Tórium üzemanyagciklus
A tórium üzemanyagciklus egy olyan nukleáris üzemanyagciklus , amely a Th-232 tórium izotópot használja hasadóanyagként . A reaktorban a Th-232 izotóp az U-233 hasadó mesterséges urán izotóppal alakul át , amely nukleáris üzemanyag egy nukleáris transzmutációs folyamat során . A természetes urántól eltérően a természetes tórium csak nyomokban tartalmaz hasadó anyagot (például Th-231-et), amely nem elegendő a nukleáris láncreakció elindításához . Az üzemanyagciklus ilyen körülmények között történő inicializálásához további hasadóanyagokra vagy további neutronforrásra van szükség. A tóriumos reaktorban a Th-232 elnyeli a neutronokat , és U-233-má alakul. Ez a folyamat hasonló az urántenyésztő reaktorokhoz , ahol az U-238 uránizotóp elnyeli a neutronokat, és így a hasadó Pu-239 izotóp keletkezik. A reaktor kialakításától és az üzemanyagciklustól függően a keletkező U-233 vagy in situ hasadó, vagy kémiailag elválasztják a kiégett nukleáris fűtőanyagtól , és új fűtőanyag előállítására használják fel.
A tórium üzemanyagciklusának számos potenciális előnye van az urán üzemanyagciklusához képest , beleértve a tórium nagyobb rendelkezésre állását , jobb fizikai és nukleáris tulajdonságokat, kevesebb plutónium- és aktinidák termelését, ami azt jelenti, hogy hagyományos könnyű vízben használják a nukleáris non-proliferációs rendszert. reaktorok [1] [2] (bár ez nem vonatkozik az olvadt só reaktorokra). [3] [4]
Történelem
A tóriumciklus iránti kezdeti érdeklődést a világ korlátozott uránkészletével kapcsolatos aggodalmak motiválták. Feltételezték, hogy az urántartalékok kimerülése után a tóriumot hasadóanyagként használják fel az uránhoz. Mivel azonban sok országban viszonylag nagyok az uránkészletek, a tórium üzemanyagciklusa iránti érdeklődés elhalványult. Figyelemre méltó kivétel volt India háromlépcsős atomenergia-programja. [5] A 21. században a tóriumban rejlő lehetőségek a nukleáris fegyverek elterjedésének megakadályozása és a nukleáris hulladéktermelés csökkentése terén új érdeklődést váltottak ki a tórium üzemanyagciklusa iránt. [6] [7] [8]
Az 1960 -as években az Oak Ridge National Laboratory -ban az U-233 izotópot üzemanyagként használó olvadt sóreaktoros kísérletek a tórium üzemanyagciklusának egy részét mutatták be. A tórium képességeinek értékeléséhez szükséges olvadt sóreaktor ( MSR) kísérletek során a tórium(IV)-fluoridot olvadék formájában használták, így nincs szükség üzemanyagcellák gyártására. A JSR programot 1976-ban zárták le, miután támogatóját, Alvin Weinberget elbocsátották. [9]
Carlo Rubbia 2006-ban javasolta az energiaerősítő (accelerator driven system, ADS) koncepcióját, amelyet a meglévő gyorsítótechnológiák segítségével új és biztonságos módszernek tekintett az atomenergia előállítására. A Rubbia koncepciója lehetőséget biztosít a nagy aktivitású nukleáris hulladék felhalmozódásának elkerülésére azáltal, hogy természetes tóriumból és szegényített uránból állít elő energiát . [10] [11]
Kirk Sorensen, a NASA egykori tudósa és a Flibe Energy vezető technológusa régóta a tóriumos üzemanyagciklus és különösen a folyékony fluorid tórium reaktor (LFTR) előmozdítója. Míg a NASA -nál dolgozott, először a tóriumos reaktorokat tárta fel a holdkolóniák táplálására szolgáló lehetőségként. 2006-ban Sorensen megalapította az "energyfromthorium.com" weboldalt, hogy népszerűsítse és terjessze az ezzel a technológiával kapcsolatos információkat. [12]
2011-ben a Massachusetts Institute of Technology arra a következtetésre jutott, hogy bár a tóriumos üzemanyagciklus alkalmazásának nincs jelentősebb műszaki akadálya, a könnyűvizes reaktorok megléte kevés ösztönzést hagy e technológia jelentős piaci behatolására. Ezért kicsi az esélye annak, hogy a tóriumciklus a potenciális előnyei ellenére felváltja a hagyományos uránt az atomenergia-piacon. [13]
A tórium nukleáris reakciói
"A tórium olyan, mint a nyers fa, először uránná kell alakítani, ahogy a nyers fát is meg kell szárítani, hogy meggyulladjon."
