада. ^[8]
• Нет недостатка в природных ресурсах . Другие природные ресурсы, такие как бериллий, литий, никель и молибден, достаточны для создания тысяч LFTR. ^[60]
• КПД реактора. Обычные реакторы потребляют менее одного процента добытого урана, а остальное остается в виде отходов. При идеально работающей переработке LFTR может потреблять до 99% ториевого топлива. Повышенная топливная эффективность означает, что 1 тонна природного тория в LFTR производит столько же энергии, сколько 35 тонн обогащенного урана в обычных реакторах (требующих 250 тонн природного урана) [ ^8] или 4 166 000 тонн каменного угля на угольной электростанции. .
• Термодинамический КПД. LFTR, работающие с современными сверхкритическими паровыми турбинами, будут работать с термическим и электрическим КПД 45%. С будущими замкнутыми газовыми циклами Брайтона, которые можно будет использовать на электростанциях LFTR из-за их работы при высоких температурах, КПД может составить до 54%. Это на 20–40% выше, чем у современных легководных реакторов (33%), что приводит к такому же сокращению на 20–40% потребления делящегося и воспроизводящего топлива, производства продуктов деления, отвода отработанного тепла для охлаждения и тепловой мощности реактора. ^[8]
• Никакого обогащения и изготовления твэлов. Поскольку в качестве топлива можно использовать 100% природного тория, а топливо находится в форме расплавленной соли вместо твердых топливных стержней, дорогостоящие процедуры обогащения топлива, валидации и процессов изготовления твердотопливных стержней не требуются. Это значительно снижает затраты на топливо LFTR. Даже если LFTR запустят на обогащенном уране, для начала работы ему потребуется это обогащение только один раз. После запуска дальнейшее обогащение не требуется. ^[8]
• Меньшая стоимость топлива. Соли довольно недороги по сравнению с производством твердого топлива. Например, хотя бериллий стоит довольно дорого за кг, количество бериллия, необходимое для большого реактора мощностью 1 ГВт, довольно мало. МСБР ОРНЛ потребовалось 5,1 тонны металлического бериллия и 26 тонн BeF ₂ . ^[60] При цене $147/кг BeF ₂ , ^{[50] : 44} этот запас будет стоить менее 4 миллионов долларов, скромная стоимость для электростанции стоимостью в несколько миллиардов долларов. Следовательно, повышение цены на бериллий сверх предполагаемого здесь уровня мало повлияет на общую стоимость электростанции. Стоимость обогащенного лития-7 менее определена: 120–800 долларов США за кг LiF. ^[1] и запасы (опять же на основе системы MSBR) из 17,9 тонн лития-7 в качестве 66,5 тонн LiF ^[60] составляют от 8 до 53 миллионов долларов для LiF. Добавление 99,1 тонны тория по цене 30 долларов за кг дает всего лишь 3 миллиона долларов. Делящийся материал дороже, особенно если используется дорогостоящий переработанный плутоний, стоимость которого составляет 100 долларов за грамм делящегося плутония. При пусковом делящемся заряде всего в 1,5 тонны, который стал возможен благодаря спектру мягких нейтронов ^[1], это составляет 150 миллионов долларов. Если сложить все вместе, общая стоимость единовременного платежа за топливо составит от 165 до 210 миллионов долларов. Это аналогично стоимости первой активной зоны легководного реактора. ^[61] В зависимости от деталей переработки одного запаса соли может хватить на десятилетия, тогда как LWR нуждается в совершенно новой активной зоне каждые 4–6 лет (1/3 заменяется каждые 12–24 месяца). По собственной оценке ORNL, общая стоимость соли даже для более дорогой трехконтурной системы составила около 30 миллионов долларов, что составляет менее 100 миллионов долларов в сегодняшних деньгах. ^[62]
• LFTR более чистые: в качестве системы полной переработки отходы LFTR представляют собой преимущественно продукты деления, большинство из которых (83%) имеют относительно короткий период полураспада в часах или днях ^[63] по сравнению с более долгоживущими актинидными отходами обычных атомная электростанция. ^[57] Это приводит к значительному сокращению необходимого периода хранения отходов в геологическом хранилище. Остальным 17% отходов требуется всего 300 лет, прежде чем они достигнут фонового уровня. ^[63] Радиотоксичность отходов ториевого топливного цикла примерно в 10 000 раз меньше, чем радиоактивность отходов уранового топлива. ^[8]
• Требуется меньше расщепляющегося топлива . Поскольку LFTR представляют собой реакторы теплового спектра, для запуска им требуется гораздо меньше делящегося топлива. Для запуска одножидкостного LFTR требуется всего 1–2 тонны делящегося топлива и потенциально всего 0,4 тонны для двухжидкостной конструкции. ^[1] Для сравнения, твердотопливным реакторам-размножителям на быстрых нейтронах для запуска реактора требуется не менее 8 тонн делящегося топлива. Хотя быстрые реакторы теоретически могут очень хорошо запускаться на трансурановых отходах, их запуск с высоким содержанием делящегося топлива делает это очень дорогим. ^{[ нужна цитата ]}
• Никаких простоев для дозаправки. У LFTR жидкое топливо, поэтому нет необходимости останавливать и разбирать реактор только для того, чтобы его дозаправить. Таким образом, LFTR могут заправляться, не вызывая отключения электроэнергии ( онлайн-заправка ).
• Загрузка следующая. Поскольку LFTR не имеет отравления ксеноном, нет проблем с уменьшением мощности в периоды низкого спроса на электроэнергию и повторным включением в любое время.
• Нет сосуда высокого давления. Поскольку активная зона не находится под давлением, ей не нужен самый дорогой элемент легководного реактора — корпус реактора высокого давления для активной зоны. Вместо этого имеется сосуд низкого давления и трубы (для расплавленной соли), изготовленные из относительно тонких материалов. Хотя этот металл представляет собой экзотический никелевый сплав, устойчивый к нагреву и коррозии, Хастеллой -N, необходимое его количество относительно невелико.
• Отличная теплопередача. Жидкие фторидные соли, особенно соли на основе LiF, обладают хорошими свойствами теплопередачи. Топливная соль, такая как LiF-ThF _4, имеет объемную теплоемкость примерно на 22% выше, чем вода, ^[64] FLiBe имеет примерно на 12% большую теплоемкость, чем вода. Кроме того, соли на основе LiF имеют теплопроводность примерно в два раза выше, чем у горячей воды под давлением в реакторе с водой под давлением. ^{[33] [50]} Это приводит к эффективной теплопередаче и компактному первичному контуру. По сравнению с гелием , конкурирующим высокотемпературным теплоносителем реактора, разница еще больше. Топливная соль имеет объемную теплоемкость более чем в 200 раз большую, чем горячий гелий под давлением, и более чем в 3 раза большую теплопроводность. В контуре расплавленной соли будут использоваться трубы диаметром 1/5 диаметра и перекачиваться 1/20 мощности от мощности, необходимой для гелия под высоким давлением, оставаясь при атмосферном давлении ^[65].
• Меньшая по размеру оболочка низкого давления. Используя жидкую соль в качестве теплоносителя вместо воды под давлением, можно использовать защитную конструкцию, лишь немного превышающую корпус реактора. В легководных реакторах используется вода под давлением, которая в случае утечки превращается в пар и расширяется в тысячу раз, что требует строительства защитной оболочки, объем которой в тысячу раз превышает объем корпуса реактора. Защитная оболочка LFTR может быть не только меньше по физическому размеру, но и по своей природе она имеет низкое давление. В защитной оболочке нет источников запасенной энергии, которые могли бы вызвать быстрое повышение давления (например, водорода или пара). ^{[46] [ ненадежный источник ]} Это дает LFTR существенное теоретическое преимущество не только с точки зрения внутренней безопасности, но также с точки зрения меньшего размера, меньшего использования материалов и более низкой стоимости конструкции. ^[8]
• От мусора к ресурсу. Есть предположения, что можно было бы извлечь некоторые продукты деления, чтобы они имели отдельную коммерческую ценность. ^[66] Однако по сравнению с производимой энергией ценность продуктов деления низка, а химическая очистка стоит дорого. ^[67]
• Эффективный майнинг. Процесс добычи тория из земной коры — гораздо более безопасный и эффективный метод добычи, чем добыча урана. Ториевая руда, монацит, обычно содержит более высокие концентрации тория, чем процент урана, обнаруженный в соответствующей руде. Это делает торий более экономичным и менее вредным для окружающей среды источником топлива. Добыча тория также проще и менее опасна, чем добыча урана, поскольку шахта представляет собой открытый карьер, который не требует вентиляции, как в подземных урановых рудниках, где уровень радона потенциально опасен . ^[68]

