Ториевый топливный цикл
Ториевый топливный цикл — это ядерный топливный цикл в котором используется изотоп тория . , 232
че
, как плодородный материал . В реакторе, 232
че
трансмутируется . в делящийся искусственный урана изотоп 233
В
что является ядерным топливом . В отличие от природного урана , природный торий содержит лишь следовые количества делящегося материала (например, 231
че
), которых недостаточно для инициирования цепной ядерной реакции . Для инициирования топливного цикла необходим дополнительный делящийся материал или другой источник нейтронов. В ториевом реакторе 232
че
поглощает нейтроны с образованием 233
В
. Это аналогично процессу в реакторах-размножителях урана , при котором воспроизводящие 238
В
поглощает нейтроны с образованием делящегося 239
Мог
. В зависимости от конструкции реактора и топливного цикла вырабатываемый 233
В
либо делится на месте , либо химически отделяется от использованного ядерного топлива и превращается в новое ядерное топливо.
Ториевый топливный цикл имеет несколько потенциальных преимуществ по сравнению с урановым топливным циклом тория , в том числе большее распространение , превосходные физические и ядерные свойства, снижение плутония и актинидов . производства [1] и лучшая устойчивость к распространению ядерного оружия при использовании в традиционном легководном реакторе. [1] [2] хотя и не в реакторе с расплавленной солью . [3] [4] [5]
История
[ редактировать ]Обеспокоенность по поводу ограничений мировых ресурсов урана стимулировала первоначальный интерес к ториевому топливному циклу. [6] Предполагалось, что по мере истощения запасов урана торий дополнит уран в качестве воспроизводящего материала. Однако в большинстве стран урана было относительно много, а исследования ториевых топливных циклов пошли на убыль. Заметным исключением стала трехэтапная ядерно-энергетическая программа Индии . [7] В двадцать первом веке заявленный потенциал тория для улучшения устойчивости к распространению и улучшения характеристик отходов привел к возобновлению интереса к ториевому топливному циклу. [8] [9] [10] Хотя торий более распространен в континентальной коре, чем уран, и легко извлекается из монацита в качестве побочного продукта добычи редкоземельных элементов его гораздо меньше, , в морской воде чем урана. [11]
В Национальной лаборатории Ок-Ридж в 1960-х годах эксперимент с реактором на расплавленной соли. был проведен 233
В
в качестве расщепляющегося топлива в эксперименте по демонстрации части реактора-размножителя на расплавленной соли, который был разработан для работы в ториевом топливном цикле. В экспериментах с реактором на расплавленных солях (MSR) оценивалась возможность использования тория с использованием фторида тория (IV), растворенного в расплавленной солевой жидкости, что устранило необходимость изготовления топливных элементов. Программа MSR была прекращена в 1976 году после ее покровителя Элвина Вайнберга . увольнения [12]
В 1993 году Карло Руббиа предложил концепцию усилителя энергии или «системы с приводом от ускорителя» (ADS), которую он рассматривал как новый и безопасный способ производства ядерной энергии с использованием существующих ускорительных технологий. Предложение Руббиа открывает потенциал для сжигания высокоактивных ядерных отходов и производства энергии из природного тория и обедненного урана . [13] [14]
Кирк Соренсен, бывший ученый НАСА и главный технолог Flibe Energy, долгое время был сторонником ториевого топливного цикла и, в частности, реакторов с жидким фторидом тория (LFTR). Впервые он исследовал ториевые реакторы, работая в НАСА , одновременно оценивая проекты электростанций, подходящих для лунных колоний. В 2006 году Соренсен основал Energyfromthorium.com для продвижения и распространения информации об этой технологии. [15]
Исследование MIT 2011 года пришло к выводу, что, хотя барьеров для ториевого топливного цикла мало, при нынешних или ближайших конструкциях легководных реакторов также мало стимулов для какого-либо значительного проникновения на рынок. Таким образом, они приходят к выводу, что на современном рынке ядерной энергетики маловероятно, что ториевые циклы заменят традиционные урановые циклы, несмотря на потенциальные выгоды. [16]
Ядерные реакции с торием
[ редактировать ]В ториевом цикле топливо образуется, когда 232
че
захватывает нейтрон стать (будь то в быстром или тепловом реакторе ), чтобы 233
че
. Обычно это испускает электрон и антинейтрино (
н
) к
б −
распадаться, чтобы стать 233
Хорошо
. Затем он испускает еще один электрон и антинейтрино на секунду.
