토륨 연료 사이클
Thorium fuel cycle
토륨 연료 사이클은 토륨의 동위원소 Th를
비옥한 물질로 사용하는 핵연료 사이클이다. 원자로에서 Th는
핵연료인 핵분열성 인공 우라늄 동위원소 U로
변환된다. 천연 토륨은 천연 우라늄과 달리 핵 연쇄 반응을 일으키기엔 부족한 미량의 핵분열 물질(Th
등)만 함유하고 있다. 연료 사이클을 시작하기 위해 추가적인 핵분열 물질 또는 다른 중성자 선원이 필요하다. 토륨을 주입한 원자로에서 Th는
U를 생성하기 위해
중성자를 흡수한다. 이것은 비옥한 U가
중성자를 흡수하여 핵분열성 Pu를
형성하는 우라늄 농축 원자로에서의 과정과 유사하다. 생성된
U는 원자로 설계와 연료 주기에 따라 현장에서 배출되거나 사용된 핵연료로부터 화학적으로 분리되어 새로운 핵연료로 형성된다.
이 토륨 연료 주기 우라늄 연료 주기로 토륨의 보다 큰 풍부함, 우월과 핵 물리적 특성, 감소된 플루토늄과 악티 니드 production,[1]과 핵무기 확산할 때 전통적인 경수 reactor[1][2]에 녹인 소금 reac 아니지만에 사용되는 것이 좋저항 등 여러 잠재적인 장점을 가지고 있다.tor.[3][4][5]
역사
전세계 우라늄 자원의 한계에 대한 우려는 토륨 연료 사이클에 대한 초기 관심을 유발했다.[6] 우라늄 매장량이 고갈됨에 따라 토륨이 비옥한 물질로서 우라늄을 보충할 것이라는 상상이 있었다. 그러나 대부분의 국가에서 우라늄은 상대적으로 풍부했고 토륨 연료 주기에 대한 연구는 시들해졌다. 주목할 만한 예외는 인도의 3단계 원자력 발전 프로그램이었다.[7] 21세기에 토륨의 확산 저항성 및 폐기물 특성 개선 잠재력은 토륨 연료 주기에 대한 새로운 관심을 이끌었다.[8][9][10]
1960년대 오크리지 국립 연구소에서, 몰튼-솔트 원자로 실험은 토륨 연료 사이클에서 작동하도록 설계된 몰튼 소금 브리더 원자로의 일부를 실험에서 핵분열 연료로 U를
사용했다. 녹은 염화 원자로(MSR) 실험은 토륨을 사용하여 토륨의 타당성을 평가하였다.IV) 용해된 소금 용액에 용해된 플루오르화물로 연료 원소를 제작할 필요가 없다. MSR 프로그램은 1976년 후원자 앨빈 와인버그가 해고된 후 폐지되었다.[11]
카를로 루비아는 1993년 에너지 증폭기(ADS)나 '가속기 구동 시스템'(ADS)의 개념을 제안했는데, 이를 기존의 가속기 기술을 착취한 원자력 에너지를 새롭고 안전하게 생산할 수 있는 방법이라고 봤다. 루비아의 제안은 고활동 핵 폐기물을 소각하고 천연 토륨과 고갈된 우라늄에서 에너지를 생산할 수 있는 가능성을 제공했다.[12][13]
전직 NASA 과학자, 플리베 에너지 최고 기술자였던 커크 소렌슨은 오랫동안 토륨 연료 사이클과 특히 액화불소 토륨 원자로(LFTRs)를 홍보해 왔다. 그는 NASA에서 일하면서 달 식민지에 적합한 발전소 설계를 평가하면서 처음으로 토륨 원자로를 연구했다. 2006년 소렌센은 이 기술에 대한 정보를 홍보하고 이용 가능하도록 하기 위해 "energyfromthorium.com"을 시작했다.[14]
2011년 MIT 연구에서는 토륨 연료 주기에 대한 장벽이 거의 없지만, 현재 또는 가까운 기간 경수로 설계에서는 유의미한 시장 침투에 대한 인센티브도 거의 없다고 결론지었다. 따라서 그들은 잠재적 이익에도 불구하고 현재의 원자력 시장에서 토륨 사이클이 기존의 우라늄 사이클을 대체할 가능성은 거의 없다고 결론지었다.[15]
토륨과의 핵반응
토륨 사이클에서 연료는 Th가
중성자(고속로든 열로든)를 포획할 때 형성돼
Th가 된다. 이것은 보통 β에−
의한 전자와 반중성리노(
ν
)를 방출하여 Pa가
된다. 그러면 두 번째 β−
붕괴에 의해 또 다른 전자와 반중성자(anti-nutrino)를 방출하여 U가
된다.