Недостатки

LFTR совершенно не похожи на действующие сегодня коммерческие энергетические реакторы. Эти различия создают трудности проектирования и компромиссы:

• Крупномасштабного производства пока нет . Исследование, проведенное Чикагским университетом в 2014 году, пришло к выводу, что, поскольку эта конструкция еще не достигла коммерческой фазы, полные экономические преимущества не будут реализованы без преимуществ крупномасштабного производства: «Хотя экономия затрат на подстанции связаны со строительством LFTR по сравнению с традиционным урановым заводом, разница в стоимости, учитывая текущую ситуацию в отрасли [по состоянию на 2014 год], остается недостаточной, чтобы оправдать создание нового LFTR». ^[69]
• Достижение безубыточного разведения сомнительно . Хотя планы обычно предусматривают безубыточное разведение, сомнительно, возможно ли это, когда необходимо выполнить другие требования. ^[42] В ториевом топливном цикле очень мало запасных нейтронов. Из-за ограниченной химической переработки (по экономическим причинам) и компромиссов, необходимых для достижения требований безопасности, таких как отрицательный коэффициент пустотности, может быть потеряно слишком много нейтронов. Старые предложенные одножидкостные конструкции, обещающие эффективность воспроизводства, имеют тенденцию иметь небезопасный положительный коэффициент пустотности и часто предполагают, что чрезмерная очистка топлива экономически целесообразна. ^[42]
• Требуется еще много разработок . Несмотря на то, что экспериментальные реакторы ARE и MSRE уже были построены в 1960-х годах, для LFTR еще предстоит много разработок. Сюда входит большая часть химического разделения, (пассивное) аварийное охлаждение, тритиевый барьер, дистанционное обслуживание, крупномасштабное производство Li-7, высокотемпературный энергетический цикл и более долговечные материалы.
• Стартовое топливо . В отличие от добытого урана, добытый торий не содержит делящегося изотопа. Ториевые реакторы производят делящийся уран-233 из тория, но для первоначального запуска требуется небольшое количество делящегося материала. Такого материала сравнительно немного. В связи с этим возникает проблема, как запустить реакторы в короткие сроки. Один из вариантов — производить U-233 в современных твердотопливных реакторах, а затем перерабатывать его из твердых отходов. LFTR также может быть запущен с помощью других делящихся изотопов, обогащенного урана или плутония из реакторов или снятых с эксплуатации бомб. Для запуска обогащенного урана необходимо высокое обогащение. Списанные урановые бомбы имеют достаточное обогащение, но его недостаточно для запуска многих LFTR. Отделить фторид плутония от продуктов деления лантаноидов трудно. Один из вариантов двухжидкостного реактора — работать с плутонием или обогащенным ураном в топливной соли, воспроизводить U-233 в бланкете и хранить его вместо возврата в активную зону. Вместо этого добавьте плутоний или обогащенный уран, чтобы продолжить цепную реакцию, аналогично сегодняшним твердотопливным реакторам. Когда будет получено достаточно урана-233, замените топливо новым, оставив уран-233 для других запусков. Аналогичный вариант существует и для одножидкостного реактора, работающего в режиме конвертера. Такой реактор не будет перерабатывать топливо во время работы. Вместо этого реактор будет запускаться на плутонии с торием в качестве воспроизводящего материала и добавлять плутоний. Плутоний в конечном итоге сгорает, и на месте образуется U-233 . По окончании срока службы реакторного топлива отработанная топливная соль может быть переработана для извлечения образовавшегося U-233 для запуска новых LFTR. ^[70]
• Замерзание солей . Смеси фторидных солей имеют температуру плавления от 300 до 600 ° C (от 572 до 1112 ° F). Соли, особенно с фторидом бериллия, очень вязкие вблизи точки замерзания. Это требует тщательного проектирования и защиты от замерзания защитной оболочки и теплообменников. Замерзание необходимо предотвращать при нормальной работе, во время переходных процессов и во время длительного простоя. Соль первичного контура содержит продукты распада, выделяющие тепло, которые помогают поддерживать необходимую температуру. Что касается MSBR, ORNL планировал поддерживать высокую температуру во всем реакторном зале (горячей камере). Это позволило избежать необходимости использования отдельных линий электронагревателей на всех трубопроводах и обеспечить более равномерный нагрев компонентов первичного контура. ^{[18] : 311} Одна из концепций «жидкой печи», разработанная для твердотопливных реакторов с жидкостным охлаждением, предполагает использование отдельного бассейна буферной соли, содержащего весь первичный контур. ^[71] Благодаря высокой теплоемкости и значительной плотности буферной соли, буферная соль предотвращает замерзание топливной соли и участвует в системе охлаждения пассивным остаточным теплом, обеспечивает радиационную защиту и снижает собственные нагрузки на компоненты первого контура. Эту конструкцию можно также использовать для LFTR. ^{[ нужна цитата ]}
• Токсичность бериллия . Предлагаемая солевая смесь FLiBe содержит большое количество бериллия , который токсичен для человека (хотя и далеко не так токсичен, как продукты деления и другие радиоактивные вещества). Соль в контурах первичного охлаждения должна быть изолирована от рабочих и окружающей среды, чтобы предотвратить отравление бериллием . В промышленности это обычно делается. ^{[72] : 52–66} Основываясь на этом промышленном опыте, ожидается, что дополнительные затраты на обеспечение безопасности бериллия составят всего лишь 0,12 доллара США/МВтч. ^{[72] : 61} После запуска в процессе деления первичной топливной соли образуются высокорадиоактивные продукты деления с высоким полем гамма- и нейтронного излучения. Поэтому эффективное сдерживание является основным требованием. Вместо этого можно использовать эвтектику фторид лития-фторида тория без бериллия, как это было выбрано во французской конструкции LFTR, «TMSR». ^[73] Это достигается за счет несколько более высокой температуры плавления, но имеет дополнительные преимущества в виде простоты (избегая BeF
  ₂в системах переработки), повышенная растворимость трифторида плутония, снижение производства трития (бериллий производит литий-6, который, в свою очередь, производит тритий) и улучшенную теплопередачу ( BeF
  ₂увеличивает вязкость солевой смеси). Альтернативные растворители, такие как фториды натрия, рубидия и циркония, позволяют снизить температуру плавления за счет компромисса при разведении. ^[1]
• Потеря запаздывающих нейтронов . Чтобы обеспечить предсказуемый контроль, ядерные реакторы полагаются на запаздывающие нейтроны. Для продолжения цепной реакции им требуются дополнительные медленно развивающиеся нейтроны от распада продуктов деления. Поскольку запаздывающие нейтроны эволюционируют медленно, это делает реактор очень управляемым. В LFTR наличие продуктов деления в теплообменнике и трубопроводах означает, что часть этих запаздывающих нейтронов также теряется. ^[74] Они не участвуют в критической цепной реакции активной зоны, что, в свою очередь, означает, что реактор ведет себя менее мягко при изменениях расхода, мощности и т. д. Приблизительно до половины запаздывающих нейтронов может быть потеряно. На практике это означает, что теплообменник должен быть компактным, чтобы объем снаружи активной зоны был как можно меньшим. Чем компактнее (выше плотность мощности) ядро, тем важнее становится этот вопрос. Наличие большего количества топлива вне активной зоны в теплообменниках также означает, что для запуска реактора потребуется больше дорогостоящего делящегося топлива. Это делает достаточно компактный теплообменник важным требованием к конструкции LFTR. ^{[ нужна цитата ]}
• Обращение с отходами . Около 83% радиоактивных отходов имеют период полураспада в часах или днях, а оставшиеся 17% требуют 300-летнего хранения в геологически стабильной изоляции для достижения фонового уровня. ^[63] Если фторидные топливные соли хранятся в твердой форме в течение многих десятилетий, радиация может вызвать выброс агрессивного газообразного фтора и гексафторида урана . ^[75] Соли необходимо выгружать, а отходы удалять перед длительными простоями и хранить при температуре выше 100 градусов по Цельсию. ^[76] Фториды менее подходят для длительного хранения, поскольку некоторые из них (например, фторид цезия ) обладают высокой растворимостью в воде, если не остеклованы в нерастворимом боросиликатном стекле . ^[77]
• Неопределенные затраты на вывод из эксплуатации . Очистка эксперимента с расплавленно-солевым реактором обошлась примерно в 130 миллионов долларов для небольшого энергоблока мощностью 8 МВт (тепл.). Большая часть высоких затрат была вызвана неожиданным выделением фтора и гексафторида урана из солей холодного топлива при хранении, которые ORNL не выгружала и не хранила правильно, но теперь это было учтено при проектировании MSR. ^[76] Кроме того, исходя из предыдущего опыта, затраты на вывод из эксплуатации не сильно зависят от размера станции, ^[78] и затраты возникают в конце срока службы станции, поэтому достаточно небольшой платы за киловатт-час. Например, реакторная установка GWe производит более 300 миллиардов кВтч электроэнергии в течение 40 лет, поэтому плата за вывод из эксплуатации в размере 0,001 доллара США за кВтч приносит 300 миллионов долларов США плюс проценты в конце срока службы станции. ^{[ нужна цитата ]}
• Накопление благородных металлов . Некоторые радиоактивные продукты деления, такие как благородные металлы , откладываются на трубах. Необходимо разработать новое оборудование, такое как губчатые картриджи из никелевой ваты, для фильтрации и улавливания благородных металлов во избежание их накопления. ^{[ нужна цитата ]}
• Ограниченный срок службы графита . Компактные конструкции имеют ограниченный срок службы графитового замедлителя и сепаратора топлива/воспроизводящего контура. Под воздействием быстрых нейтронов графит сначала сжимается, затем бесконечно расширяется, пока не становится очень слабым и не может расколоться, создавая механические проблемы и заставляя графит поглощать достаточное количество продуктов деления, чтобы отравить реакцию. ^[79] В двухжидкостной конструкции 1960 года расчетный период замены графита составлял четыре года. ^{[1] : 3} Удаление графита из герметичных трубопроводов стало основным стимулом к ​​переходу на одножидкостную конструкцию. ^{[18] : 3} Для замены этой большой центральной части требуется оборудование с дистанционным управлением. Проекты MSR должны предусматривать такую ​​замену. В реакторе с расплавленной солью практически все топливо и продукты деления можно подавать по трубопроводу в сборный бак. Лишь часть одного процента продуктов деления попадает в графит, главным образом из-за того, что продукты деления врезаются в графит. Это делает поверхность графита радиоактивной, и без переработки/удаления хотя бы поверхностного слоя образуется довольно объемный поток отходов. Удаление поверхностного слоя и переработка оставшегося графита могли бы решить эту проблему. ^{[ оригинальное исследование? ]} Существует несколько методов переработки или утилизации графита ядерного замедлителя. ^[80] Графит инертен и неподвижен при низких температурах, поэтому при необходимости его можно легко хранить или закапывать. ^[80] По крайней мере, в одной конструкции использовались графитовые шарики (камешки), плавающие в соли, которые можно было извлекать и непрерывно проверять, не останавливая реактор. ^[81] Снижение удельной мощности увеличивает срок службы графита. ^{[82] : 10} Для сравнения: в твердотопливных реакторах обычно каждые 12–24 месяца заменяется 1/3 топливных элементов, включая все содержащиеся в них высокорадиоактивные продукты деления. Обычно это делается под защитным и охлаждающим слоем воды.