б −
распадаться, чтобы стать 233
В
, топливо:
![{\displaystyle {\ce {{\overset {neutron}{n}}+{^{232}_{90}Th}->{^{233}_{90}Th}->[\beta ^{- }]{^{233}_{91}Па}->[\beta ^{-}]{\overset {fuel}{^{233}_{92}U}}}}}](https://wikimedia.org/api/rest_v1/media/math/render/svg/f54ed9ab9c12691aba01cc0f642fa9b5ac661ea3)
Отходы продуктов деления
[ редактировать ]В результате ядерного деления образуются радиоактивные продукты деления , период полураспада которых может составлять от нескольких дней до более 200 000 лет . Согласно некоторым исследованиям токсичности, [17] ториевый цикл может полностью перерабатывать актинидные отходы и выделять только отходы продуктов деления, а через несколько сотен лет отходы ториевого реактора могут быть менее токсичными, чем урановая руда , которая использовалась бы для производства низкообогащенного уранового топлива для легкого топлива. водяной реактор той же мощности.Другие исследования предполагают некоторые потери актинидов и обнаруживают, что актинидные отходы будут доминировать по радиоактивности отходов ториевого цикла в некоторые будущие периоды. [18] Некоторые продукты деления были предложены для ядерной трансмутации , что еще больше сократит количество ядерных отходов и продолжительность их хранения (будь то в глубоком геологическом хранилище или в другом месте). Однако, хотя принципиальная возможность некоторых из этих реакций была продемонстрирована в лабораторных масштабах, по состоянию на 2024 год в мире не существует крупномасштабной преднамеренной трансмутации продуктов деления, и предстоящий исследовательский проект MYRRHA по трансмутации в основном сосредоточен на трансурановые отходы. Кроме того, сечение некоторых продуктов деления относительно невелико, а другие, такие как цезий, присутствуют в ядерных отходах в виде смеси стабильных, короткоживущих и долгоживущих изотопов, что делает трансмутацию зависимой от дорогостоящего разделения изотопов .
Актинидные отходы
[ редактировать ]В реакторе, когда нейтрон сталкивается с делящимся атомом (например, некоторыми изотопами урана), он либо расщепляет ядро, либо захватывает и трансмутирует атом. В случае 233
В
, трансмутации имеют тенденцию производить полезное ядерное топливо, а не трансурановые отходы. Когда 233
В
поглощает нейтрон, он либо делится, либо превращается в 234
В
. Вероятность деления при поглощении теплового нейтрона составляет около 92%; отношение захвата к делению 233
В
следовательно, составляет около 1:12, что лучше, чем соответствующие отношения захвата и деления 235
В
(около 1:6) или 239
Мог
или 241
Мог
(оба примерно 1:3). [6] [19] В результате получается меньше трансурановых отходов, чем в реакторе, использующем уран-плутониевый топливный цикл.
| 237 Например | ||||||||||||||
| ↑ | ||||||||||||||
| 231 В | ← | 232 В | ↔ | 233 В | ↔ | 234 В | ↔ | 235 В | ↔ | 236 В | → | 237 В | ||
| ↓ | ↑ | ↑ | ↑ | |||||||||||
| 231 Хорошо | → | 232 Хорошо | ← | 233 Хорошо | → | 234 Хорошо | ||||||||
| ↑ | ↑ | |||||||||||||
| 230 че | → | 231 че | ← | 232 че | → | 233 че | ||||||||
| ||||||||||||||
234
В
, как и большинство актинидов с четным числом нейтронов, не делится, но захват нейтронов приводит к делению. 235
В
. Если делящийся изотоп не делится при захвате нейтронов, он производит 236
В
, 237
Например
, 238
Мог
и, в конечном итоге, делящийся 239
Мог
и более тяжелые изотопы плутония . 237
Например
можно удалить и хранить как отходы или сохранить и превратить в плутоний, где большая его часть делится, а остальная часть превращается в плутоний. 242
Мог
, затем америций и кюрий , которые, в свою очередь, можно удалить как отходы или вернуть в реакторы для дальнейшей трансмутации и деления.