![{\displaystyle {\ce {{\overset {neutron}{n}}+{^{232}_{90}Th}->{^{233}_{90}Th}->[\beta ^{-}]{^{233}_{91}Pa}->[\beta ^{-}]{\overset {fuel}{^{233}_{92}U}}}}}](https://wikimedia.org/api/rest_v1/media/math/render/svg/f54ed9ab9c12691aba01cc0f642fa9b5ac661ea3)
핵분열 생성물 폐기물
핵분열은 며칠에서 20만년 이상까지 반감기를 가질 수 있는 방사성 핵분열 생성물을 생산한다. 일부 독성 연구에 따르면 [16]토륨 주기는 액티나이드 폐기물을 완전히 재활용할 수 있고 핵분열 생성물 폐기물을 배출할 수 있으며, 수백년이 지나면 토륨 원자로에서 나오는 폐기물은 같은 동력의 경수로용 저농축 우라늄 연료를 생산하는 데 사용되었을 우라늄 광석보다 독성이 적을 수 있다. 다른 연구들은 액티나이드 손실을 가정하고 액티나이드 폐기물이 일부 미래 기간에 토륨 주기 폐기물 방사능을 지배한다는 것을 발견한다.[17]
액티나이드 폐기물
원자로에서 중성자가 핵분열 원자(우라늄의 특정 동위원소 등)와 충돌하면 핵이 갈라지거나 핵이 포획돼 원자를 전도한다. U의
경우, 트랜스젠테이션은 트랜스우라늄 폐기물보다는 유용한 핵연료를 생산하는 경향이 있다. U가
중성자를 흡수하면, 그것은 방출되거나 U가
된다. 열 중성자 흡수 시 핵분열 가능성은 약 92%이다. 따라서 U의
포획 대 방출 비율은 약 1:12 – U의
해당 포획 대 핵분열 비율(약 1:6) 또는 Pu
또는 Pu
(둘 다 약 1:3)보다 낫다.[6][18] 그 결과는 우라늄-플루토늄 연료 사이클을 사용하는 원자로보다 더 적은 초우라늄 폐기물이다.
| 237Np | ||||||||||||||
| ↑ | ||||||||||||||
| 231U | ← | 232U | ↔ | 233U | ↔ | 234U | ↔ | 235U | ↔ | 236U | → | 237U | ||
| ↓ | ↑ | ↑ | ↑ | |||||||||||
| 231파 | → | 232파 | ← | 233파 | → | 234파 | ||||||||
| ↑ | ↑ | |||||||||||||
| 230TH | → | 231TH | ← | 232TH | → | 233TH | ||||||||
| ||||||||||||||
234
U는
균등한 수의 중성자를 가진 대부분의 액티니이드와 마찬가지로 핵분열체가 아니지만 중성자 포획은 핵분열 U를
생성한다. 핵분열 동위원소가 중성자 포획에 실패하면
U, Np
, Pu를
생성하며, 결국 핵분열체 Pu와
플루토늄의 더 무거운 동위원소를 생성한다. Np는
폐기물로 제거, 저장하거나 플루토늄으로 보존 및 변환할 수 있으며, 여기서 더 많은 폐기물이 배출되는 반면, 나머지는 Pu가
되고 아메리슘과 큐륨이 되며, 이는 폐기물로 제거되거나 원자로에 반환되어 추가적인 변환과 핵분열을 할 수 있다.
그러나, 초우라늄
폐기물은 아니지만, Th(Pa에게
소멸되는 양보 Th
)와의 (n,2n)반응을 통해 형성된 Pa
(반감기 3.274×10년)는 사용후핵연료의 장기적 방사선독성에 큰 기여를 하고 있다.
우라늄-232 오염
232
U는
또한 이 과정에서 고속 중성자와 U
, Pa
, Th
사이의 (n,2n) 반응을 통해 형성된다.