– Ratan Kumar Sinha, az Indiai Atomenergia Bizottság volt elnöke [14]A tóriumciklusban nukleáris üzemanyag képződik, amikor egy neutront befog a Th-232 izotóp (ez előfordulhat gyorsneutronreaktorban és termikus neutronreaktorban is ), amely a Th-233 izotópot állítja elő. Az utolsó izotóp instabil. Jellemzően egy elektront és egy antineutrínót ( ν ) bocsát ki a β folyamatban−
-bomlik és a protactinium Pa-233 izotópjává alakul . Ez az izotóp egy újabb β-bomláson megy keresztül, és U-233-má alakul, amely üzemanyagként használható:
![{\displaystyle {\ce {{\overset {neutron}{n}}+{^{232}_{90}Th}->{^{233}_{90}Th}->[\beta ^{- }]{^{233}_{91}Pa}->[\beta ^{-}]{\overset {üzemanyag}{^{233}_{92}U))))}](https://wikimedia.org/api/rest_v1/media/math/render/svg/f54ed9ab9c12691aba01cc0f642fa9b5ac661ea3)
Hasadási termék hulladék
A maghasadás során radioaktív hasadási termékek keletkeznek, amelyek felezési ideje néhány naptól több mint 200 000 évig terjedhet. Egyes tanulmányok szerint [15] a tóriumciklus képes teljesen újrahasznosítani az aktinidhulladékot, így csak a hasadási termékek maradnak hulladékként, és néhány száz év múlva a tóriumreaktorból származó hulladék kevésbé lesz mérgező, mint az uránérc, amelyet a alacsony dúsítású urán üzemanyag előállítása azonos teljesítményű könnyűvizes reaktorokhoz . Más tanulmányok azt mutatják, hogy bizonyos jövőbeni időszakokban az aktinid szennyeződés uralhatja a tóriumciklus hulladékát. [16]
Hulladék aktinidák
A reaktorban, amikor a neutronok hasadható atomokhoz (például az urán egyes izotópjaihoz) ütköznek, vagy széttörik az atommagot, vagy elnyelődnek benne, ami az elemek nukleáris átalakulását (transzmutációját) okozza. Az U-233 esetében a transzmutáció nagyobb valószínűséggel eredményez használható nukleáris üzemanyagot, mint a transzurán hulladék. Amikor az U-233 elnyel egy neutront, az vagy felhasad, vagy U-234 lesz. A termikus neutron abszorpciója esetén a hasadás valószínűsége körülbelül 92%, azaz a befogás és a hasadási valószínűség aránya körülbelül 1:12, ami jobb, mint az U-235 (1:6) vagy a Pu-re vonatkozó megfelelő adat. 239 és Pu-241 (mindkettő kb. 1:3). [17] [18] Az eredmény kevesebb transzurán hulladék, mint egy urán-plutónium üzemanyagciklust használó reaktor.
Az U-234, mint a legtöbb páros számú nuklid , nem hasad, hanem befog egy neutront, és U-235 lesz. Ha ez a hasadó izotóp egy neutron befogásakor nem hasad, U-236, Np-237, Pu-238, végül pedig hasadó Pu-239 és nehezebb plutónium izotópokká alakul . Az Np-237 eltávolítható az üzemanyagból és hulladékként tárolható, vagy plutóniummá alakítható, amely részben hasadó, részben Pu-242-vé, majd ameríciummá és kúriummá alakítható , amelyek viszont hulladékként ártalmatlaníthatók vagy visszaküldhetők. a reaktorba transzmutáció és hasadás céljából.