• Положительная обратная связь по реактивности, вызванная графитом . Когда графит нагревается, он увеличивает деление U-233, вызывая нежелательную положительную обратную связь. ^[42] В конструкции LFTR следует избегать определенных комбинаций графита и соли, а также определенной геометрии сердцевины. Если эту проблему решить путем использования достаточного количества графита и, следовательно, хорошо термически обработанного спектра, будет трудно достичь безубыточности размножения. ^[42] Альтернатива использованию небольшого количества графита или его отсутствию приводит к более быстрому спектру нейтронов. Это требует большого количества делящихся ядер и увеличивает радиационный ущерб. ^[42]
• Ограниченная растворимость плутония . Фториды плутония, америция и кюрия встречаются в виде трифторидов, что означает, что к ним присоединены три атома фтора ( PuF
  ₃, АмФ
  ₃, смф
  ₃). Такие трифториды имеют ограниченную растворимость в соли-носителе FLiBe. Это усложняет запуск, особенно для компактной конструкции, в которой используется меньший запас первичной соли. Конечно, исключение отходов, несущих плутоний, из процесса запуска является еще лучшим решением, и это не будет проблемой. Растворимость можно повысить, работая с меньшим количеством фторида бериллия или без него (который не растворяет трифториды) или работая при более высокой температуре ^{[ нужна ссылка ]} (как и в случае с большинством других жидкостей, растворимость увеличивается с температурой). Ядро с тепловым спектром и меньшей удельной мощностью не имеет проблем с растворимостью плутония.
• Риск распространения в результате переработки . Эффективная переработка подразумевает риск распространения . LFTR можно использовать и для работы с плутонием из других реакторов. Однако, как указано выше, плутоний химически трудно отделить от тория, и плутоний нельзя использовать в бомбах, если он разбавлен большим количеством тория. Кроме того, плутоний, производимый в ториевом топливном цикле, состоит в основном из Pu-238 , который производит высокие уровни спонтанных нейтронов и остаточного тепла, что делает невозможным создание бомбы деления только с этим изотопом и чрезвычайно трудно создать бомбу, содержащую даже очень небольшой процент этого. Уровень тепловыделения 567 Вт/кг ^[83] означает, что ядро ​​бомбы из этого материала будет непрерывно производить несколько киловатт тепла. Единственный путь охлаждения — это проводимость через окружающие взрывоопасные слои, которые являются плохими проводниками. Это создает неконтролируемо высокие температуры, которые могут разрушить сборку. Скорость спонтанного деления 1204 кБк/г ^[83] более чем в два раза выше, чем у Pu-240 . Даже очень небольшой процент этого изотопа резко снизил бы мощность бомбы из-за «преддетонации» из-за нейтронов спонтанного деления, запускающих цепную реакцию, вызывающую «шипение » , а не взрыв. Сама переработка предполагает автоматическую обработку в полностью закрытой и герметичной горячей камере, что усложняет перенаправление. По сравнению с сегодняшними методами экстракции, такими как PUREX, пиропроцессы недоступны и производят нечистые делящиеся материалы, часто с большим количеством загрязнений продуктами деления. Хотя это и не проблема для автоматизированной системы, это создает серьезные трудности для потенциальных распространителей. ^{[ нужна цитата ]}
• Риск распространения из-за разделения протактиния . Компактные конструкции могут размножаться только с использованием быстрого разделения протактиния, что представляет собой риск распространения, поскольку это потенциально дает доступ к 233-U высокой чистоты. Это сложно, поскольку 233-U из этих реакторов будет загрязнен 232-U, источником высокого гамма-излучения, что потребует защитной установки горячего обогащения ^[63] как возможного пути к материалу оружейного качества . По этой причине коммерческие энергетические реакторы, возможно, придется проектировать без разделения. На практике это означает либо отказ от размножения, либо работу с меньшей удельной мощностью. Двухжидкостная конструкция может работать с бланкетом большего размера и сохранять ядро ​​с высокой плотностью мощности (в котором нет тория и, следовательно, нет протактиния). ^{[ нужна цитата ]} Однако группа инженеров-ядерщиков утверждает в журнале Nature (2012), что путь протактиния возможен и что торий, таким образом, «не так безвреден, как предполагалось…». ^[84]
• Распространение нептуния-237 . В конструкциях, в которых используется фторатор, Np-237 появляется вместе с ураном в виде газообразного гексафторида и может быть легко отделен с использованием абсорбционных слоев твердых фторидных таблеток. Никто не создал такую ​​бомбу, но значительное поперечное сечение быстрого деления Np-237 и низкая критическая масса предполагают такую ​​возможность. ^[85] Когда Np-237 хранится в реакторе, он превращается в короткоживущий Pu-238. Все реакторы производят значительное количество нептуния, который всегда присутствует в высоком (моно)изотопном качестве и легко извлекается химическим путем. ^[85]
• Нейтронное отравление и производство трития из лития-6 . Литий-6 является сильным нейтронным ядом; использование LiF с природным литием с содержанием лития-6 7,5% предотвращает запуск реакторов. Высокая плотность нейтронов в ядре быстро превращает литий-6 в тритий , теряя нейтроны, необходимые для поддержания безубыточного воспроизводства. Тритий — радиоактивный изотоп водорода, который по химическому составу почти идентичен обычному водороду. ^[86] В МСР тритий весьма подвижен, поскольку в своей элементарной форме он быстро диффундирует через металлы при высокой температуре. Если литий изотопно обогащен литием-7 и уровень разделения изотопов достаточно высок (99,995% лития-7), количество производимого трития составляет всего несколько сотен граммов в год для реактора мощностью 1 ГВт. Это гораздо меньшее количество трития получается в основном в результате реакции литий-7-тритий и из бериллия, который может производить тритий косвенно, сначала превращаясь в производящий тритий литий-6. В конструкциях LFTR, в которых используется соль лития, выбран изотоп лития-7 . В MSRE литий-6 был успешно удален из топливной соли путем изотопного обогащения. Поскольку литий-7 как минимум на 16% тяжелее лития-6 и является наиболее распространенным изотопом, добыть литий-6 сравнительно легко и недорого. Вакуумная перегонка лития достигает эффективности до 8% на стадию и требует только нагрева в вакуумной камере. ^[87] Однако примерно одно деление из 90 000 производит гелий-6 , который быстро распадается до лития-6, а одно деление из 12 500 производит непосредственно атом трития (во всех типах реакторов). Практические MSR работают под слоем сухого инертного газа, обычно гелия. LFTR дают хороший шанс восстановить тритий, поскольку он не сильно разбавлен водой, как в реакторах CANDU. Существуют различные методы улавливания трития, такие как гидридирование его до титана, ^[88] окисление его до менее подвижных (но все же летучих) форм, таких как фторборат натрия или расплавленная нитратная соль, или улавливание его в газе энергетического цикла турбины и его дегазация с помощью гранулы оксида меди. ^{[89] : 41} Компания ORNL разработала систему теплоносителя вторичного контура, которая химически улавливает остаточный тритий, чтобы его можно было удалить из вторичного теплоносителя, а не диффундировать в энергетический цикл турбины. В ORNL подсчитали, что это позволит снизить выбросы трития до приемлемого уровня. ^[86]
• Коррозия из-за теллура . Реактор производит небольшое количество теллура в качестве продукта деления. В MSRE это вызвало небольшую коррозию на границах зерен специального никелевого сплава Hastelloy -N. Металлургические исследования показали, что добавление 1–2% ниобия в сплав Hastelloy -N повышает стойкость к коррозии теллуром. ^{[54] : 81–87} Поддержание соотношения УФ4/ УФ
  ₃до менее 60 снижает коррозию за счет незначительного восстановления топливной соли. MSRE постоянно контактировал с текущей топливной солью с помощью стержня из бериллиевого металла, погруженного в клетку внутри чаши насоса. Это вызвало нехватку фтора в соли, в результате чего теллур превратился в менее агрессивную (элементарную) форму. Этот метод также эффективен для снижения коррозии в целом, поскольку в процессе деления образуется больше атомов фтора, которые в противном случае могли бы атаковать конструкционные металлы. ^{[90] : 3–4}
• Радиационное повреждение никелевых сплавов . Стандартный сплав Hastelloy N оказался хрупким под действием нейтронного излучения. Нейтроны вступили в реакцию с никелем, образовав гелий. Этот газообразный гелий концентрировался в определенных точках внутри сплава, где увеличивались напряжения. Компания ORNL решила эту проблему, добавив в Hastelloy N 1–2% титана или ниобия. Это изменило внутреннюю структуру сплава, так что гелий стал распределяться более тонко. Это сняло напряжение и позволило сплаву выдерживать значительный поток нейтронов. Однако максимальная температура ограничена примерно 650 °C. ^[91] Может потребоваться разработка других сплавов. ^[92] Внешняя стенка сосуда, содержащая соль, может иметь нейтронно-физическую защиту, например, из карбида бора, для эффективной защиты от нейтронного повреждения. ^[93]
• Бизнес-модель . Сегодняшние поставщики твердотопливных реакторов получают долгосрочную прибыль за счет производства топлива. ^{[ сомнительно ]} Без какого-либо топлива для производства и продажи LFTR примет другую бизнес-модель. Чтобы сделать этот бизнес жизнеспособным, потребуется значительный барьер для входных затрат. Существующая инфраструктура и поставщики комплектующих ориентированы на реакторы с водяным охлаждением. Рынок тория и добыча тория невелики, поэтому необходимая значительная инфраструктура пока не существует. У регулирующих органов меньше опыта в регулировании ториевых реакторов, что создает вероятность длительных задержек. ^{[ нужна цитата ]}
• Развитие энергетического цикла . Для достижения максимальной эффективности необходима разработка большой гелиевой турбины или турбины, работающей на сверхкритическом углекислом газе. Эти газовые циклы предлагают многочисленные потенциальные преимущества для использования с реакторами, работающими на расплавленном солевом топливе или охлаждаемыми расплавленной солью. ^[94] Эти замкнутые газовые циклы сталкиваются с проблемами проектирования и инженерными работами по масштабированию коммерческих турбогенераторных установок. ^[95] Стандартную сверхкритическую паровую турбину можно было использовать с небольшим снижением эффективности (чистый КПД MSBR был рассчитан примерно на 44% при использовании старой паровой турбины 1970-х годов). ^[96] Еще предстоит разработать парогенератор из расплавленной соли. В настоящее время парогенераторы на расплавленной нитратной соли используются на концентрированных солнечных тепловых электростанциях, таких как Andasol в Испании. Такой генератор можно было бы использовать для MSR в качестве третьего циркуляционного контура, где он также будет улавливать любой тритий, диффундирующий через первичный и вторичный теплообменник ^[97].