Однако 231
Хорошо
(с периодом полураспада 3,27 × 10 4 лет ), образующихся в результате ( n ,2 n ) реакций с 232
че
(уступчивый 231
че
который распадается на 231
Хорошо
), хотя и не является трансурановыми отходами, но вносит основной вклад в долгосрочную радиотоксичность отработавшего ядерного топлива. Пока 231
Pa в принципе можно преобразовать обратно в 232
Из - за поглощения нейтронов сечение поглощения нейтронов относительно невелико, что делает этот процесс довольно трудным и, возможно, неэкономичным.
Загрязнение ураном-232
[ редактировать ]232
В
также образуется в этом процессе посредством ( n ,2 n ) реакций между быстрыми нейтронами и 233
В
, 233
Хорошо
, и 232
че
:
![{\displaystyle {\begin{aligned}{}\\{\ce {{^{232}_{90}Th}->[+n]{^{233}_{90}Th}->[\beta ^{-}]{^{233}_{91}Pa}{\text{ }}->[\beta ^{-}]{^{233}_{92}U}->[+n-2n ]{^{232}_{92}U}}}\\{\ce {{^{232}_{90}Th}->[+n]{^{233}_{90}Th}-> [\beta ^{-}]{^{233}_{91}Па}{\text{ }}->[+n-2n]{^{232}_{91}Па}->[\beta ^ {-}]{^{232}_{92}U}}}\\{\ce {{^{232}_{90}Th}->[+n-2n]{^{231}_{90 }Th}->[\beta ^{-}]{^{231}_{91}Па}{\text{ }}->[+n]{^{232}_{91}Па}->[ \beta ^{-}]{^{232}_{92}U}}}\\{}\end{aligned}}}](https://wikimedia.org/api/rest_v1/media/math/render/svg/c082ef8785480b488370fecb974943fbc7bff08f)
В отличие от большинства четных тяжелых изотопов, 232
В
также является делящимся топливом, делящимся чуть более половины времени, когда оно поглощает тепловые нейтроны. [20] 232
В
имеет относительно короткий период полураспада ( 68,9 лет ), а некоторые продукты распада высокой энергии испускают гамма-излучение , например 220
Рн
, 212
С
и особенно 208
Тл
. Полная цепочка распада вместе с периодами полураспада и соответствующими гамма-энергиями выглядит так:
232
В
распадается на 228
че
где он присоединяется к цепочке распада 232
че
![{\displaystyle {\begin{aligned}\\{\ce {^{232}_{92}U ->[\alpha] ^{228}_{90}Th}}\ &\mathrm {(68.9 \ лет)} \\{\ce {^{228}_{90}Th ->[\alpha] ^{224}_{88}Ra}}\ &\mathrm {(1.9\ год)} \\{ \ce {^{224}_{88}Ra ->[\alpha] ^{220}_{86}Rn}}\ &\mathrm {(3,6\ день,\ 0,24\ МэВ)} \\{\ce {^{220}_{86}Rn ->[\alpha] ^{216}_{84}Po}}\ &\mathrm {(55\ с,\ 0,54\ МэВ)} \\{\ce {^ {216}_{84}Po ->[\alpha] ^{212}_{82}Pb}}\ &\mathrm {(0,15\ с)} \\{\ce {^{212}_{82} Pb ->[\beta^-] ^{212}_{83}Bi}}\ &\mathrm {(10.64\ h)} \\{\ce {^{212}_{83}Bi ->[\ альфа] ^{208}_{81}Tl}}\ &\mathrm {(61\ m,\ 0,78\ МэВ)} \\{\ce {^{208}_{81}Tl ->[\beta^ -] ^{208}_{82}Pb}}\ &\mathrm {(3\ m,\ 2,6\ МэВ)} \\{}\end{aligned}}}](https://wikimedia.org/api/rest_v1/media/math/render/svg/84159d783a87a794a657d34a04f5e151e74f207f)
Топливо ториевого цикла производит жесткие гамма-излучения , которые повреждают электронику, ограничивая их использование в бомбах. 232
В
невозможно химически отделить от 233
В
из отработанного ядерного топлива ; однако химическое отделение тория от урана удаляет продукт распада. 228
че
и излучение остальной части цепочки распада, которое постепенно накапливается по мере 228
че
повторно накапливается. Загрязнения можно также избежать, используя реактор-размножитель с расплавленной солью и отделяя 233
Хорошо
прежде чем он распадется на 233
В
. [3] Жесткие гамма-излучения также создают радиологическую опасность, которая требует дистанционного управления во время переработки.