Azonban a Pa-231 (32 700 év felezési idővel), amely a Th-232-ből az ( n ,2 n ) reakcióval keletkezik (a Th-231 izotópon keresztül, amely aztán Pa-231-mé alakul). a kiégett fűtőelemek hosszú távú radiotoxicitásának fő tényezője.
Urán-232 szennyeződés
Ebben a folyamatban urán-232 is keletkezik az (n,2n) reakció során, amikor a gyors neutronok a Pa-233-on és Th-232-n keresztül a lánc mentén eltalálják az U-233-at:
![{\displaystyle {\begin{array}{l}{}\\{\ce {{^{232}_{90}Th}->[+n]{^{233}_{90}Th}-> [\beta ^{-}]{^{233}_{91}Pa}->[\beta ^{-}]{^{233}_{92}U}->[+n-2n]{^ {232}_{92}U))}\\{\ce {{^{232}_{90}Th}->[+n]{^{233}_{90}Th}->[\beta ^{-}]{^{233}_{91}Pa}->[+n-2n]{^{232}_{91}Pa}->[\beta ^{-}]{^{232} _{92}U))}\\{\ce {{^{232}_{90}Th}->[+n-2n]{^{231}_{90}Th}->[\beta ^ {-}]{^{231}_{91}Pa}->[+n]{^{232}_{91}Pa}->[\beta ^{-}]{^{232}_{92 }U}}}\\{}\end{tömb}}}](https://wikimedia.org/api/rest_v1/media/math/render/svg/d70740e207f1d9999535b02f50dcc4c14982f406)
Az urán-232 felezési ideje viszonylag rövid (68,9 év), és egyes bomlástermékei, mint például az Rn-224, a Bi-212 és különösen a Tl-208, nagy energiájú gamma-sugarakat bocsátanak ki. Az egyes izotópok teljes bomlási láncát és felezési idejét a következő ábra mutatja:
![{\displaystyle {\begin{aligned}{}\\{\ce {^{232}_{92}U ->[\alpha] ^{228}_{90}Th))\ &\mathrm {(68,9 \ years)} \\{\ce {^{228}_{90}Th ->[\alpha] ^{224}_{88}Ra}}\ &\mathrm {(1,9\ év)} \\{ \ce {^{224}_{88}Ra ->[\alpha] ^{220}_{86}Rn}}\ &\mathrm {(3,6\ nap,\ 0,24\ MeV)} \\{\ce {^{220}_{86}Rn ->[\alpha] ^{216}_{84}Po}}\ &\mathrm {(55\ s,\ 0,54\ MeV)} \\{\ce {^ {216}_{84}Po ->[\alpha] ^{212}_{82}Pb}}\ &\mathrm {(0,15\ s)} \\{\ce {^{212}_{82} Pb ->[\beta^-] ^{212}_{83}Bi}}\ &\mathrm {(10,64\ h)} \\{\ce {^{212}_{83}Bi ->[\ alfa] ^{208}_{81}Tl}}\ &\mathrm {(61\ m,\ 0,78\ MeV)} \\{\ce {^{208}_{81}Tl ->[\beta^ -] ^{208}_{82}Pb}}\ &\mathrm {(3\ m,\ 2,6\ MeV)} \\{}\end{aligned}}}](https://wikimedia.org/api/rest_v1/media/math/render/svg/84159d783a87a794a657d34a04f5e151e74f207f)
A tóriumciklusú üzemanyagok durva gamma-sugárzást bocsátanak ki , amely tönkreteszi az elektronikát, ezáltal korlátozva atomfegyverként való felhasználásukat. Az U-232 nem választható el kémiailag az U-233-tól a kiégett nukleáris üzemanyagban , azonban a tórium és az urán kémiai elválasztása eltávolítja a Th-228 bomlásterméket, és megakadályozza a tóriumciklus egyéb izotópjainak képződését. A szennyezés úgy is elkerülhető, ha olvadt sótenyésztőt használnak, és a Pa-233-at leválasztják, mielőtt az U-233-má bomlik. A kemény gamma-sugárzás sugárzási veszélyt jelent, amely távoli kezelést igényel az újrafeldolgozás során.