Недавние улучшения

Фуджи МСР

FUJI MSR представлял собой конструкцию термического реактора - размножителя ториевого топливного цикла мощностью от 100 до 200 МВт , работающего на расплавленной соли, в котором использовалась технология, аналогичная эксперименту с реактором Национальной лаборатории Ок-Риджа. Его разрабатывал консорциум, в который входили представители Японии, США и России. Будучи реактором-размножителем, он преобразует торий в ядерное топливо. ^[98] Промышленная группа представила обновленные планы относительно FUJI MSR в июле 2010 года. ^[99] Они прогнозировали стоимость 2,85 цента за киловатт-час. ^[100]

Консорциум IThEMS планировал сначала построить реактор MiniFUJI мощностью 10 МВт той же конструкции гораздо меньшего размера, как только он получит дополнительное финансирование в размере 300 миллионов долларов, но IThEMS закрылся в 2011 году после того, как не смог обеспечить адекватное финансирование. Новая компания Thorium Tech Solution (TTS) была основана в 2011 году Кадзуо Фурукавой, главным научным сотрудником IThEMS, и Масааки Фурукавой. TTS приобрела дизайн FUJI и некоторые связанные с ним патенты.

Китайский проект MSR по тории

Китайская Народная Республика инициировала проект исследований и разработок в области технологии ториевого реактора на расплавленной соли. ^[101] Официально об этом было объявлено на ежегодной конференции Китайской академии наук (CAS) в январе 2011 года. Ее конечной целью является исследование и разработка ядерной системы на основе расплавленной соли на основе тория примерно за 20 лет. ^{[102] [103]} Ожидаемым промежуточным результатом исследовательской программы TMSR является строительство исследовательского реактора с галечным слоем мощностью 2 МВт, охлаждаемого фторидной солью, в 2015 году и исследовательского реактора мощностью 2 МВт, работающего на расплавленной соли, в 2017 году. За этим последует 10 Реактор-демонстратор МВт и пилотный реактор мощностью 100 МВт. ^{[104] [105]} Проект возглавляет Цзян Мяньхэн , стартовый бюджет которого составляет 350 миллионов долларов, и в нем уже задействовано 140 ученых-докторов наук, работающих полный рабочий день над исследованиями реактора на расплавленной соли тория в Шанхайском институте прикладной физики. По состоянию на 2015 год расширение штата увеличилось до 700 человек. ^[106] По состоянию на 2016 год их план состоит в том, что пилотный LFTR мощностью 10 МВт, как ожидается, будет введен в эксплуатацию в 2025 году, а версия на 100 МВт должна последовать в 2035 году. ^[107]

В конце августа 2021 года Шанхайский институт прикладной физики (SINAP) завершил строительство экспериментального реактора на расплавленной соли тория мощностью 2 МВт (теплового) в Увэй, Ганьсу , известного как TMSR-LF1 . ^[108] Китай планирует продолжить эксперимент с версией мощностью 373 МВт к 2030 году. ^[109]

Флайб Энерджи

Кирк Соренсен, бывший ученый НАСА и главный ядерный технолог Teledyne Brown Engineering , долгое время был пропагандистом ториевого топливного цикла и, в частности, реакторов с жидким фторидом тория. Впервые он исследовал ториевые реакторы, работая в НАСА, одновременно оценивая проекты электростанций, подходящих для лунных колоний. Материалы об этом топливном цикле было на удивление трудно найти, поэтому в 2006 году Соренсен запустил «energyfromthorium.com», хранилище документов, форум и блог для продвижения этой технологии. В 2006 году Соренсен ввел термин « реактор с жидким фторидом тория » и номенклатуру LFTR для описания подмножества конструкций реакторов с расплавленными солями, основанных на жидком фторидно-солевом топливе с преобразованием тория в уран-233 в тепловом спектре. В 2011 году Соренсен основал Flibe Energy, компанию, которая первоначально намеревалась разработать конструкции небольших модульных реакторов LFTR мощностью 20–50 МВт для питания военных баз; Соренсен отметил, что в контексте современной ядерной нормативной и политической среды США легче продвигать новые военные проекты, чем проекты гражданских электростанций. ^{[110] [111]} Независимая оценка технологий, координируемая с EPRI и Southern Company, представляет собой наиболее подробную информацию, доступную на данный момент, о предлагаемой Flibe Energy конструкции LFTR. ^[112]

Thorium Energy Generation Pty. Limited (TEG)

Thorium Energy Generation Pty. Limited (TEG) — австралийская научно-исследовательская компания, занимающаяся коммерческой разработкой реакторов LFTR по всему миру, а также систем с ториевым ускорителем . По состоянию на июнь 2015 года TEG прекратила свою деятельность.

Фонд Элвина Вайнберга

Фонд Элвина Вайнберга — британская благотворительная организация, основанная в 2011 году и занимающаяся повышением осведомленности о потенциале энергии тория и LFTR. Он был официально запущен в Палате лордов 8 сентября 2011 года. ^{[113] [114] [115]} Он назван в честь американского физика-ядерщика Элвина М. Вайнберга , который был пионером в исследованиях ториевого реактора на расплавленной соли .

Торкон

Ядерный реактор ThorCon — это предлагаемый плавучий реактор на расплавленной соли, разработанный американской компанией Thorcon. Двухреакторный блок предназначен для изготовления на сборочной линии на верфи и доставки на барже к любому берегу океана или крупного водного пути. Реакторы должны поставляться в запечатанном виде и никогда не открываться на площадке. Все техническое обслуживание реактора и обработка топлива выполняются за пределами площадки.

Группа ядерных исследований и консультирования

5 сентября 2017 года Голландская группа ядерных исследований и консультаций объявила, что исследования по облучению расплавленных солей фторида тория внутри высокопоточного реактора Петтена продолжаются. ^[116]

Смотрите также

• Реактор IV поколения
• Ядерная энергетика на основе тория
• Список конструкций малых ядерных реакторов
• Пассивная ядерная безопасность
• Малый модульный реактор
• Ториевый энергетический альянс
• Подкритический реактор с ускорителем
• Усилитель энергии