Ядерное топливо
[ редактировать ]Как воспроизводящий материал торий подобен 238
В
, основная часть природного и обедненного урана. поглощения тепловых нейтронов Сечение (σ a ) и резонансный интеграл (среднее значение сечений нейтронов по промежуточным энергиям нейтронов) для 232
че
примерно в три и одну треть раза превышают соответствующие значения для 238
В
.
Преимущества
[ редактировать ]Основное физическое преимущество ториевого топлива состоит в том, что оно уникальным образом делает возможным создание реактора-размножителя , работающего на медленных нейтронах , также известного как тепловой реактор-размножитель . [6] Эти реакторы часто считаются более простыми, чем более традиционные размножители быстрых нейтронов. Хотя сечение деления тепловыми нейтронами (σ f ) образующегося 233
В
сравнимо с 235
В
и 239
Мог
, он имеет гораздо меньшее сечение захвата (σ γ ), чем два последних делящихся изотопа, что обеспечивает меньшее поглощение неделящихся нейтронов и улучшенную экономию нейтронов . Отношение высвободившихся нейтронов на один поглощенный нейтрон (η) в 233
В
больше двух в широком диапазоне энергий, включая тепловой спектр. Реактор-размножитель в уран-плутониевом цикле должен использовать быстрые нейтроны, поскольку в тепловом спектре один нейтрон поглощается 239
Мог
в среднем приводит к образованию менее двух нейтронов.
По оценкам, в земной коре тория содержится примерно в три-четыре раза больше, чем урана. [21] хотя нынешние знания о запасах ограничены. Текущий спрос на торий удовлетворяется как побочный продукт добычи редкоземельных элементов из монацитовых песков. Примечательно, что в морской воде растворено очень мало тория, поэтому добыча морской воды нецелесообразна, как в случае с ураном. Используя реакторы-размножители, известные ресурсы тория и урана могут генерировать энергию мирового масштаба в течение тысяч лет.
Топливо на основе тория также демонстрирует благоприятные физические и химические свойства, которые улучшают работу реакторов и хранилищ . По сравнению с преобладающим реакторным топливом диоксид урана ( UO
2 ), диоксид тория ( ThO
2 ) имеет более высокую температуру плавления , более высокую теплопроводность и меньший коэффициент теплового расширения . Диоксид тория также проявляет большую химическую стабильность и, в отличие от диоксида урана, не окисляется дальше . [6]
Потому что 233
В
произведенный на ториевом топливе, значительно загрязнен 232
В
В предлагаемых конструкциях энергетических реакторов отработанное ядерное топливо на основе тория обладает присущей ему устойчивостью к распространению . 232
В
невозможно химически отделить от 233
В
и имеет несколько продуктов распада , испускающих высокоэнергетическое гамма-излучение . Эти фотоны высокой энергии представляют собой радиологическую опасность , которая требует использования дистанционного обращения с выделенным ураном и помогает в пассивном обнаружении таких материалов.
Долгосрочные (порядка 10 3 до 10 6 лет ) в радиологической опасности обычного отработанного ядерного топлива на основе урана преобладают плутоний и другие второстепенные актиниды , после чего долгоживущие продукты деления снова вносят значительный вклад. Одиночный захват нейтрона в 238
В
достаточно для производства трансурановых элементов , тогда как для этого обычно требуется пять захватов 232
че
. 98–99% топливных ядер ториевого цикла будут делиться либо при 233
В
или 235
В
, поэтому производится меньше долгоживущих трансурановых соединений. По этой причине торий является потенциально привлекательной альтернативой урану в составе смешанного оксидного (МОКС) топлива, поскольку позволяет свести к минимуму образование трансурановых соединений и максимизировать разрушение плутония. [22]
Недостатки
[ редактировать ]Существует несколько проблем при применении тория в качестве ядерного топлива, особенно для твердотопливных реакторов:
В отличие от урана, встречающийся в природе торий фактически является мононуклидным и не содержит делящихся изотопов; делящийся материал, как правило, 233
В
, 235
В
или плутоний, необходимо добавить для достижения критичности . Это, наряду с высокой температурой спекания , необходимой для изготовления топлива из диоксида тория, усложняет изготовление топлива. Национальная лаборатория Ок-Риджа экспериментировала с тетрафторидом тория в качестве топлива в реакторе с расплавленными солями с 1964 по 1969 год, который, как ожидалось, будет легче обрабатывать и отделять от примесей, которые замедляют или останавливают цепную реакцию.