Nukleáris üzemanyag
Nukleáris fűtőanyagként a tórium hasonló az U-238-hoz, amely a természetes és a szegényített urán nagy részét alkotja. A termikus neutron abszorpciós keresztmetszete (σ a ) és a rezonancia integrál (átlagos neutron abszorpciós keresztmetszete közepes energiájú neutronokhoz) a Th-232 esetében körülbelül 3,3-szor nagyobb, mint az U-238 megfelelő értékei.
Előnyök
A jelenlegi becslések szerint a földkéreg tóriumkészlete hozzávetőleg három-négyszer nagyobb, mint az uránkészlet [19] , bár a tórium készleteiről korlátozottak a jelenlegi információk. Jelenleg a tóriumot a ritkaföldfémek monacithomokokból történő kivonásának melléktermékeként nyerik .
Bár a kapott U-233 izotóp termikus neutronhasadási keresztmetszete (σ f ) összehasonlítható az U-235 és Pu-239 izotópjával, sokkal kisebb a befogási keresztmetszete (σ γ ), ami kevesebb neutronabszorpciót tesz lehetővé hasadással. Végül a kibocsátott neutronok számának egy elnyelt neutronhoz viszonyított aránya (η) az energiák széles tartományában, beleértve a termikus spektrumot is, meghaladja a 2-t, és ennek eredményeként a tórium üzemanyag alapja lehet egy termikus nemesítő reaktornak . Az urán-plutónium ciklus tenyésztőjének nagyobb energiájú neutronokat kell használnia, mivel a termikus neutronok szorzótényezője 2-nél kisebb.
A tórium üzemanyag kedvező fizikai és kémiai tulajdonságokkal is rendelkezik, amelyek javítják a reaktor és a hulladéktárolás teljesítményét. Az uralkodó reaktortüzelőanyaghoz képest az urán-dioxid (UO 2 ), a tórium-dioxid (ThO 2 ) magasabb olvadásponttal , nagyobb hővezető képességgel és alacsony hőtágulási együtthatóval rendelkezik . A tórium-dioxid emellett nagyobb kémiai stabilitást mutat, és az urán-dioxiddal ellentétben nem oxidálódik tovább .
Tekintettel arra, hogy a tóriumciklusban keletkező U-233 jelentősen szennyezett az U-232 izotóppal, a javasolt kialakítású reaktorok kiégett nukleáris fűtőanyaga nem túl alkalmas fegyverminőségű urán előállítására, ami hozzájárul a az atomsorompó rendszert. Az U-233 nem izolálható kémiailag az U-232-vel alkotott keverékből. Ezenkívül számos bomlásterméke van, amelyek nagy energiájú gamma-sugarakat bocsátanak ki . Ezek a nagy energiájú fotonok sugárzási veszélyt jelentenek , ami azt sugallja, hogy a szeparált uránnal távoli munkát végeznek .
