Ториевый топливный цикл

Эта статья находится на начальном уровне проработки, в одной из её версий выборочно используется текст из источника, распространяемого под свободной лицензией
Материал из энциклопедии Руниверсалис
Экспериментальный ториевый реактор в Оук-Ридже (1965—1969 гг.)

Ториевый топливный цикл — ядерный топливный цикл, который в качестве расщепляющегося материала использует изотоп тория Th-232. В реакторе изотоп Th-232 в процессе ядерной трансмутации превращается в расщепляющийся искусственный изотоп урана U-233, который является ядерным топливом. В отличие от природного урана, природный торий содержит только следовые количества расщепляющегося материала (например, Th-231), которые недостаточны для инициации цепной ядерной реакции. Для инициализации топливного цикла в этих условиях требуются дополнительные расщепляющиеся материалы или дополнительный источник нейтронов. В ториевом реакторе Th-232 поглощает нейтроны и превращается в U-233. Этот процесс аналогичен процессам на урановых реакторах-бридерах, где изотоп урана U-238 поглощает нейтроны, образуя расщепляющийся изотоп Pu-239. В зависимости от конструкции реактора и топливного цикла, образующийся U-233 либо расщепляется на месте своего возникновения, либо химически отделяется от отработавшего ядерного топлива и используется для производства нового топлива.

Ториевый топливный цикл имеет несколько потенциальных преимуществ по сравнению с урановым топливным циклом, в том числе большая доступность тория, лучшие физические и ядерные свойства, меньшее образование плутония и актинидов, что означает лучшее соответствие режиму нераспространения ядерного оружия при использовании в традиционных легководных реакторах[1][2] (хотя это не так для реакторов на расплавах солей).[3][4]

История

Первоначальный интерес к ториевому циклу был мотивирован опасениями по поводу ограниченности мировых урановых ресурсов. Предполагалось, что по истощении запасов урана, торий будет использоваться в качестве добавки к урану в качестве расщепляемого материала. Однако, поскольку во многих странах запасы урана относительно велики, интерес к ториевому топливному циклу угас. Заметным исключением была трёхступенчатая ядерно-энергетическая программа Индии.[5] В XXI веке потенциал тория с точки зрения нераспространения ядерного оружия и снижения производства ядерных отходов привели к возобновлению интереса к ториевому топливному циклу.[6][7][8]

В 1960-х годах в Национальной лаборатории Ок-Ридж в экспериментах с реактором на расплавах солей, где в качестве топлива использовался изотоп U-233, была продемонстрирована часть ториевого топливного цикла. Эксперименты с жидкосолевым реактором (ЖСР или Molten salt reactor, МSR), необходимые для оценки возможностей тория, использовали фторид тория (IV) в виде расплава, исключая необходимость изготовления топливных элементов. Программа ЖСР была закрыта в 1976 году после того, как её покровитель Элвин Вайнберг был уволен.[9]

В 2006 году Карло Руббиа предложил концепцию энергетического усилителя (accelerator driven system, ADS), которую он рассматривал как новый и безопасный способ получения ядерной энергии с использованием существующих ускорительных технологий. Концепция Руббиа предоставляет возможность избежать накопления высокоактивных ядерных отходов, производя энергию из природного тория и обедненного урана.[10][11]

Кирк Соренсен, бывший учёный НАСА и главный технолог Flibe Energy в течение долгого времени является промоутером ториевого топливного цикла и особенно жидкосолевого реактора на фториде тория (liquid fluoride thorium reactor, LFTR). Во время работы в НАСА он впервые исследовал ториевые реакторы в качестве одного из вариантов обеспечения энергией лунных колоний. В 2006 году Соренсен основал сайт «energyfromthorium.com» для продвижения и распространения информации об этой технологии.[12]

В 2011 году в Массачусетском технологическом институте пришли к выводу, что хотя для применения ториевого топливного цикла не существует серьёзных технических препятствий, существование легководных реакторов оставляет мало стимулов для сколько-нибудь значительного проникновения этой технологии на рынок. Поэтому существует мало шансов, что ториевый цикл заменит обычный урановый на рынке атомной энергетики, несмотря на его потенциальные выгоды.[13]

Ядерные реакции тория

«Торий похож на сырые дрова, его сначала надо превратить в уран, так же как сырые дрова надо высушить, чтобы они загорелись»