В открытом топливном цикле (т.е. с использованием 233
В
in situ), более высокое выгорание необходимо для достижения благоприятной нейтронной экономики . Хотя диоксид тория показал хорошие результаты при выгорании 170 000 МВт/т и 150 000 МВт/т на электростанции Форт-Сент-Врейн и AVR соответственно, [6] проблемы усложняют достижение этой цели в легководных реакторах (LWR), которые составляют подавляющее большинство существующих энергетических реакторов.
В прямоточном ториевом топливном цикле топливо на основе тория производит гораздо меньше долгоживущих трансурановых соединений , чем топливо на основе урана.некоторые долгоживущие продукты актинидов оказывают долгосрочное радиологическое воздействие, особенно 231
Хорошо
и 233
В
. [17] По замкнутому циклу 233
В
и 231
Хорошо
могут быть переработаны. 231
Хорошо
также считается отличным поглотителем выгорающих ядов в легководных реакторах. [23]
Еще одной проблемой, связанной с ториевым топливным циклом, является сравнительно длительный интервал, в течение которого 232
че
размножается 233
В
. Период полураспада 233
Хорошо
составляет около 27 дней, что на порядок превышает период полураспада 239
Например
. В результате существенное 233
Хорошо
развивается в топливе на основе тория. 233
Хорошо
является значительным поглотителем нейтронов и, хотя со временем превращается в делящийся 235
В
, для этого требуется еще два поглощения нейтронов, что ухудшает нейтронную экономику и увеличивает вероятность производства трансурановых соединений .
Альтернативно, если твердый торий используется в замкнутом топливном цикле , в котором 233
В
перерабатывается из-за высоких уровней радиации , , дистанционное обращение для изготовления топлива необходимо возникающих в результате продуктов распада топлива . 232
В
. Это справедливо и в отношении переработанного тория из-за присутствия 228
че
, который является частью 232
В
последовательность распада. Кроме того, в отличие от проверенной технологии переработки уранового топлива (например, PUREX ), технология переработки тория (например, THOREX) находится только в стадии разработки.
Хотя наличие 232
В
Ситуация усложняется, существуют общедоступные документы, показывающие, что 233
В
однажды использовался при испытании ядерного оружия . США испытали композит 233
В
Ядро плутониевой бомбы при взрыве MET (испытание военного воздействия) во время операции «Чайник» в 1955 году, хотя и с гораздо меньшей мощностью, чем ожидалось. [24]
Сторонники реакторов с жидкой активной зоной и расплавленных солей, таких как LFTR, утверждают, что эти технологии сводят на нет недостатки тория, присутствующие в реакторах на твердом топливе. Поскольку были построены только два реактора на основе фторидных солей с жидкой активной зоной (ORNL ARE и MSRE ), и ни в одном из них не использовался торий, трудно оценить точные преимущества. [6]
Реакторы на ториевом топливе
[ редактировать ]Ториевое топливо используется в нескольких различных типах реакторов, включая легководные реакторы , тяжеловодные реакторы , высокотемпературные газовые реакторы , быстрые реакторы с натриевым охлаждением и реакторы на расплавленных солях . [25]
Список реакторов на ториевом топливе
[ редактировать ] | Было предложено выделить этот раздел в другую статью под названием « Список реакторов на ториевом топливе» . ( Обсудить ) (август 2020 г.) |
 | Эту статью необходимо обновить . ( август 2020 г. ) |
Из документа IAEA TECDOC-1450 «Ториевый топливный цикл – потенциальные выгоды и проблемы», таблица 1: Использование тория в различных экспериментальных и энергетических реакторах. [6] Дополнительно из Управления энергетической информации, «Выбросы отработанного ядерного топлива из реакторов США», таблица B4: Класс сборки Дрезден 1. [26]