![{\displaystyle {\begin{aligned}{}\\{\ce {{^{232}_{90}Th}->[+n]{^{233}_{90}Th}->[\beta ^{-}]{^{233}_{91}Pa}{\text{ }}->[\beta ^{-}]{^{233}_{92}U}->[+n-2n]{^{232}_{92}U}}}\\{\ce {{^{232}_{90}Th}->[+n]{^{233}_{90}Th}->[\beta ^{-}]{^{233}_{91}Pa}{\text{ }}->[+n-2n]{^{232}_{91}Pa}->[\beta ^{-}]{^{232}_{92}U}}}\\{\ce {{^{232}_{90}Th}->[+n-2n]{^{231}_{90}Th}->[\beta ^{-}]{^{231}_{91}Pa}{\text{ }}->[+n]{^{232}_{91}Pa}->[\beta ^{-}]{^{232}_{92}U}}}\\{}\end{aligned}}}](https://wikimedia.org/api/rest_v1/media/math/render/svg/c082ef8785480b488370fecb974943fbc7bff08f)
대부분의 고른 숫자의 무거운 동위원소와 달리 U는
또한 열 중성자를 흡수하는 시간의 절반 이상을 약간 넘는 핵분열 연료다.[19] 232
U는
비교적 짧은 반감기(68.9년)를 가지고 있으며, 일부 붕괴 제품은 Rn
, Bi
, 특히 Tl과
같은 높은 에너지 감마선을 방출한다. 전체 붕괴 사슬은 반감마 에너지 및 관련 감마 에너지와 함께 다음과 같다.
.PNG)
232
U는
Th의
부패 사슬에 결합되는 Th로
해독한다.
![{\displaystyle {\begin{aligned}{}\\{\ce {^{232}_{92}U ->[\alpha] ^{228}_{90}Th}}\ &\mathrm {(68.9\ years)} \\{\ce {^{228}_{90}Th ->[\alpha] ^{224}_{88}Ra}}\ &\mathrm {(1.9\ year)} \\{\ce {^{224}_{88}Ra ->[\alpha] ^{220}_{86}Rn}}\ &\mathrm {(3.6\ day,\ 0.24\ MeV)} \\{\ce {^{220}_{86}Rn ->[\alpha] ^{216}_{84}Po}}\ &\mathrm {(55\ s,\ 0.54\ MeV)} \\{\ce {^{216}_{84}Po ->[\alpha] ^{212}_{82}Pb}}\ &\mathrm {(0.15\ s)} \\{\ce {^{212}_{82}Pb ->[\beta^-] ^{212}_{83}Bi}}\ &\mathrm {(10.64\ h)} \\{\ce {^{212}_{83}Bi ->[\alpha] ^{208}_{81}Tl}}\ &\mathrm {(61\ m,\ 0.78\ MeV)} \\{\ce {^{208}_{81}Tl ->[\beta^-] ^{208}_{82}Pb}}\ &\mathrm {(3\ m,\ 2.6\ MeV)} \\{}\end{aligned}}}](https://wikimedia.org/api/rest_v1/media/math/render/svg/84159d783a87a794a657d34a04f5e151e74f207f)
토륨 사이클 연료는 전자장치를 손상시켜 폭탄에 사용을 제한시키는 단단한 감마 방출물을 생산한다. 232
U는
사용된 핵연료로부터 U와
화학적으로 분리될 수 없지만, 우라늄에서 토륨을 화학적으로 분리하면 부패제품 Th와
나머지 붕괴사슬의 방사선이 제거되고 Th가
다시 축적되면서 점차적으로 축적된다. 이 오염은 또한 녹은 염류 사육용 원자로를 사용하고 U로
분해되기 전에 Pa를
분리함으로써 피할 수 있다.[3] 또한 경질 감마 방출은 재처리 중 원격 처리가 필요한 방사선 위험을 발생시킨다.
핵연료
비옥한 물질로서 토륨은 천연 우라늄과 고갈된 우라늄의 주요 부분인
U와 비슷하다. Th에
대한 열 중성자 흡수 단면( (面a)과 공명 적분(중간 중성자 에너지 대비 중성자 단면 평균)은 U에
대한 각 값의 약 3/3배이다.
이점
토륨 연료의 일차적인 물리적 이점은 열 사육자 원자로라고 알려진 느린 중성자를 가진 브리더 원자로를 독특하게 가능하게 만든다는 것이다.[6] 이러한 원자로들은 흔히 전통적인 고속 중성자 사육자들보다 단순하다고 여겨진다. 결과 U의
열 중성자 핵분열 단면(σ面f)은 U와
Pu에
견줄 만하지만, 후자의 2개 핵분열 동위원소보다 포획 단면(σ面γ)이 훨씬 낮아 비 핵분열 중성자 흡수량이 적고 중성자 경제도 향상되었다. U에서
중성자당 방출되는 중성자의 비율은 열 스펙트럼을 포함한 광범위한 에너지 범위에서 2보다 크다. 우라늄 - 플루토늄 사이클에서 번식용 원자로는 고속 중성자를 사용해야 하는데, 이는 Pu가
평균적으로 흡수하는 열 스펙트럼에서 1개의 중성자가 2개 미만의 중성자로 이어지기 때문이다.