— Ратан Кумар Синха, бывший председатель Комиссии по атомной энергии Индии[14]

В ториевом цикле ядерное топливо образуется при захвате нейтрона изотопом Th-232 (это может происходить и в реакторе на быстрых нейтронах, и в реакторе на тепловых нейтронах), при этом образуется изотоп Th-233. Последний изотоп нестабилен. Как правило, он испускает электрон и антинейтрино (ν) в процессе β−
-распада и превращается в изотоп протактиния Pa-233. Этот изотоп претерпевает ещё один β− распад и превращается в U-233, который может быть использован в качестве топлива:

[math]\ce{ \overset{neutron}{n}+{^{232}_{90}Th} -> {^{233}_{90}Th} ->[\beta^-] {^{233}_{91}Pa} ->[\beta^-] \overset{fuel}{^{233}_{92}U} }[/math]

Отходы продуктов деления

В процессе ядерного деления образуются радиоактивные продукты деления, которые могут иметь периоды полураспада от нескольких дней до более чем 200 000 лет. По данным некоторых исследований,[15] ториевый цикл может полностью переработать отходы актинидов, оставляя в качестве отходов только продукты деления, и через несколько сотен лет, отходы от ториевого реактора будут менее токсичными, чем урановая руда, которая используется в производстве низкообогащенного уранового топлива для легководного реактора такой же мощности. Другие исследования показывают, что загрязнения в виде актинидов могут доминировать в отходах ториевого цикла в некоторых будущих периодах.[16]

Отходы актинидов

Трансмутации в ториевом цикле. Жёлтым цветом выделены короткоживущие изотопы (менее 30 дней), жирным шрифтом — долгоживущие (более 1 млн лет), красной рамкой обведены изотопы, способные к делению

В реакторе, когда нейтроны попадают в способные к расщеплению атомы (например, в некоторые изотопы урана), они либо разбивают ядро, либо поглощаются им, вызывая ядерные превращения (трансмутации) элементов. В случае U-233 трансмутация с большей вероятностью производит полезное ядерное топливо, чем трансурановые отходы. Когда U-233 поглощает нейтрон, он либо расщепляется, либо становится U-234. Вероятность деления при поглощении теплового нейтрона равна примерно 92 %, то есть соотношение вероятностей захвата и деления составляет около 1:12, что лучше, чем соответствующий показатель для U-235 (1:6), или для Pu-239 и Pu-241 (для обоих примерно 1:3).[17][18] В результате образуется меньше трансурановых отходов, чем в реакторе с использованием уран-плутониевого топливного цикла.

U-234, как и большинство нуклидов с чётным числом нейтронов, не делится, но захватывает нейтрон и превращается в U-235. Если этот расщепляющийся изотоп не делится при захвате нейтрона, он превращается в U-236, Np-237, Pu-238 и в конце концов в расщепляющийся Pu-239 и более тяжёлые изотопы плутония. Np-237 может быть извлечён из топлива и складирован в качестве отходов либо превращается в плутоний, который частично расщепляется, а частично превращается в Pu-242, а затем в америций и кюрий, которые, в свою очередь, могут быть удалены как отходы или возвращены в реактор для трансмутации и деления.

Однако, Pa-231 (с периодом полураспада 32 700 лет), который получается из Th-232 путём реакции (n,2n) (через изотоп Th-231, который превращается затем в Pa-231), является основным фактором долгосрочной радиотоксичности отработавшего ядерного топлива.

Загрязнение ураном-232

Уран-232 также образуется в этом процессе путём реакции (n,2n) при попадании быстрых нейтронов в U-233 по цепочке через Pa-233 и Th-232 :

[math]\displaystyle{ \begin{array}{l}{}\\ \ce{{^{232}_{90}Th} -\gt [+n] {^{233}_{90}Th} -\gt [\beta^-] {^{233}_{91}Pa} -\gt [\beta^-] {^{233}_{92}U} -\gt [+n-2n] {^{232}_{92}U}}\\ \ce{{^{232}_{90}Th} -\gt [+n] {^{233}_{90}Th} -\gt [\beta^-] {^{233}_{91}Pa} -\gt [+n-2n] {^{232}_{91}Pa} -\gt [\beta^-] {^{232}_{92}U}}\\ \ce{{^{232}_{90}Th} -\gt [+n-2n] {^{231}_{90}Th} -\gt [\beta^-] {^{231}_{91}Pa} -\gt [+n] {^{232}_{91}Pa} -\gt [\beta^-] {^{232}_{92}U}}\\{} \end{array} }[/math]