Рекомендации

1. ЛеБлан, Дэвид (2010). «Реакторы на расплавах солей: новое начало старой идеи» (PDF) . Ядерная инженерия и дизайн . 240 (6): 1644. doi :10.1016/j.nucengdes.2009.12.033.
2. Грин, Шеррел (май 2011 г.). Высокотемпературные реакторы с фторидным солевым теплоносителем – состояние технологии и стратегия развития . ИКЕНЕС-2011. Сан-Франциско, Калифорния.
3. Стенгер, Виктор (12 января 2012 г.). «LFTR: долгосрочное энергетическое решение?». Хаффингтон Пост .
4. Уильямс, Стивен (16 января 2015 г.). «Реакторы на расплавленной соли: будущее зеленой энергетики?». ЗМЭ Наука . Проверено 12 августа 2015 г.
5. Warmflash, Дэвид (16 января 2015 г.). «Ториевая энергетика – более безопасное будущее ядерной энергетики». Откройте для себя журнал . Архивировано из оригинала 21 января 2015 года . Проверено 22 января 2015 г.
6. ВВЕРХ (29 сентября 1946 г.). «Секрет атомной энергии, изложенный на языке, понятном публике». Питтсбург Пресс . Проверено 18 октября 2011 г.
7. ВВЕРХ (21 октября 1946 г.). «Третий обнаженный ядерный источник». Новости Таскалузы . Проверено 18 октября 2011 г.
8. Харгрейвс, Роберт; Мойр, Ральф (июль 2010 г.). «Реакторы с жидким фторидом тория: переосмысление старой идеи в ядерной энергетике» (PDF) . Американский учёный . 98 (4): 304–313. дои : 10.1511/2010.85.304. Архивировано из оригинала (PDF) 8 декабря 2013 года.
9. Синтез тяжелых элементов. Gesellschaft für Schwerionenforschung. gsi.de
10. Сотрудничество KamLAND; Гандо, Ю.; Ичимура, К.; Икеда, Х.; Иноуэ, К.; Кибе, Ю.; Кисимото, Ю.; Кога, М.; Минекава, Ю.; и другие. (17 июля 2011 г.). «Частичная радиогенная тепловая модель Земли, выявленная с помощью измерений геонейтрино» (PDF) . Природа Геонауки . 4 (9): 647–651. Бибкод : 2011NatGe...4..647K. дои : 10.1038/ngeo1205.
11. «Ранняя программа лаборатории по подводным реакторам проложила путь для современных атомных электростанций» . Наследие ядерной науки и технологий Аргонны . Аргоннская национальная лаборатория . 1996.
12. Соренсен, Кирк (2 июля 2009 г.). «Уроки для жидко-фторидного ториевого реактора» (PDF) . Маунтин-Вью, Калифорния. Архивировано из оригинала (PDF) 12 декабря 2011 года.
13. Розенталь, М.; Бриггс, Р.; Хаубенрайх, П. «Программа реактора на расплавленной соли: полугодовой отчет о ходе работ за период, заканчивающийся 31 августа 1971 г.» (PDF) . ОРНЛ-4728. Окриджская национальная лаборатория . {{cite journal}}: Требуется цитировать журнал |journal=( помощь )
14. Макферсон, HG (1 августа 1985 г.). «Приключение в реакторе с расплавленной солью». Ядерная наука и инженерия . 90 (4): 374–380. Бибкод : 1985NSE....90..374M. дои : 10.13182/NSE90-374. Архивировано из оригинала 4 июня 2011 года.
15. Вайнберг, Элвин (1997). Первая ядерная эра: жизнь и времена технологического наладчика. Том. 48. Спрингер . стр. 63–64. Бибкод : 1995PhT....48j..63W. дои : 10.1063/1.2808209. ISBN 978-1-56396-358-2. {{cite book}}: |journal=игнорируется ( помощь )
16. «ORNL: Первые 50 лет - Глава 6: Реагирование на социальные потребности» . Архивировано из оригинала 16 сентября 2012 года . Проверено 12 ноября 2011 г.
17. «Плутоний». Всемирная ядерная ассоциация . Март 2012 г. Архивировано из оригинала 30 марта 2010 г. Проверено 28 июня 2012 г. Наиболее распространенным изотопом, образующимся в типичном ядерном реакторе, является делящийся изотоп Pu-239, образующийся в результате захвата нейтронов из U-238 (с последующим бета-распадом) и который дает почти ту же энергию, что и деление U-235. Значительно более половины плутония, образующегося в активной зоне реактора, потребляется на месте и отвечает за около трети общей тепловой мощности легководного реактора (LWR).(Обновлено)
18. Розенталь; МВт; и другие. (август 1972 г.). «Состояние разработки реакторов-размножителей расплавленной соли» (PDF) . ОРНЛ-4812. Окриджская национальная лаборатория . {{cite journal}}: Требуется цитировать журнал |journal=( помощь )
19. Розенталь, МВт; Кастен, PR; Бриггс, РБ (1970). «Реакторы на расплавленной соли - история, состояние и потенциал» (PDF) . Ядерные приложения и технологии . 8 (2): 107–117. дои : 10.13182/NT70-A28619.
20. Раздел 5.3, WASH 1097 «Использование тория в ядерных энергетических реакторах», доступен в формате PDF из документов по жидкогалогенным реакторам, доступ к которым открыт 23 ноября 2009 г.
21. Бриггс, РБ (ноябрь 1964 г.). «Полугодовой отчет о ходе реализации программы реактора на расплавленной соли за период, закончившийся 31 июля 1964 года» (PDF) . ОРНЛ-3708. Окриджская национальная лаборатория. {{cite journal}}: Требуется цитировать журнал |journal=( помощь )
22. Фурукава; КА; и другие. (2008). «Дорожная карта для реализации глобального топливного цикла воспроизводства тория с помощью единого потока расплавленного фторида». Преобразование энергии и управление . 49 (7): 1832. doi :10.1016/j.enconman.2007.09.027.
23. Харгрейвс, Роберт; Мойр, Ральф (январь 2011 г.). «Ядерные реакторы на жидком топливе». Форум по физике и обществу . 41 (1): 6–10.
24. Робертсон, RC; Бриггс, РБ; Смит, Огайо; Беттис, ES (1970). «Исследование конструкции двухжидкостного реактора-размножителя на расплавленной соли (статус на 1 января 1968 г.)». ОРНЛ-4528. Окриджская национальная лаборатория . дои : 10.2172/4093364 . {{cite journal}}: Требуется цитировать журнал |journal=( помощь )
25. Робертсон, RC (июнь 1971 г.). «Концептуальное проектирование одножидкостного реактора-размножителя на расплавленной соли» (PDF) . ОРНЛ-4541. Окриджская национальная лаборатория . {{cite journal}}: Требуется цитировать журнал |journal=( помощь )
26. ЛеБлан, Дэвид (май 2010 г.). «Слишком хорошо, чтобы оставить на полке». Машиностроение . 132 (5): 29–33. doi : 10.1115/1.2010-2 мая .
27. Хаф, Шейн (4 июля 2009 г.) Сверхкритический цикл Ренкина. if.uidaho.edu
28. «Национальная лаборатория Ок-Риджа: новый подход к проектированию парогенераторов для электростанций реакторов на расплавленной соли» (PDF) . Moltensalt.org . Проверено 24 октября 2012 г.
29. Сабхарвалл, Пиюш; Ким, Юнг С.; МакКеллар, Майкл; Андерсон, Нолан (апрель 2011 г.). Варианты технологического теплообменника для высокотемпературного реактора на основе фторидной соли (PDF) (отчет). Национальная лаборатория Айдахо. Архивировано из оригинала (PDF) 8 августа 2014 года . Проверено 4 мая 2012 г.
30. "В Израиле открылась "Цветочная держава"" (Новости) . Энель Грин Пауэр. 10 июля 2009 г. {{cite journal}}: Цитировать журнал требует |journal=( помощь ) ^{[ неработающая ссылка ]}
31. «Пирохимические разделения в ядерных приложениях: отчет о состоянии» (PDF) . Проверено 24 октября 2012 г.
32. Форсберг, Чарльз В. (2006). «Пробелы в технологии реакторов на расплавленной соли» (PDF) . Материалы Международного конгресса по достижениям в области атомных электростанций 2006 г. (ICAPP '06) . Архивировано из оригинала (PDF) 29 октября 2013 года . Проверено 7 апреля 2012 г.
33. «Материалы LIFE: расплавленное солевое топливо, том 8» (PDF) . Электронные отчеты-ext.11nl.gov . Проверено 24 октября 2012 г.
34. «Дистиллация расплавленных фторидных смесей при низком давлении: нерадиоактивные испытания для эксперимента по дистилляции MSRE; 1971, ORNL-4434» (PDF) . Проверено 24 октября 2012 г.
35. «Проектные исследования реакторов-размножителей на расплавленной соли мощностью 1000 МВт (эл.); 1966, ORNL-3996» (PDF) . Проверено 24 октября 2012 г.