A hagyományos kiégett uránfűtőelemek hosszú távú ( 10 3 - 10 6 éves nagyságrendű) sugárveszélyét elsősorban a plutónium és a kisebb aktinidák, másodsorban pedig a hosszú élettartamú bomlástermékek okozzák. Egy neutron befogása az U-238 izotóppal elegendő a transzurán elemek előállításához , míg a Th-232 izotóppal öt neutron befogása szükséges. A tóriumos üzemanyagciklus magjainak 98-99%-a U-233-ra vagy U-235-re alakul át, a fennmaradó hosszú élettartamú transzuránok kis mennyiségben keletkeznek. Ezért a tórium potenciálisan vonzó alternatívája az uránnak a MOX-üzemanyagban a transzurán elemek termelésének minimalizálása és a plutónium pusztulásának maximalizálása érdekében. [húsz]
Hátrányok
A tórium nukleáris fűtőanyagként való felhasználása számos nehézséggel jár, különösen a szilárd tüzelésű reaktorokban:
Az uránnal ellentétben a természetes tórium csak egy izotópot tartalmaz, és nincs hasadó izotópja, ezért a láncreakcióhoz hasadó anyagokat, például U-233-at vagy U-235-öt kell hozzáadni hozzá . Ez a tórium-oxid magas szinterezési hőmérsékletével együtt megnehezíti az üzemanyag előállítását. Kísérleteket végeztek az Oak Ridge National Laboratory -ban 1964-1969-ben tórium-tetrafluoriddal, mint üzemanyagot egy olvadt-só reaktorhoz , amelyben, ahogy az várható volt, könnyebb lenne elkülöníteni a láncreakciót lassító vagy leállító szennyeződéseket.
Nyílt üzemanyagciklusban (vagyis az U-233 in situ használata esetén) nagyfokú elégetésre van szükség a kedvező neutronegyensúly eléréséhez. Bár a tórium-dioxid 170 000 MWd/t, illetve 150 000 MWd/t égési sebességet mutat a Fort St. Vrain és az AVR erőművekben , ezt a paramétert nehéz utolérni a könnyűvizes reaktorokkal (LWR), amelyek az ún. a meglévő reaktorok túlnyomó többsége.
A nyílt tóriumos üzemanyagciklusban a maradék hosszú élettartamú U-233 izotóp elpazarol.
A tórium üzemanyagciklusával kapcsolatos másik probléma az, hogy viszonylag hosszú időbe telik, amíg a Th-232 U-233-má alakul. A Pa-233 felezési ideje körülbelül 27 nap, ami egy nagyságrenddel hosszabb, mint az Np-239-é. Ennek eredményeként a meglévő Pa-233-at tórium üzemanyaggá alakítják. A Pa-233 jó neutronelnyelő, és bár végül kiváltja az U-235 hasadó izotópot, ehhez két neutron abszorpciója szükséges, ami rontja a neutronegyensúlyt és növeli a transzurániumok valószínűségét .
Ezen túlmenően, ha szilárd tóriumot használnak egy zárt üzemanyagciklusban , amely visszatér az U-233 ciklushoz, az U-233 bomlástermékekből származó magas sugárzási szint miatt távirányításra van szükség az üzemanyag előállítása során. Ez a másodlagos tóriumra is igaz az U-232 bomlási lánc részét képező Th-228 jelenléte miatt. Továbbá, ellentétben a bevált hulladékurán-üzemanyag-ártalmatlanítási technológiákkal (pl . PUREX ), a tóriumfeldolgozási technológiák (pl. THOREX) még csak fejlesztés alatt állnak.
Bár az U-232 jelenléte bonyolítja a dolgokat, vannak publikált dokumentumok, amelyek szerint az U-233-at egyszer használták egy nukleáris fegyverteszt során . Az Egyesült Államok egy kompozit U-233-plutónium bombát tesztelt a Teáskanna hadművelet során 1955-ben, bár a vártnál jóval kisebb hatással. [21]
Bár a tórium üzemanyag sokkal kevesebb hosszú élettartamú transzurán elemet termel , mint az urán, néhány hosszú élettartamú aktinidának hosszú távú radiológiai hatása van, különösen a Pa-231.
A folyékony nukleáris és olvadt sóreaktorok védelmezői , mint például az LFTR, azzal érvelnek, hogy ezek a technológiák ellensúlyozzák a szilárd tüzelésű reaktorokban jelen lévő tórium hiányosságait. Mivel mindössze két folyékony fluoridos reaktort építettek (ORNL ARE és MSRE), és egyikben sem használtak tóriumot, nehéz megítélni ezeknek a reaktoroknak a valódi előnyeit.