토륨은 현재 매장량에 대한 지식은 제한되어 있지만 지구 [20]표면의 우라늄보다 약 3~4배 더 풍부한 것으로 추정된다. 현재 토륨에 대한 수요는 모나자이트 모래에서 희토류를 추출한 부산물로 만족하고 있다. 특히 바닷물에 녹는 토륨이 거의 없어 우라늄과 마찬가지로 해수 추출이 불가능하다. 알려진 토륨과 우라늄 자원은 모두 수천 년 동안 세계 규모의 에너지를 생산할 수 있다.
토륨 기반 연료는 또한 원자로와 저장소의 성능을 향상시키는 물리적, 화학적 특성을 나타낸다. 주요 원자로 연료에 비해 이산화우라늄(UO
2), 이산화토륨(ThO
2)은 용해점이 높고 열전도율이 높으며 열팽창 계수가 낮다. 이산화 토륨은 또한 더 큰 화학적 안정성을 보이며, 이산화 우라늄과는 달리 더 이상 산화되지 않는다.[6]
토륨 연료로 생산되는 U는
제안된 원자로 설계에서 U에
상당히 오염되어 있기 때문에 토륨 기반 사용 핵연료는 고유 증식 저항성을 갖는다. 232
U는
U와
화학적으로 분리될 수 없으며 고에너지 감마선을 방출하는 여러 붕괴 제품을 가지고 있다. 이러한 고에너지 광자는 분리된 우라늄의 원격 취급과 그러한 물질의 수동적 검출에 도움이 필요한 방사선학적 위험이다.
재래식 우라늄 기반 사용핵연료의 장기적(약 103~10년6 순서) 방사선 위험은 플루토늄과 기타 사소한 활성화가 지배하고, 그 후 장수 핵분열 생성물은 다시 상당한 기여자가 된다. U에서
단일 중성자 포획은 트랜스우라늄 원소를 생산하기에 충분한 반면, 토륨 주기 연료 핵의 98-99%가
U 또는
U에서
핵분열을 일으킬 수 있으므로 수명이 긴 트랜스우라늄은 더 적다. 이 때문에 토륨은 초우라늄의 발생을 최소화하고 플루토늄의 파괴를 극대화하기 위해 혼합옥사이드(MOX) 연료의 우라늄에 대한 잠재적으로 매력적인 대안이다.[21]
단점들
특히 고형연료 원자로의 경우, 핵연료로서 토륨을 적용하는 데에는 몇 가지 어려움이 있다.
우라늄과 대조적으로 자연적으로 발생하는 토륨은 사실상 단일핵종이며 핵분열 동위원소를 포함하지 않는다. 임계도를 달성하기 위해서는 일반적으로 U
, U
또는 플루토늄인 핵분열성 물질을 첨가해야 한다. 이것은 토륨-다이옥사이드 연료를 만드는 데 필요한 고온과 함께 연료 제조를 복잡하게 만든다. 오크리지 국립 연구소는 1964~1969년 녹은 염화 원자로에서 토륨 테트라플루오라이드를 연료로 실험했는데, 이 실험은 연쇄 반응을 늦추거나 멈추게 하는 오염물질과 처리 및 분리가 용이할 것으로 예상됐다.
개방형 연료 사이클(즉, U를
현장에서 활용)에서는 유리한 중성자 경제 달성을 위해 더 높은 연소율이 필요하다. 이산화 토륨은 포트 St에서 170,000 MWd/t와 150,000 MWd/t의 연소율에서 좋은 성능을 보였지만, Vrain 발전소와 AVR은 각각 기존 발전소의 대부분을 구성하는 경수로(LWR)에서 이를 달성하는 것을 복잡하게 만들고 있다.[6]
토륨 연료 주기에서 토륨 기반 연료는 우라늄 기반 연료보다 수명이 훨씬 적은 트랜스우라늄을 생산하며, 일부 장수명 액티나이드 제품은 특히 Pa와
U.의
장기 방사선 영향을 구성한다.[16] 폐쇄 사이클에서는 233
U와
Pa를
재처리할 수 있다. 231
Pa는
또한 경수로에서 뛰어난 연소성 독소 흡수기로 여겨진다.[22]
토륨 연료 사이클과 관련된 또 다른 도전은 상대적으로
긴 간격이며, 이 간격은 U.로
증식된다. 파의
반감기는 약 27일로, np의
반감기보다 규모가 더 긴 순서다. 결과적으로, 실질적인 Pa는
토륨 기반 연료로 발전한다. 233
Pa는
상당한 중성자 흡수제로서, 비록 그것이 결국 핵분열 U로
번식하지만, 이것은 두 번의 중성자 흡수제를 더 필요로 하는데, 이것은 중성자 경제를 저하시키고 초우라늄 생산 가능성을 증가시킨다.