Уран-232 имеет относительно короткий период полураспада (68,9 лет), и некоторые продукты его распада, такие как Rn-224, Bi-212 и особенно Tl-208, испускают гамма-излучение высокой энергии. Полная цепочка распада и периоды полураспада каждого изотопа показаны на следующем рисунке:

 Цепочка распада 4n, начинающаяся с Th-232, которую обычно называют «ториевым циклом»
[math]\displaystyle{ \begin{align}{}\\ \ce{^{232}_{92}U -\gt [\alpha] ^{228}_{90}Th}\ &\mathrm{(68.9\ years)}\\ \ce{^{228}_{90}Th -\gt [\alpha] ^{224}_{88}Ra}\ &\mathrm{(1.9\ year)}\\ \ce{^{224}_{88}Ra -\gt [\alpha] ^{220}_{86}Rn}\ &\mathrm{(3.6\ day,\ 0.24\ MeV)}\\ \ce{^{220}_{86}Rn -\gt [\alpha] ^{216}_{84}Po}\ &\mathrm{(55\ s,\ 0.54\ MeV)}\\ \ce{^{216}_{84}Po -\gt [\alpha] ^{212}_{82}Pb}\ &\mathrm{(0.15\ s)}\\ \ce{^{212}_{82}Pb -\gt [\beta^-] ^{212}_{83}Bi}\ &\mathrm{(10.64\ h)}\\ \ce{^{212}_{83}Bi -\gt [\alpha] ^{208}_{81}Tl}\ &\mathrm{(61\ m,\ 0.78\ MeV)}\\ \ce{^{208}_{81}Tl -\gt [\beta^-] ^{208}_{82}Pb}\ &\mathrm{(3\ m,\ 2.6\ MeV)}\\{} \end{align} }[/math]

Топлива ториевого цикла испускают жёсткое гамма-излучение, которое выводит из строя электронику, тем самым ограничивая их использование в качестве атомного оружия. U-232 невозможно химически отделить от U-233 в отработавшем ядерном топливе, однако химическое отделение тория от урана удаляет продукт распада Th-228 и предотвращает образование других изотопов ториевого цикла. Загрязнения можно избежать также с помощью жидкосолевого реактора-размножителя и отделения Pa-233, прежде чем он распадается в U-233. Жёсткое гамма-излучение создают радиационную опасность, которая требует при повторной обработке дистанционного манипулирования.

Ядерное топливо

В качестве ядерного топлива торий похож на U-238, который составляет большую часть природного и обеднённого урана. Поперечное сечение (σa) поглощения тепловых нейтронов и резонансный интеграл (среднее сечение поглощения нейтронов для нейтронов средних энергий) для Th-232 примерно в 3,3 раза выше соответствующих значений для U-238.

Преимущества

По существующим оценкам запасы тория в земной коре примерно в три-четыре раза превышают запасы урана,[19] хотя нынешние сведения о запасах тория ограничены. В настоящее время торий получается как побочный продукт добычи редкоземельных элементов из монацитовых песков.

Хотя сечение деления тепловым нейтроном (σf) полученного изотопа U-233 сравнимо с аналогичным параметром для U-235 и Pu-239, он имеет гораздо более низкое сечение захвата (σγ), обеспечивая меньшее количество нейтронных поглощений, не сопровождаемых делением. Наконец, соотношение количества испущенных нейтронов на один поглощённый нейтрон (η) превышает 2 в широком диапазоне энергий, в том числе в тепловом спектре и, как следствие, ториевое топливо может стать основой для теплового реактора-бридера. Бридер уран-плутониевого цикла должен использовать нейтроны с большей энергией, поскольку для тепловых нейтронов коэффициент размножения менее 2.

Ториевое топливо также имеет благоприятные физические и химические свойства, которые улучшают функционирование реактора и хранилища отходов. По сравнению с преобладающим реакторным топливом, диоксидом урана (UO2), ториевый диоксид (ThO2) имеет более высокую температуру плавления, более высокую теплопроводность и низкий коэффициент теплового расширения. Двуокись тория также проявляет большую химическую стабильность и, в отличие от диоксида урана, дальше не окисляется.