36. «Инженерные испытания процесса переноса металла для извлечения редкоземельных продуктов деления из топливной соли реактора-размножителя с расплавленной солью; 1976, ORNL-5176» (PDF) . Проверено 24 октября 2012 г.
37. Конокар, Оливье; Дуйер, Николя; Глатц, Жан-Поль; Лакеман, Жером; Мальмбек, Рикард и Серп, Жером (2006). «Перспективные пирохимические процессы разделения актинидов и лантаноидов с использованием алюминия» . Ядерная наука и инженерия . 153 (3): 253–261. Бибкод : 2006NSE...153..253C. doi : 10.13182/NSE06-A2611. S2CID  91818903.
38. «Реакторы на расплавленной соли: новое начало старой идеи» (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 4 октября 2013 года . Проверено 24 октября 2012 г.
39. «Потенциал ториевых реакторов на расплавленной соли» (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 22 января 2012 года . Проверено 24 октября 2012 г.
40. «6-я Международная летняя студенческая школа по методам ядерной физики и ускорителям в биологии и медицине (июль 2011 г., ОИЯИ Дубна, Россия)» (PDF) . Uc2.jinr.ru. Архивировано из оригинала (PDF) 15 мая 2013 года . Проверено 24 октября 2012 г.
41. Купер, Н.; Минаката, Д.; Бегович, М.; Криттенден, Дж. (2011). «Следует ли нам рассмотреть возможность использования реакторов с жидким фторидом тория для производства электроэнергии?». Экологические науки и технологии . 45 (15): 6237–8. Бибкод : 2011EnST...45.6237C. дои : 10.1021/es2021318 . ПМИД  21732635.
42. Матье, Л.; Хойер, Д.; Бриссо, Р.; Гарзенн, К.; Ле Брун, К.; Лекарпантье, Д.; Лиатар, Э.; Луазо, Ж.-М.; Меплан, О.; и другие. (2006). «Ториевый реактор на расплавленной соли: переход от MSBR» (PDF) . Прогресс в атомной энергетике . 48 (7): 664–679. arXiv : nucl-ex/0506004 . doi :10.1016/j.pnucene.2006.07.005. S2CID  15091933.
43. «Инженерная база данных теплофизических и термохимических свойств жидких солей» (PDF) . Inl.gov. Архивировано из оригинала (PDF) 8 августа 2014 года . Проверено 24 октября 2012 г.
44. «Глава 13: Конструкционные материалы для реакторов с расплавленной солью» (PDF) . Moltensalt.org . Проверено 24 октября 2012 г.
45. «Реакторы на расплавленной соли термического и быстрого спектра для сжигания актинидов и производства топлива» (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 19 января 2012 года . Проверено 24 октября 2012 г.
46. Деванни, Джек. «Простые реакторы на расплавленной соли: время мужественного нетерпения» (PDF) . C4tx.org. Архивировано из оригинала (PDF) 23 сентября 2015 года . Проверено 24 октября 2012 г.
47. Мойр, RW (2008). «Рекомендации по возобновлению разработки реактора на расплавах солей» (PDF) . Преобразование энергии и управление . 49 (7): 1849–1858. doi : 10.1016/j.enconman.2007.07.047.
48. Леблан, Д. (2010). «Реакторы на расплавах солей: новое начало старой идеи». Ядерная инженерия и дизайн . 240 (6): 1644. doi :10.1016/j.nucengdes.2009.12.033.
49. «Влияние ксенона-135 на работу реактора» (PDF) . Cnta.com . Проверено 24 октября 2012 г.
50. «Оценка потенциальных теплоносителей на основе расплавленных солей для усовершенствованного высокотемпературного реактора (AHTR) - ORNL-TM-2006-12» (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 26 сентября 2012 года . Проверено 24 октября 2012 г.
51. «Модульная система пассивного отвода тепла от распада, инициируемая лучистым теплом, для реакторов с солевым охлаждением» (PDF) . Ornl.gov. Архивировано из оригинала (PDF) 21 октября 2008 года . Проверено 24 октября 2012 г.
52. Ториевый топливный цикл, Серия симпозиумов AEC, 12, USAEC, февраль 1968 г.
53. «Использование LTFR для минимизации отходов актинидов» (PDF) . Thoriumenergyasliance.com. Архивировано из оригинала (PDF) 15 мая 2013 года . Проверено 24 октября 2012 г.
54. Энгель, младший; Граймс, WR; Бауман, ХФ; Маккой, HE; Диринг, Дж. Ф.; Роудс, Вашингтон (1980). Концептуальные проектные характеристики денатурированного жидкосолевого реактора с прямоточной загрузкой топлива (PDF) . Национальная лаборатория Ок-Ридж, Теннесси. ОРНЛ/ТМ-7207. Архивировано из оригинала (PDF) 14 января 2010 года . Проверено 22 ноября 2011 г.
55. Харгрейвс, Роберт и Мойр, Ральф (27 июля 2011 г.). «Ядерные реакторы на жидком топливе». Апс.орг . Проверено 3 августа 2012 г.
56. «На горизонте ядерная энергетика» . Архивировано из оригинала 22 июля 2016 года . Проверено 26 января 2016 г. .
57. Сильвен, Дэвид; и другие. (март – апрель 2007 г.). «Возвращаясь к торий-урановому ядерному топливному циклу» (PDF) . Новости еврофизики . 38 (2): 24–27. Бибкод : 2007ENews..38b..24D. дои : 10.1051/EPN:2007007 .
58. «Изображение на основе» . Thoriumenergyalliance.com. Архивировано из оригинала (PDF) 5 апреля 2012 года . Проверено 24 октября 2012 г.
59. Эванс-Притчард, Эмброуз (29 августа 2010 г.) Обама мог бы уничтожить ископаемое топливо в одночасье с помощью ядерного удара по торию. Телеграф. Проверено 24 апреля 2013 г.
60. «Национальная лаборатория Ок-Ридж: Резюме» (PDF) . Энергия из тория . Проверено 24 октября 2012 г.
61. «Реакторы на денатурированной расплавленной соли» (PDF) . Coal2nuclear.com . Проверено 24 октября 2012 г.
62. «Оценочная стоимость добавления третьей системы циркуляции соли для контроля миграции трития в MSBR мощностью 1000 МВт (эл.) [Диск 5]» (PDF) . Проверено 24 октября 2012 г.
63. Бонометти, Дж. «Реактор LFTR с жидким фторидом тория - каким должен был быть термоядерный синтез!» Презентация доступна на сайте www.energyfromthorium.com (2011 г.).
64. «Критические проблемы ядерных энергетических систем, использующих расплавленные фториды солей» (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 26 апреля 2012 года . Проверено 24 октября 2012 г.
65. Петерсон, Пер Ф.; Чжао Х. и Фукуда Г. (5 декабря 2003 г.). «Сравнение расплавленной соли и гелия высокого давления для промежуточного теплоносителя NGNP» (PDF) . Отчет Калифорнийского университета в Беркли UCBTH-03-004 . Архивировано из оригинала (PDF) 11 августа 2014 года.
66. «Продукты». Флайб Энерджи. Архивировано из оригинала 28 июня 2013 года . Проверено 24 октября 2012 г.
67. Буш, Р.П. (1991). «Восстановление металлов платиновой группы из высокоактивных радиоактивных отходов» (PDF) . Обзор платиновых металлов . 35 (4): 202–208. Архивировано из оригинала (PDF) 24 сентября 2015 года . Проверено 9 марта 2013 г.
68. «Ториевый топливный цикл – потенциальные преимущества и проблемы» (PDF) . Международное агентство по атомной энергии . Проверено 27 октября 2014 г.
69. Чан, Ховард; Цзян, Ихао; Левин, Сэм; Питтард, Крис; Цянь, Кевин; Ю, Пэм (8 декабря 2014 г.). Реакторы с жидким фторидом тория: сравнительный анализ и технико-экономическое обоснование традиционных ядерных установок (PDF) (технический отчет). Чикагский университет.
70. "Торий". Мировая ядерная .
71. Петерсон, Пер Ф. и Чжао, Хайхуа (29 декабря 2005 г.). «Предварительное описание конструкции VHTR для жидкой соли первого поколения с металлическими внутренними частями резервуара (AHTR-MI)» (PDF) . Отчет Калифорнийского университета в Беркли UCBTH-05-005 . Архивировано из оригинала (PDF) 1 января 2014 года.
72. Фей, Тинг; и другие. (16 мая 2008 г.). «МОДУЛЬНЫЙ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫЙ РЕАКТОР ADVANCE D С ГАЛЕЧНЫМ СЛОЕМ» (PDF) . Отчет Калифорнийского университета в Беркли UCBTH-08-001 . Архивировано из оригинала (PDF) 1 января 2014 года . Проверено 24 октября 2012 г.