| Имя | Период эксплуатации | Страна | Тип реактора | Власть | Топливо |
|---|---|---|---|---|---|
| NRX и НЕТ | 1947 (NRX) + 1957 (НИУ); Облучение – испытания небольшого количества твэлов. |  Канада | MTR (штыревые сборки) | 20 МВт; 200 МВт ( см .) | эт+ 235 В , Тестовое топливо |
| Дрезден Блок 1 | 1960–1978 |  Соединенные Штаты | БВР | 197 МВт(эл.) | ThO 2 Угловые стержни , UO 2, плакированные трубкой Циркалой-2. |
| ЦИРУС ; ДХРУВА ; И КАМИНИ | 1960–2010 (ЦИРУС); другие в работе |  Индия | МТР тепловой | 40 МВт; 100 МВт; 30 кВт (малая мощность, исследования) | Ал+ 233 В Топливо привода, J-стержень Th и ThO2, J-стержень ThO 2 |
| Индиан-Пойнт 1 | 1962–1965 [27] | Соединенные Штаты | LWBR , PWR , (контактные сборки) | 285 МВт(эл.) | эт+ 233 В Драйверное топливо, окисные гранулы |
| БОРАКС-IV и станция Элк-Ривер | 1963–1968 | Соединенные Штаты | BWR (контактные сборки) | 2,4 МВт(эл.); 24 МВт (эл.) | эт+ 235 В Оксидные гранулы драйверного топлива |
| МСРЕ ОРНЛ | 1964–1969 | Соединенные Штаты | МСР | 7,5 МВт | 233 В расплавленные фториды |
| Персиковое дно | 1966–1972 | Соединенные Штаты | ВТГР , Экспериментальный (призменный блок) | 40 МВт(эл.) | эт+ 235 В Топливо привода, частицы топлива с покрытием, оксиды и дикарбиды |
| Дракон ( ОЭСР - Евратом ) | 1966–1973 |  Великобритания (также  Швеция,  Норвегия и  Швейцария) | HTGR , Экспериментальный (штыревая конструкция) | 20 МВт | эт+ 235 В Топливо привода, частицы топлива с покрытием, оксиды и дикарбиды |
| АВР | 1967–1988 |  Германия (Запад) | HTGR , экспериментальный ( реактор с галечным слоем ) | 15 МВт(эл.) | эт+ 235 В Топливо привода, частицы топлива с покрытием, оксиды и дикарбиды |
| Линген | 1968–1973 | Германия (Запад) | BWR радиационные испытания | 60 МВт(эл.) | Тестовое топливо (Th,Pu)O 2 таблетки |
| СУСПОП/КСТР КЕМА | 1974–1977 |  Нидерланды | Водная гомогенная суспензия (штыревые сборки) | 1 МВт | Th+ВОУ, оксидные таблетки |
| Форт Сен-Врен | 1976–1989 | Соединенные Штаты | HTGR , Power (призменный блок) | 330 МВт(эл.) | эт+ 235 В Драйверное топливо, частицы топлива с покрытием, дикарбид |
| Шиппорт | 1977–1982 | Соединенные Штаты | LWBR , PWR , (контактные сборки) | 100 МВт(эл.) | эт+ 233 В Драйверное топливо, окисные гранулы |
| КАПС 1 и 2 ; 1 и 2 сом; ПДП 2, 3 и 4 | 1980 г. (РАПС 2)+; продолжается во всех новых PHWR | Индия | PHWR , (штыревые сборки) | 220 МВт(эл.) | Таблетки ThO 2 (для выравнивания нейтронного потока исходной активной зоны после пуска) |
| ФБТР | 1985 год; в эксплуатации | Индия | LMFBR , (штифтовые сборки) | 40 МВт | ТХО 2 одеяло |
| ТТТР-300 | 1985–1989 | Германия (Запад) | HTGR , мощность ( тип гальки ) | 300 МВт(эл.) | эт+ 235 В Топливо привода, частицы топлива с покрытием, оксиды и дикарбиды |
| ТМСР-ЛФ1 | 2023 год; выдана лицензия на эксплуатацию |  Китай | Экспериментальный реактор на расплавленной соли на жидком топливе на основе тория | 2 МВт | Расплавленная соль на основе тория |
| Шляпы | 2024 год; запланировано | Нидерланды | Эксперимент с расплавленной солью тория в высокопоточном реакторе | 45 МВт(эл.) | ? |
См. также
[ редактировать ]
Портал ядерных технологий 
Энергетический портал
- Торий
- Торий-232
- Появление тория
- Ядерная энергетика на основе тория
- Список стран по ресурсам тория
- Список стран по запасам урана
- Усовершенствованный тяжеловодный реактор
- Элвин Радковски
- КОГДА реактор
- Фуджи МСР
- Пик урана
- Радиоактивные отходы
- Ториевый энергетический альянс
- Фонд Вайнберга
- Мировые энергетические ресурсы и потребление
Ссылки
[ редактировать ]- ↑ Перейти обратно: Перейти обратно: а б Роберт Харгрейвс; Ральф Мойр (январь 2011 г.). «Ядерные реакторы на жидком топливе» . Форум Американского физического общества по физике и обществу . Проверено 31 мая 2012 г.