Из-за того, что U-233, получаемый в ториевом цикле, значительно загрязнён изотопом U-232, отработанное ядерное топливо реакторов предлагаемой конструкции мало пригодно для получения оружейного урана, что способствует режиму нераспространения ядерного оружия. U-233 невозможно химически выделить из смеси с U-232. Кроме того, он имеет несколько продуктов распада, которые излучают высокоэнергетическое гамма-излучение. Эти высокоэнергетические фотоны представляют радиационную опасность, предполагающие дистанционную работу с выделенным ураном.

Долгосрочная (на время порядка 103-106 лет) радиационная опасность обычного отработанного уранового топлива вызывается в основном плутонием и младшими актинидами и во вторую очередь долгоживущими продуктами распада. Одного захвата нейтрона изотопом U-238 достаточно для получения трансурановых элементов, в то время как для Th-232 для этого необходим захват пяти нейтронов. 98-99 % ядер ториевого топливного цикла превращается в U-233 или U-235, остальные долгоживущие трансураны производятся в незначительных количествах. Поэтому торий является потенциально привлекательной альтернативой урана в MOX-топливе для сведения к минимуму образования трансурановых элементов и максимального уничтожения плутония.[20]

Недостатки

Есть несколько трудностей при применении тория в качестве ядерного топлива, в частности для твердотопливных реакторов:

В отличие от урана, природный торий содержит только один изотоп и не имеет расщепляющихся изотопов, поэтому для цепной реакции к нему необходимо добавлять расщепляющиеся материалы, например, U-233 или U-235. Это, наряду с высокой температурой спекания оксида тория, усложняет изготовление топлива. В Оукриджской Национальной лаборатории в 1964—1969 проводились эксперименты с тетрафторидом тория в качестве топлива жидкосолевого реактора, в котором, как ожидалось, будет легче отделить примеси, замедляющие или останавливающие цепную реакцию.

В открытом топливном цикле (то есть с использованием U-233 на месте), необходима большая степень выгорания для достижения благоприятного баланса нейтронов. Хотя диоксид тория показывает степень выгорания 170 000 МВт-сутки/т и 150 000 МВт-сутки/т на электростанциях Форт-Сент-Враин и АВР соответственно, затруднительно догнать по этому параметру легководные реакторы (ЛВР), которые составляют подавляющее большинство существующих реакторов.

В открытом ториевом топливном цикле в отходы уходит остаточный долгоживущий изотоп U-233.

Другая проблема, связанная с ториевым топливным циклом — это сравнительно длительный интервал, в течение которого Th-232 превращается в U-233. Период полураспада Pa-233 — около 27 дней, что на порядок больше, чем у Np-239. Как следствие, существующий Pa-233 превращается в ториевое топливо. Pa-233 хороший поглотитель нейтронов и хотя он в конечном итоге порождает расщепляющийся изотоп U-235, это требует поглощения двух нейтронов, что ухудшает баланс нейтронов и повышает вероятность появления трансуранов.

Кроме того, если твёрдый торий используется в замкнутом топливном цикле, в котором возвращается в цикл U-233, при изготовлении топлива требуется дистанционное управление из-за высокого уровня радиации продуктов распада U-233. Это также верно и для вторичного тория из-за наличия Th-228, который является частью цепочки распада U-232. Далее, в отличие от проверенных технологий утилизации отходов уранового топлива (например, ПУРЕКС), технологии переработки тория (например, THOREX) находятся только в стадии разработки.

Хотя присутствие U-232 усложняет дело, есть опубликованные документы, свидетельствующие о том, что U-233 использовался один раз при испытании ядерного оружия. Соединённые Штаты провели испытания композитной U-233-плутониевой бомбы во время операции «Teapot» в 1955 году, хотя с гораздо более низким эффектом, чем ожидалось.[21]

Хотя ториевое топливо производит гораздо меньше долгоживущих трансурановых элементов, чем урановое, некоторые долгоживущие актиноиды осуществляют долгосрочное радиологическое воздействие, особенно Pa-231.

Защитники жидкоядерных и жидкосолевых реакторов, таких как LFTR, утверждают, что эти технологии нивелируют недостатки тория, присутствующие в твердотопливных реакторах. Поскольку было построено только два реактора на жидком фториде (ORNL ARE и MSRE) и ни в одном из них не использовался торий, трудно судить о реальных преимуществах этих реакторов.