Reaktorok
A tórium üzemanyagot számos különböző típusú reaktor használták, beleértve a könnyűvizes reaktorokat , a nehézvizes reaktorokat , a magas hőmérsékletű gázreaktorokat, a nátriumhűtéses gyorsreaktorokat és az olvadt sóreaktorokat . [22]
A tóriumos reaktorok listája
Információforrás: NAÜ TECDOC-1450 "Thorium Fuel Cycle - Potential Benefits and Challenges", 1. táblázat: Tórium felhasználása különböző kísérleti és teljesítményreaktorokban. [17] A táblázat nem mutatja a Dresden 1 reaktort (USA), ahol „tórium-oxid szögrudakat” használtak. [23]
| Név | Ország | Reaktor típusa | Erő | Üzemanyag | Évek munkája |
|---|---|---|---|---|---|
| AVR | Németország |
HTGR, kísérleti (kavicságyas reaktor) | 15 MW(e) | Th+U-235 Driver üzemanyag, bevont üzemanyag-részecskék, oxidok és dikarbidok | 1967-1988 |
| THTR-300 | Németország | HTGR, teljesítmény (kavicsos típusú) | 300 MW(e) | Th+U-235, vezető üzemanyag, bevont üzemanyag-részecskék, oxidok és dikarbidok | 1985-1989 |
| Lingen | Németország | BWR besugárzási vizsgálat | 60 MW(e) |
Teszt üzemanyag (Th,Pu)O 2 pellet | 1968-1973 |
| Sárkány ( OECD - Euratom ) | Egyesült Királyság, Svédország, Norvégia, Svájc |
HTGR, kísérleti (pin-in-block kialakítás) | 20 MW | Th+U-235 Driver üzemanyag, bevont üzemanyag-részecskék, oxidok és dikarbidok | 1966-1973 |
| Őszibarack alsó | USA | HTGR, kísérleti (prizmás blokk) | 40 MW(e) | Th+U-235 Driver üzemanyag, bevont üzemanyag-részecskék, oxidok és dikarbidok | 1966-1972 |
| St Vrain erőd | USA | HTGR, teljesítmény (prizmás blokk) | 330 MW(e) | Th+U-235 Vezetői üzemanyag, bevont üzemanyag-részecskék, Dikarbid | 1976-1989 |
| MSRE ORNL | USA | MSR | 7,5 MW | U-233 olvadt fluoridok | 1964-1969 |
| BORAX-IV és Elk River állomás | USA | BWR (csap szerelvények) | 2,4 MW(e) 24 MW(e) |
Th+U-235 Driver üzemanyag-oxid pellet | 1963-1968 |
| hajózási kikötő | USA | LWBR , PWR , (csap szerelvények) | 100 MW(e) | Th+U-233 Driver üzemanyag, oxid pellet | 1977-1982 |
| Indiai pont 1 | USA | LWBR , PWR , (csap szerelvények) | 285 MW(e) | Th+U-233 Driver üzemanyag, oxid pellet | 1962-1980 |
| SUSPOP/KSTR KEMA | Hollandia | Vizes homogén szuszpenzió (csapos szerelvények) | 1 MW | Th+HEU, oxid pellet | 1974-1977 |
| NRX és NRU | Kanada | MTR (csap szerelvények) | 20 MW; 200 MW | Th+U-235, tesztüzemanyag | 1947 (NRX) + 1957 (NRU); Néhány fűtőelem besugárzási vizsgálata |
| CIRUS; DHRUVA; & KAMINI | India | MTR termikus | 40 MW; 100 MW; 30 kW (alacsony teljesítmény, kutatás) | Al+U-233 Vezetői üzemanyag, Th & ThO2 „J” rúdja, ThO 2 „J” rúdja | 1960-2010 (CIRUS); mások működésben |
| KAPS 1 & 2 ; KGS 1 és 2; RAPS 2, 3 és 4 | India | PHWR , (csap szerelvények) | 220 MW(e) | ThO 2 pellet (a kezdeti mag neutronfluxusának ellaposításához indítás után) | 1980 (RAPS 2)+; minden új PHWR-ben folytatódik |
| FBTR | India | LMFBR, (csap szerelvények) | 40 MW (t) | ThO 2 takaró | 1985; szolgálatban |
Jegyzetek
- ↑ Ralph Moir. Folyékony tüzelésű atomreaktorok . American Physical Society Forum on Physics & Society (2011. január). Letöltve: 2012. május 31. Az eredetiből archiválva : 2020. szeptember 20.