73. «Ториевый реактор с расплавленной солью: запуск ториевого цикла при закрытии текущего топливного цикла» (PDF) . Проверено 24 октября 2012 г.
74. «Физический эксперимент с авиационным реактором» (PDF) . Moltensalt.org . Проверено 24 октября 2012 г.
75. Национальный исследовательский совет (США). Комитет по рекультивации захороненных и резервуарных отходов. Панель расплавленной соли (1997). Оценка альтернатив Министерства энергетики США по удалению и утилизации расплавленных солевых реакторных солей фторида. Пресса национальных академий. п. 15. ISBN 978-0-309-05684-7.
76. «Производство и рекомбинация фтора в замороженных солях MSR после работы реактора [Диск 5]» (PDF) . Проверено 24 октября 2012 г.
77. Форсберг, К.; Бем, Э.; Рудольф Дж. (2 декабря 1996 г.). Прямая переработка галогенсодержащих отходов в боросиликатное стекло (PDF) . Симпозиум II «Научные основы обращения с ядерными отходами» XX. Том. 465. Бостон, Массачусетс: Общество исследования материалов. стр. 131–137.
78. «Затраты на вывод из эксплуатации атомных электростанций» (PDF) . МАГАТЭ.орг. Архивировано из оригинала (PDF) 6 августа 2009 года . Проверено 24 октября 2012 г.
79. «Национальная лаборатория Ок-Ридж: поведение графита и его влияние на производительность MSBR» (PDF) . Moltensalt.org . Проверено 24 октября 2012 г.
80. "IAEA-TECDOC-1521" (PDF) . Проверено 24 октября 2012 г.
81. «Полугодовой отчет о проделанной работе за период, закончившийся 28 февраля 1970 г.» (PDF) . ORNL-4548: Программа реактора на расплавленной соли. п. 57. Архивировано из оригинала (PDF) 29 июня 2011 года . Проверено 6 июня 2015 г.
82. Родригес-Вьитес, Э.; Ловенталь, доктор медицины; Гринспен, Э.; Ан, Дж. (7 октября 2002 г.). Оптимизация реактора трансмутации расплавленной соли (PDF) . PHYSOR 2002. Сеул, Корея.
83. «Архив ядерного оружия - Полезные таблицы» . Проверено 31 августа 2013 г.
84. «Ториевое топливо имеет риски» . Проверено 16 октября 2015 г.
85. «Нептуний-237 и америций: мировые инвентаризации и проблемы распространения» (PDF) . Isis-online.org . Проверено 24 октября 2012 г.
86. «Распределение и поведение трития в технологической установке теплоносителя-соли [Диск 6]» (PDF) . Проверено 24 октября 2012 г.
87. Манели; ВД; и другие. (1960). «Металлургические проблемы в расплавленных фторидных системах». Прогресс в атомной энергетике . 2 : 164–179.
88. Хынг, ЛК (31 августа 2012 г.). «Титан для длительного хранения трития» (PDF) . Osti.gov. дои : 10.2172/10117162 . Проверено 24 октября 2012 г. {{cite journal}}: Требуется цитировать журнал |journal=( помощь )
89. Робертсон, RC (31 августа 2012 г.). «Концептуальное проектирование одножидкостного реактора-размножителя на расплавленной соли» (PDF) . Osti.gov. дои : 10.2172/4030941 . Проверено 24 октября 2012 г. {{cite journal}}: Требуется цитировать журнал |journal=( помощь )
90. Мойр; РВ; и другие. (2002). «Реакторы глубокого сжигания расплавленной соли» (заявка находится на рассмотрении) . ЛАБОРАТОРИЯ НЭ 2002-1. Министерство энергетики, Инициатива по исследованию ядерной энергии. {{cite journal}}: Требуется цитировать журнал |journal=( помощь )
91. «Состояние разработки материалов для реакторов на расплавах солей» (PDF) . Проверено 24 октября 2012 г.
92. [1] (52 МБ) Межкристаллитное растрескивание ИНОР-8 в MSRE,
93. «Потенциал реакторов на расплавленной соли тория: детальные расчеты и эволюция концепций с учетом крупного производства ядерной энергии» (PDF) . Hal.archives-ouvertes.fr . Проверено 24 октября 2012 г.
94. Чжао, Х. и Петерсон, Пер Ф. (25 февраля 2004 г.). «Эталонный проект системы преобразования энергии мощностью 2400 МВт (т) для энергетических систем деления и термоядерного синтеза с расплавленной солью» (PDF) . Отчет Калифорнийского университета в Беркли UCBTH-03-002 . Архивировано из оригинала (PDF) 1 января 2014 года.
95. Хи Чхон Нет; Джи Хван Ким; Хён Мин Ким (2007). «Обзор технологии гелиевых газовых турбин для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов». Ядерная инженерия и технологии . 39 (1): 21–30. дои : 10.5516/net.2007.39.1.021 .
96. «Концептуальное проектирование одножидкостного реактора-размножителя расплавленной соли» (PDF) . Energyfromthorium.com . Проверено 24 октября 2012 г.
97. «Соль-теплоноситель для генерации высокотемпературного пара [Диск 5]» (PDF) . Проверено 24 октября 2012 г.
98. Fuji MSR, стр. 821–856, январь 2007 г.
99. «IThEO представляет International Thorium Energy & Molten-Salt Technology Inc» . Международная организация по ториевой энергетике. 20 июля 2010 г. Архивировано из оригинала 27 июля 2010 г.
100. «Глава X. Общая информация, технические характеристики и рабочие характеристики MSR-FUJI» (PDF) .
101. Мартин, Ричард (1 февраля 2011 г.). «Китай лидирует в гонке за чистую ядерную энергетику». Проводная наука .
102. "未来核电站 安全"不挑食"". Whb.news365.com.cn. 26 января 2011 года. Архивировано из оригинала 17 июля 2012 года . Проверено 24 октября 2012 г.
103. Кларк, Дункан (16 февраля 2011 г.). «Китай вступает в гонку по развитию ядерной энергетики из тория». Хранитель . Лондон.
104. «Кунь Чен из Китайской академии наук по программе TMSR для ториевого реактора с расплавленной солью в Китае» . YouTube. 10 августа 2012 года . Проверено 24 октября 2012 г.
105. Халпер, Марк (30 октября 2012 г.). «Сроки завершения строительства китайского ториевого реактора на расплавленной соли сдвигаются» . Фонд Вайнберга. Архивировано из оригинала 21 апреля 2017 года . Проверено 17 апреля 2013 г.
106. Эванс-Притчард, Эмброуз (6 января 2013 г.). «Китай прокладывает путь к «чистой» атомной энергетике из тория». «Дейли телеграф» .
107. Брайан Ван (11 октября 2016 г.). «Обновленная информация о проектах реактора с жидким фторидом тория в Китае и США». Следующее большое будущее . Проверено 27 июня 2017 г.
108. "Китайский реактор на расплавленной соли готов к запуску" . 9 августа 2022 г.
109. Маллапати, Смрити (9 сентября 2021 г.). «Китай готовится к испытанию ядерного реактора на ториевом топливе». Природа . 597 (7876): 311–312. Бибкод : 2021Natur.597..311M. doi : 10.1038/d41586-021-02459-w. PMID  34504330. S2CID  237471852.
110. "Флайб Энерджи". Флайб Энерджи . Проверено 24 октября 2012 г.
111. «Новая Хантсвиллская компания по строительству ядерных реакторов на основе тория» . Huntsvillenewswire.com. 27 сентября 2011 года. Архивировано из оригинала 6 апреля 2012 года . Проверено 24 октября 2012 г.
112. «Программа технологических инноваций: технологическая оценка конструкции реактора на расплавленной соли - реактор с жидким фторидом тория (LFTR)» . ЭПРИ . 22 октября 2015 г. Архивировано из оригинала 10 марта 2016 г. Проверено 10 марта 2016 г.
113. Кларк, Дункан (9 сентября 2011 г.). «Сторонники тория создают группу давления» . Хранитель . Лондон.
114. «Фонд Вайнберга - Лондон: Фонд Вайнберга активизирует кампанию за безопасность, экологичность…» . Мой отдел новостей. 8 сентября 2011 г. Архивировано из оригинала 30 октября 2011 г. Проверено 24 октября 2012 г.
115. «Новая неправительственная организация, подогревающая интерес к безопасным ториевым ядерным реакторам» . БизнесЗеленый. 8 сентября 2011 года . Проверено 24 октября 2012 г.
116. "NRG: Подробности" .