- ^ Сублетт, Кэри (20 февраля 1999 г.). «Часто задаваемые вопросы по ядерным материалам» . Nuclearweaponarchive.org . Проверено 23 октября 2019 г.
- ↑ Перейти обратно: Перейти обратно: а б Канг, Дж.; Фон Хиппель, ФН (2001). «U-232 и устойчивость U-233 к распространению в отработавшем топливе». Наука и глобальная безопасность . 9 (1): 1–32. Бибкод : 2001S&GS....9....1K . дои : 10.1080/08929880108426485 . S2CID 8033110 . «Архивная копия» (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 3 декабря 2014 г. Проверено 2 марта 2015 г.
{{cite web}}: CS1 maint: архивная копия в заголовке ( ссылка ) - ^ « Супертопливо» Торий — риск распространения?» . 5 декабря 2012 г.
- ^ Эшли, Стивен; Паркс, Джеффри (5 декабря 2012 г.). «Ториевое топливо имеет риски» . Природа . 492 (7427): 31–33. дои : 10.1038/492031а . ПМИД 23222590 . S2CID 4414368 .
Однако мы обеспокоены тем, что для преобразования 232Th в 233U могут быть использованы другие процессы, которые могут проводиться на меньших установках, при этом минимизируя загрязнение 232U, создавая тем самым угрозу распространения. Примечательно, что химическое разделение промежуточного изотопа — протактиния-233, который распадается на 233U, вызывает беспокойство. ... Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) считает 8 килограммов урана-233 достаточным для создания ядерного оружия1. Таким образом, 233U представляет угрозу распространения.
- ↑ Перейти обратно: Перейти обратно: а б с д и ж г «IAEA-TECDOC-1450 Ториевый топливный цикл – потенциальные преимущества и проблемы» (PDF) . Международное агентство по атомной энергии. Май 2005 года . Проверено 23 марта 2009 г.
- ^ Ганесан Венкатараман (1994). Бхабха и его великолепные навязчивые идеи . Университетская пресса. п. 157.
- ^ «IAEA-TECDOC-1349 Потенциал топливных циклов на основе тория для ограничения количества плутония и снижения токсичности долгоживущих отходов» (PDF) . Международное агентство по атомной энергии. 2002 . Проверено 24 марта 2009 г.
- ^ Эванс, Бретт (14 апреля 2006 г.). «Ученый призывает перейти на торий» . Новости АВС . Архивировано из оригинала 28 марта 2010 г. Проверено 17 сентября 2011 г.
- ^ Мартин, Ричард (21 декабря 2009 г.). «Уран – это прошлый век – введите Торий, новое зеленое ядерное оружие» . Проводной . Проверено 19 июня 2010 г.
- ^ Мур, Уиллард С. (1 мая 1981 г.). «Содержание изотопов тория в океанской воде» . Письма о Земле и планетологии . 53 (3): 419–426. Бибкод : 1981E&PSL..53..419M . дои : 10.1016/0012-821X(81)90046-7 . ISSN 0012-821X .
- ^ Миллер, Дэниел (март 2011 г.). «Ядерное сообщество проигнорировало сообщение о безопасности реактора: эксперт» . Новости АВС . Проверено 25 марта 2012 г.
- ^ Дин, Тим (апрель 2006 г.). «Ядерный век Нью-Йорка» . Космос . Архивировано из оригинала 5 января 2010 г. Проверено 19 июня 2010 г.
- ^ Маккей, Дэвид Дж. К. (20 февраля 2009 г.). Устойчивая энергетика – без горячего воздуха . UIT Cambridge Ltd. с. 166 . Проверено 19 июня 2010 г.
- ^ «Флайб Энерджи» . Флайб Энерджи . Проверено 12 июня 2012 г.