Реакторы

Ториевое топливо использовали несколько различных типов реакторов, включая легководные реакторы, тяжеловодные реакторы, высокотемпературные газовые реакторы, быстрые реакторы с натриевым теплоносителем и жидкосолевые реакторы.[22]

Список ториевых реакторов

Источник информации: IAEA TECDOC-1450 «Thorium Fuel Cycle — Potential Benefits and Challenges», Table 1: Thorium utilization in different experimental and power reactors.[17] В таблице не показан реактор Дрезден 1 (США), где использовались «уголковые стержни из оксида тория».[23]

Название Страна Тип реактора Мощность Топливо Годы работы
AVR ФРГ
 HTGR, experimental (pebble bed reactor) 015000 15 МВт (э) Th+U-235 Driver fuel, coated fuel particles, oxide & dicarbides 1967-1988
THTR-300 ФРГ HTGR, power (pebble type) 300000 300 МВт (э) Th+U-235, Driver fuel, coated fuel particles, oxide & dicarbides 1985-1989
Lingen ФРГ BWR irradiation-testing 060000 60 МВт (э)
 Test fuel (Th,Pu)O2 pellets 1968-1973
Dragon (OECD-Euratom) Великобритания, Швеция, Норвегия, Швейцария
 HTGR, Experimental (pin-in-block design) 020000 20 МВт Th+U-235 Driver fuel, coated fuel particles, oxide & dicarbides 1966-1973
Peach Bottom США HTGR, Experimental (prismatic block) 040000 40 МВт (э) Th+U-235 Driver fuel, coated fuel particles, oxide & dicarbides 1966-1972
Fort St Vrain США HTGR, Power (prismatic block) 330000 330 МВт (э) Th+U-235 Driver fuel, coated fuel particles, Dicarbide 1976-1989
MSRE ORNL США MSR 007500 7,5 МВт U-233 molten fluorides 1964-1969
BORAX-IV & Elk River Station США BWR (pin assemblies) 002400 2,4 МВт (э)
24 МВт (э) 		Th+U-235 Driver fuel oxide pellets 1963-1968
Shippingport США LWBR, PWR, (pin assemblies) 100000 100 МВт (э) Th+U-233 Driver fuel, oxide pellets 1977-1982
Indian Point 1 США LWBR, PWR, (pin assemblies) 285000 285 МВт (э) Th+U-233 Driver fuel, oxide pellets 1962-1980
SUSPOP/KSTR KEMA Нидерланды Aqueous homogenous suspension (pin assemblies) 001000 1 МВт Th+HEU, oxide pellets 1974-1977
NRX & NRU Канада MTR (pin assemblies) 020000 20 МВт; 200 МВт Th+U-235, Test Fuel 1947 (NRX) + 1957 (NRU); Irradiation-testing of few fuel elements
CIRUS; DHRUVA; & KAMINI Индия MTR thermal 040000 40 МВт; 100 МВт; 30 кВт (low power, research) Al+U-233 Driver fuel, ‘J’ rod of Th & ThO2, ‘J’ rod of ThO2 1960-2010 (CIRUS); others in operation
KAPS 1 &2; KGS 1 & 2; RAPS 2, 3 & 4 Индия PHWR, (pin assemblies) 220000 220 МВт (э) ThO2 pellets (for neutron flux flattening of initial core after start-up) 1980 (RAPS 2) +; continuing in all new PHWRs
FBTR Индия LMFBR, (pin assemblies) 040000 40 МВт (т) ThO2 blanket 1985; в строю