또는 U가
재활용되는 폐쇄형 연료 사이클에서 고체 토륨을 사용하는 경우, U의
붕괴 제품에서 발생하는 높은 방사선 수준 때문에 연료 제조에 원격 취급이 필요하다. 이는
U의 붕괴 수열의 일부인
Th가 존재하기 때문에 재생 토륨의 경우에도 마찬가지다. 또한 입증된 우라늄 연료 재활용 기술(예: PUREX)과 달리 토륨 재활용 기술(예: THOREX)은 개발 중에 있을 뿐이다.
U의
존재가 문제를 복잡하게 만들고 있지만, U가 핵무기
실험에 한 번 사용된 적이 있다는 것을 보여주는 공개 문서들이 있다. 미국은 1955년 티팟 작전 중 U-플루토늄
폭탄코어를 MET(군사효과 실험) 폭발로 실험했지만 예상보다 훨씬 낮은 수율을 보였다.[23]
LFTR과 같은 액체 노심 및 용융 염화 원자로를 옹호하는 사람들은 이러한 기술이 고체 연료 원자로에 존재하는 토륨의 단점을 무효화한다고 주장한다. 액상코어 불소염원자로는 2개(ORLL ARE, MSRE)만 건설됐고 토륨을 사용하지 않아 정확한 편익을 검증하기 어렵다.[6]
토륨연료원자로
토륨 연료는 경수로, 중수로, 고온 가스 원자로, 나트륨 냉각 고속 원자로, 용융 염 원자로를 포함한 여러 가지 다른 원자로 유형에 연료를 공급해 왔다.[24]
토륨 연료 원자로 목록
 |
 | 이 글은 갱신할 필요가 있다. (2020년 8월) |
IAEA TECDOC-1450의 "토륨 연료 사이클 – 잠재적 유익성과 도전" 표 1: 다양한 실험용 원자로와 발전용 원자로에서의 토륨 활용.[6] 추가적으로 에너지 정보국으로부터 "미국 원자로에서 핵연료 방출 확산" 표 B4: 드레스덴 1 조립품 등급.[25]
| 이름 | 나라 | 원자로형 | 힘 | 연료 | 작업기간 |
|---|---|---|---|---|---|
| 드레스덴 1호기 | 미국 | BWR | 300, 197 MW(e) | To2 코너 로드, 지르칼로이-2 튜브의 UO2 피복재 | 1960–1978 |
| AVR | 독일(서부) | HTGR, 실험(피블 베드 원자로) | 15 MW(e) | Th+235 U 드라이버 연료, 코팅된 연료 입자, 산화물과 디카르비드 | 1967–1988 |
| TTR-300 | HTGR, 전원(피블 유형) | 300, 300 MW(e) | 1985–1989 | ||
| 링겐 | BWR 조사 테스트 | 60 MW(e) | 테스트 연료(Th,Pu)O2 펠릿 | 1968–1973 | |
| 드래곤(OECD-유라톰) | 영국(스웨덴, 노르웨이 및 스위스) | HTGR, 실험(핀 인 블록 설계) | 20 MWt | Th+235 U 드라이버 연료, 코팅된 연료 입자, 산화물과 디카르비드 | 1966–1973 |
| 복숭아 밑단 | 미국 | HTGR, 실험(프리스마틱 블록 | 40 MW(e) | 1966–1972 | |
| 포트 세인트 브레인 | HTGR, 전력(프리스마틱 블록) | 330 MW(e) | Th+235 U 드라이버 연료, 코팅된 연료 입자, 디카르비드 | 1976–1989 | |
| MSRE 오닐 | MSR | 7.5 MWt | 233 녹인 불소 U | 1964–1969 | |
| 보락스-IV&엘크강 역 | BWR(핀 어셈블리) | 2.4 MW(e); 24 MW(e) | TH+235 U 운전석 연료 산화 펠릿 | 1963–1968 | |
| 선적항 | LWBR, PWR, (핀 어셈블리) | 100, 100 MW(e) | Th+233 U 드라이버 연료, 산화 펠릿 | 1977–1982 | |
| 인도 포인트 1 | 285 MW(e) | 1962–1980 | |||
| 서스펜스톱/크스트 케마 | 네덜란드 | 수용성 균질 서스펜션(핀 어셈블리) | 1MWt | Th+HEU, 산화물 펠릿 | 1974–1977 |
| NRX & NRU | 캐나다 | MTR(핀 어셈블리) | 20 MW, 200 MW(참조) | Th+235 U , 연료 테스트 | 1947 (NRX) + 1957 (NRU); 소수의 연료 요소에 대한 조사-시험 |
| 시러스; DHRUVA; & KAMINI | 인도 | MTR 열 | 40 MWt, 100 MWt, 30 kWt(저전력, 연구) | Al+233 U 드라이버 연료, Th & ThO2의 'J' 로드, ThO의2 'J' 로드 | 1960-2010(CIRUS); 기타 운영 중 |
| KAPS 1 &2; KGS 1 & 2; RAPS 2, 3 & 4 | PHWR, (핀 어셈블리) | 220 MW(e) | ThO2 펠릿(시동 후 초기 코어의 중성자속 평탄화용) | 1980(RAPS 2) + 모든 신규 PHWR에서 계속 | |