- ^ Будущее ядерного топливного цикла (PDF) (Отчет). Массачусетский технологический институт. 2011. с. 181.
- ↑ Перейти обратно: Перейти обратно: а б Ле Брун, К.; Л. Матье; Д. Хойер; А. Нуттин. «Влияние концептуальной технологии MSBR на долговременную радиотоксичность и устойчивость к распространению» (PDF) . Техническое совещание по стратегиям управления расщепляющимися материалами для устойчивой ядерной энергетики, Вена, 2005 г. Проверено 20 июня 2010 г.
- ^ Бриссо Р.; Хойер Д.; Хаффер Э.; Ле Брун, К.; Луазо, Ж.М.; Нифенекер Х.; Наттин А. (июль 2001 г.). «Ядерная энергия с (почти) отсутствием радиоактивных отходов?» . Лаборатория субатомной физики и космологии (LPSC). Архивировано из оригинала 25 мая 2011 г.
согласно компьютерному моделированию, проведенному в ISN, этот протактиний доминирует по остаточной токсичности потерь через 10 000 лет.
- ^ «Интерактивная карта нуклидов» . Брукхейвенская национальная лаборатория . Архивировано из оригинала 21 июля 2011 года . Проверено 2 марта 2015 г.
Сечения тепловых нейтронов в амбарах (изотоп, захват:деление, ж/ж+ц, ж/ц) 233U 45,26:531,3 92,15% 11,74; 235U 98,69:585,0 85,57% 5,928; 239Pu 270,7:747,9 73,42% 2,763; 241Pu 363,0:1012 73,60% 2,788.
- ^ "9219.endfb7.1" . атом.каэри.ре.кр .
- ^ «Использование тория в качестве ядерного топлива» (PDF) . Американское ядерное общество. Ноябрь 2006 года . Проверено 24 марта 2009 г.
- ^ «Испытание тория начинается» . Мировые ядерные новости. 21 июня 2013 года . Проверено 21 июля 2013 г.
- ^ «Протактиний-231 – Новый выгорающий поглотитель нейтронов» . 11 ноября 2017 г.
- ^ «Операция Чайник» . 11 ноября 2017 года . Проверено 11 ноября 2017 г.
- ^ «IAEA-TECDOC-1319 Использование ториевого топлива: варианты и тенденции» (PDF) . Международное агентство по атомной энергии. Ноябрь 2002 года . Проверено 24 марта 2009 г.
- ^ Выбросы отработанного ядерного топлива из реакторов США . Управление энергетической информации . 1995 [1993]. п. 111. ИСБН 978-0-7881-2070-1 . Проверено 11 июня 2012 г. Они были изготовлены компанией General Electric (код сборки XDR07G) и позже отправлены на площадку в Саванна-Ривер для переработки.
- ^ «Индия готова к новому урану» . Маунт Вернон Аргус . Уайт-Плейнс, Нью-Йорк. 16 марта 1966 г. с. 17 . Проверено 21 марта 2023 г.
Дальнейшее чтение
[ редактировать ]- Кастен, PR (1998). « Обзор концепции ториевого реактора Радковского » Science & Global Security, 7 (3), 237–269.
- Дункан Кларк (9 сентября 2011 г.), « Сторонники тория создают группу давления. Огромный оптимизм в отношении ториевой ядерной энергетики при запуске Фонда Вайнберга », The Guardian
- Нельсон, AT (2012). «Торий: не является коммерческим ядерным топливом в ближайшем будущем» . Бюллетень ученых-атомщиков . 68 (5): 33–44. Бибкод : 2012БуАтС..68е..33Н . дои : 10.1177/0096340212459125 . S2CID 144725888 .
- Б.Д. Кузьминов, В.Н. Манохин, (1998) «Состояние ядерных данных для ториевого топливного цикла» , перевод МАГАТЭ из российского журнала «Ядерные константы», выпуск № 3–4, 1997 г.
- ториевого и уранового топливных циклов, Сравнение проведенное Национальной ядерной лабораторией Великобритании.
- Информационный бюллетень о тории. Архивировано 16 февраля 2013 г. в Wayback Machine Всемирной ядерной ассоциации .
- Аннотированная библиография по ториевому топливному циклу. Архивировано 7 октября 2010 г. на Wayback Machine из цифровой библиотеки по ядерным вопросам Алсос.