дальнейшее чтение

• Харгрейвс, Роберт (2009). Цель высокая!: Энергия из тория, более дешевая, чем из угля, решает не только проблему глобального потепления (PDF) . Издательство BookSurge. ISBN 978-1-4392-2538-7. Архивировано из оригинала (PDF) 11 июня 2011 года.
• Мартин, Ричард (2012). SuperFuel: Торий, источник зеленой энергии будущего. Пэлгрейв Макмиллан . ISBN 978-0-230-11647-4.
• Купер, Н.; Минаката, Д.; Бегович, М.; Криттенден, Дж. (2011). «Следует ли нам рассмотреть возможность использования реакторов с жидким фторидом тория для производства электроэнергии?». Экологические науки и технологии . 45 (15): 6237–8. Бибкод : 2011EnST...45.6237C. дои : 10.1021/es2021318 . ПМИД  21732635.
• Восстановление Земли , Теодор Б. Тейлор и Чарльз К. Хампстон, 166 страниц, Harper & Row (1973) ISBN 978-0060142315 
• Устойчивая энергия – без горячего воздуха , Дэвид Дж. Маккей , 384 страницы, UIT Cambridge (2009) ISBN 978-0954452933 
• 2081: Обнадеживающий взгляд на будущее человечества , Джерард К. О'Нил , 284 страницы, Simon & Schuster (1981) ISBN 978-0671242572 
• Вторая ядерная эра: новый старт ядерной энергетики , Элвин М. Вайнберг и др., 460 страниц, Praeger Publishers (1985) ISBN 978-0275901837 
• Ториевый топливный цикл – потенциальные выгоды и проблемы , МАГАТЭ, 105 страниц (2005 г.) ISBN 978-9201034052 
• Ядерный императив: критический взгляд на приближающийся энергетический кризис (больше физики для президентов) , Джефф Эркенс, 212 страниц, Springer (2010) ISBN 978-9048186662 
• Лейн, Джеймс. А (1958). Жидкотопливные реакторы. Аддисон-Уэсли и AEC США. п. 972.
• Вигеланд Р., Тайво Т., Тодосов М., Хэлси В. и Гехин Дж. Исследование вариантов AFCI. США: Н.П., 2009. Интернет. дои: 10.2172/978356.

Внешние ссылки

• «Уран – это прошлый век – введите Торий, новое зеленое ядерное оружие» Статья в журнале Wired
• Является ли торий крупнейшим прорывом в энергетике со времен пожара? Возможно. Статья в Форбс
• Реакторы на расплавленной соли – Ральф Мойр

Видео

• TEDxYYC – Кирк Соренсен – Торий. презентация о LFTR на TEDxYYC 2011
• Реактор с жидким фторидом тория: каким должен был быть термоядерный синтез Google TechTalk, доктор Джо Бонометти НАСА / Военно-морская аспирантура
• Ториевый реактор на расплавленной соли: почему этого не произошло Google TechTalk Кирка Соренсена, изучающего историю разработки ториевого реактора на расплавленной соли в Ок-Ридже, политический климат и причины, повлекшие за собой отмену программы
• Кирк Соренсен – глобальная альтернатива @ TEAC4 Презентация Кирка Соренсена на конференции Thorium Energy Alliance № 4 в Чикаго.