Примечания

  1. ↑ Ralph Moir. Liquid Fuel Nuclear Reactors. American Physical Society Forum on Physics & Society (январь 2011). Дата обращения: 31 мая 2012. Архивировано 20 сентября 2020 года.
  2. ↑ Nuclear Materials FAQ
  3. ↑ Kang, J.; Von Hippel, F. N. U‐232 and the proliferation‐resistance of U‐233 in spent fuel (англ.) // Science & Global Security : journal. — 2001. — Vol. 9. — P. 1. — doi:10.1080/08929880108426485. Архивированная копия (недоступная ссылка). Дата обращения: 2 марта 2015. Архивировано 3 декабря 2014 года.
  4. ↑ "Superfuel" Thorium a Proliferation Risk? (5 декабря 2012). Дата обращения: 6 апреля 2018. Архивировано 27 октября 2014 года.
  5. ↑ Ganesan Venkataraman. Bhabha and his magnificent obsessions, page 157 (англ.). — Universities Press, 1994.
  6. ↑ IAEA-TECDOC-1349 Potential of thorium-based fuel cycles to constrain plutonium and to reduce the long-lived waste toxicity. International Atomic Energy Agency (2002). Дата обращения: 24 марта 2009. Архивировано 28 апреля 2021 года.
  7. ↑ Evans, Brett. Scientist urges switch to thorium, ABC News (14 апреля 2006). Архивировано 28 марта 2010 года. Дата обращения 17 сентября 2011.
  8. ↑ Martin, Richard. Uranium Is So Last Century — Enter Thorium, the New Green Nuke, Wired (21 декабря 2009). Архивировано 26 июня 2010 года. Дата обращения 19 июня 2010.
  9. ↑ Miller, Daniel Nuclear community snubbed reactor safety message: expert. ABC News (март 2011). Дата обращения: 25 марта 2012. Архивировано 20 марта 2012 года.
  10. ↑ Dean, Tim New age nuclear (недоступная ссылка). Cosmos (апрель 2006). Дата обращения: 19 июня 2010. Архивировано 5 января 2010 года.
  11. ↑ MacKay, David J. C.  (англ.) (рус.. Sustainable Energy - without the hot air (неопр.). — UIT Cambridge Ltd., 2009. — С. 166. Архивная копия от 4 июня 2016 на Wayback Machine
  12. ↑ Flibe Energy. Flibe Energy. Дата обращения: 12 июня 2012. Архивировано 7 февраля 2013 года.
  13. ↑ The Future of the Nuclear Fuel Cycle : [арх. 6 апреля 2018]. — MIT, 2011. — С. 181.
  14. ↑ Date set for fuel reactor (2 сентября 2013). Архивировано 8 сентября 2013 года. Дата обращения 4 сентября 2013.
  15. ↑ Le Brun, C. Impact of the MSBR concept technology on long-lived radio-toxicity and proliferation resistance (PDF). Technical Meeting on Fissile Material Management Strategies for Sustainable Nuclear Energy, Vienna 2005. Дата обращения: 20 июня 2010. Архивировано 22 мая 2012 года.
  16. ↑ Brissot R., Heuer D., Huffer E., Le Brun, C., Loiseaux, J-M, Nifenecker H., Nuttin A. Nuclear Energy With (Almost) No Radioactive Waste? (недоступная ссылка). Laboratoire de Physique Subatomique et de Cosmologie (LPSC) (июль 2001). — «according to computer simulations done at ISN, this Protactinium dominates the residual toxicity of losses at 10 000 years». Архивировано 25 мая 2011 года.
  17. ↑ 17,0 17,1 IAEA-TECDOC-1450 Thorium Fuel Cycle-Potential Benefits and Challenges (PDF). International Atomic Energy Agency (май 2005). Дата обращения: 23 марта 2009. Архивировано 4 августа 2016 года.
  18. ↑ Interactive Chart of Nuclides. Brookhaven National Laboratory. Дата обращения: 2 марта 2015. Архивировано 21 июля 2011 года. 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.
  19. ↑ The Use of Thorium as Nuclear Fuel (PDF). American Nuclear Society (ноябрь 2006). Дата обращения: 24 марта 2009. Архивировано 8 сентября 2008 года.
  20. ↑ Thorium test begins, World Nuclear News (21 июня 2013). Архивировано 19 июля 2013 года. Дата обращения 21 июля 2013.
  21. ↑ Operation Teapot. Nuclear Weapon Archive (15 октября 1997). Дата обращения: 9 декабря 2008.
  22. ↑ Spent Nuclear Fuel Discharges from U. S. Reactors (1993) (англ.). — Energy Information Administration, 1995. — P. 111. — ISBN 978-0-7881-2070-1. Архивная копия от 1 апреля 2019 на Wayback Machine They were manufactured by General Electric (assembly code XDR07G) and later sent to the Savannah River Site for reprocessing.

Литература

Ссылки

Источник — https://xn--h1ajim.xn--p1ai/index.php?title=Ториевый_топливный_цикл&oldid=7147285