- ↑ Nukleáris anyagokkal kapcsolatos GYIK
- ↑ Kang, J.; Von Hippel, FN U-232 és az U-233 proliferációs ellenállása a kiégett fűtőelemekben (angol) // Science & Global Security : folyóirat. - 2001. - 20. évf. 9 . — 1. o . doi : 10.1080 / 08929880108426485 . Archivált másolat (nem elérhető link) . Letöltve: 2015. március 2. Az eredetiből archiválva : 2014. december 3..
- ↑ A "szuperüzemanyag" tórium elterjedésének kockázata? (2012. december 5.). Letöltve: 2018. április 6. Az eredetiből archiválva : 2014. október 27..
- ↑ Ganesan Venkataraman. Bhabha és csodálatos rögeszméi , 157. oldal . Universities Press, 1994.
- ↑ IAEA-TECDOC-1349 A tórium alapú üzemanyagciklusok lehetősége a plutónium korlátozására és a hosszú élettartamú hulladék toxicitásának csökkentésére . Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (2002). Letöltve: 2009. március 24. Az eredetiből archiválva : 2021. április 28..
- ↑ Evans, Brett . A tudósok arra ösztönöznek, hogy váltsanak tóriumra , ABC News (2006. április 14.). Az eredetiből archiválva : 2010. március 28. Letöltve: 2011. szeptember 17.
- ↑ Martin, Richard . Az Uranium Is So Last Century - Enter Thorium, the New Green Nuke , Wired (2009. december 21.). Archiválva az eredetiből 2010. június 26-án. Letöltve: 2010. június 19.
- ↑ Miller, Daniel A nukleáris közösség elhárította a reaktorbiztonsági üzenetet: szakértő . ABC News (2011. március). Hozzáférés dátuma: 2012. március 25. Az eredetiből archiválva : 2012. március 20.
- ↑ Dean, Tim New age nukleáris (a link nem elérhető) . Kozmosz (2006. április). Letöltve: 2010. június 19. Az eredetiből archiválva : 2010. január 5..
- ↑ MacKay, David J.C. Fenntartható energia - forró levegő nélkül (neopr.) . - UIT Cambridge Ltd., 2009. - P. 166. Archivált: 2016. június 4. aWayback Machine
- ↑ Flib Energy . Flib Energy. Letöltve: 2012. június 12. Az eredetiből archiválva : 2013. február 7..
- ↑ A nukleáris üzemanyagciklus jövője, MIT, 2011, p. 181 , < https://energy.mit.edu/wp-content/uploads/2011/04/MITEI-The-Future-of-the-Nuclear-Fuel-Cycle.pdf > . Letöltve: 2018. április 6 .
- ↑ A fűtőelem-reaktor dátuma (2013. szeptember 2.). Az eredetiből archiválva: 2013. szeptember 8. Letöltve: 2013. szeptember 4.
- ↑ Le Brun, C. Az MSBR koncepció technológiájának hatása a hosszú élettartamú radiotoxicitásra és a proliferációs rezisztenciára (PDF). Technical Meeting on Hasadóanyag-kezelési stratégiák a fenntartható nukleáris energiáért, Bécs, 2005. Letöltve: 2010. június 20. Az eredetiből archiválva : 2012. május 22.
- ↑ Brissot R., Heuer D., Huffer E., Le Brun, C., Loiseaux, JM, Nifenecker H., Nuttin A. Nuclear Energy With (Majdnem) nincs radioaktív hulladék? (nem elérhető link) . Laboratoire de Physique Subatomique et de Cosmologie (LPSC) (2001. július). — "Az ISN-nél végzett számítógépes szimulációk szerint ez a Protactinium uralja a veszteségek maradék toxicitását 10 000 év után ". Archiválva az eredetiből 2011. május 25-én.