| FBTR | LMFBR, (핀 어셈블리) | 40 MWt | To2 담요 | 1985년; 운영 중 | |
| 페텐 | 네덜란드 | 고유속 원자로 토륨 용융염 실험 | 45 MW(e) | ? | 2024; 계획됨 |
참고 항목
참조
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We are concerned, however, that other processes, which might be conducted in smaller facilities, could be used to convert 232Th into 233U while minimizing contamination by 232U, thus posing a proliferation threat. Notably, the chemical separation of an intermediate isotope — protactinium-233 — that decays into 233U is a cause for concern. ... The International Atomic Energy Agency (IAEA) considers 8 kilograms of 233U to be enough to construct a nuclear weapon1. Thus, 233U poses proliferation risks.
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according to computer simulations done at ISN, this Protactinium dominates the residual toxicity of losses at 10000 years
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Thermal neutron cross sections in barns (isotope, capture:fission, 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.
- ^ "9219.endfb7.1". atom.kaeri.re.kr.
- ^ "The Use of Thorium as Nuclear Fuel" (PDF). American Nuclear Society. November 2006. Retrieved 2009-03-24.
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- ^ "Protactinium-231 –New burnable neutron absorber". 11 November 2017.
- ^ "Operation Teapot". 11 November 2017. Retrieved Available 11 November 2017. 날짜 값 확인:
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- ^ Spent Nuclear Fuel Discharges from U. S. Reactors. Energy Information Administration. 1995 [1993]. p. 111. ISBN 978-0-7881-2070-1. Retrieved 11 June 2012. 그것들은 제너럴 일렉트릭(조립 코드 XDR07G)에 의해 제조되었고, 후에 재처리를 위해 사바나 강 사이트로 보내졌다.
추가 읽기
- 카스텐, P. R. (1998년) "Radkowsky Thorium 원자로 개념 검토" Science & Global Security, 7(3), 237–269.
- 던컨 클라크(2011년 9월 9일), "토륨은 발사 압력 단체를 옹호한다. '바인버그 재단' 출범 시 토륨 핵에너지에 대한 거대한 낙관론' 더 가디언
- Nelson, A. T. (2012). "Thorium: Not a near-term commercial nuclear fuel". Bulletin of the Atomic Scientists. 68 (5): 33–44. Bibcode:2012BuAtS..68e..33N. doi:10.1177/0096340212459125. S2CID 144725888.
- B.D. 쿠즈미노프, V.N. 마노킨(1998) "토륨 연료 주기에 대한 핵 데이터 현황", IAEA 번역본, 러시아 학술지 야데르네 콘스탄티(핵 상수)호 3-4호 1997.
- 영국 국립 원자력 연구소의 토륨 및 우라늄 연료 주기 비교
- 세계원자력협회의 토륨에 관한 자료표.
- 핵문제 해결을 위한 알소스 디지털 도서관의 토륨 연료 사이클에 대한 주석 서적