- ↑ 1 2 NAÜ-TECDOC-1450 Thórium üzemanyagciklus lehetséges előnyei és kihívásai (PDF). Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (2005. május). Letöltve: 2009. március 23. Az eredetiből archiválva : 2016. augusztus 4..
- ↑ Nuklidok interaktív diagramja . Brookhaven Nemzeti Laboratórium . Hozzáférés dátuma: 2015. március 2. Az eredetiből archiválva : 2011. július 21. Termikus neutronkeresztmetszetek istállókban (izotóp, befogás: hasadás, f/f+c, f/c) 233U 45,26:531,3 92,15% 11,74; 235U 98,69:585,0 85,57% 5,928; 239Pu 270,7:747,9 73,42% 2,763; 241Pu 363,0:1012 73,60% 2,788.
- ↑ A tórium használata nukleáris üzemanyagként (PDF). Amerikai Nukleáris Társaság (2006. november). Hozzáférés dátuma: 2009. március 24. Az eredetiből archiválva : 2008. szeptember 8.
- ↑ Tóriumteszt kezdődik , World Nuclear News (2013. június 21.). Az eredetiből archiválva : 2013. július 19. Letöltve: 2013. július 21.
- ↑ Teáskanna művelet . Nukleáris fegyverek archívuma (1997. október 15.). Letöltve: 2008. december 9.
- ↑ IAEA-TECDOC-1319 Tórium üzemanyag felhasználás: lehetőségek és trendek . Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (2002. november). Letöltve: 2009. március 24. Az eredetiből archiválva : 2008. augusztus 30..
- ↑ Kiégett nukleáris üzemanyag-kibocsátás az Egyesült Államok reaktoraiból (1993 ) . - Energy Information Administration , 1995. - P. 111. - ISBN 978-0-7881-2070-1 . 2019. április 1-én archiválva a Wayback Machine -nél. A General Electric gyártotta ( XDR07G összeállítási kód ), majd később a Savannah River Site -re küldték újrafeldolgozásra.
Irodalom
- Szemcsenkov Yu, Sidorenko V., Subbotin S., Alekseev P. Tórium reneszánsz az atomenergiában? . - REA, 2014, 11. szám, p. 14-17.
- Kasyan A. I., Khamidullin R. Ya. A tóriumciklus kilátásai. 1. rész . - Motor, 2012, 1. sz., p. 48-51.
- Kasyan A. I., Khamidullin R. Ya. A tóriumciklus kilátásai. 2. rész . - Motor, 2012, 2. szám, p. 42-45.
- Kasten, P. R. (1998). " A Radkowsky Thorium reaktor koncepciójának áttekintése (hivatkozás nem érhető el) " Science & Global Security, 7(3), 237-269.
- Duncan Clark (2011. szeptember 9.): „ A Thorium hívei nyomásgyakorlási csoportot indítanak. Hatalmas optimizmus a tóriumos atomenergiával kapcsolatban a Weinberg Alapítvány indulásakor, a The Guardian
- Nelson, A.T. Thorium: Nem egy rövid távú kereskedelmi nukleáris üzemanyag // Bulletin of the Atomic Scientists : folyóirat . - 2012. - Kt. 68 , sz. 5 . — 33. o . - doi : 10.1177/0096340212459125 .
- BD Kuz'minov, VN Manokhin, (1998) "A tórium üzemanyagciklusának nukleáris adatainak állapota" , NAÜ fordítása a Yadernye Konstanty (Nuclear Constants) orosz folyóiratból, Issue No. 1997. 3-4
- A tórium és az urán üzemanyagciklusok összehasonlítása az Egyesült Királyság Nemzeti Nukleáris Laboratóriuma szerint
- Tájékoztató a tóriumról a Nukleáris Világszövetségnél .
- A tórium üzemanyagciklusának jegyzetekkel ellátott bibliográfiája az Alsos Digital Library for Nuclear Issues-ből