Ториевый топливный цикл

Ториевый топливный цикл — это ядерный топливный цикл , в котором используется изотоп тория .²³²
Чт
, как фертильный материал . В реакторе,²³²
Чт
трансмутируется в делящийся искусственный изотоп урана​²³³
У
что является ядерным топливом . В отличие от природного урана , природный торий содержит только следовые количества делящегося материала (например,²³¹
Чт
), которые недостаточны для инициирования ядерной цепной реакции . Для инициирования топливного цикла необходим дополнительный расщепляющийся материал или другой источник нейтронов. В реакторе с торием,²³²
Чт
поглощает нейтроны , чтобы произвести²³³
У
. Это соответствует процессу в реакторах-размножителях урана , в ходе которого воспроизводимый²³⁸
У
поглощает нейтроны, образуя делящиеся²³⁹
Пу
. В зависимости от конструкции реактора и топливного цикла, генерируется²³³
У
либо расщепляется на месте , либо химически отделяется от отработанного ядерного топлива и преобразуется в новое ядерное топливо.

Ториевый топливный цикл имеет несколько потенциальных преимуществ по сравнению с урановым топливным циклом , включая большую распространенность тория , превосходные физические и ядерные свойства, сниженное производство плутония и актинидов ^[1] и лучшую устойчивость к распространению ядерного оружия при использовании в традиционном легководном реакторе ^{[1] [2]} , но не в реакторе на расплавленной соли . ^{[3] [4] [5]}

Опасения по поводу ограниченности мировых ресурсов урана послужили причиной первоначального интереса к ториевому топливному циклу. ^[6] Предполагалось, что по мере истощения запасов урана торий будет дополнять уран в качестве плодородного материала. Однако для большинства стран уран был относительно распространен, и исследования в области ториевого топливного цикла пошли на убыль. Заметным исключением стала трехступенчатая программа ядерной энергетики Индии . ^[7] В двадцать первом веке заявленный потенциал тория для улучшения устойчивости к распространению и характеристик отходов привел к возобновлению интереса к ториевому топливному циклу. ^{[8] [9] [10]} Хотя торий более распространен в континентальной коре, чем уран, и его легко извлекать из монацита в качестве побочного продукта добычи редкоземельных элементов , в морской воде он встречается гораздо реже, чем уран. ^[11]

В 1960-х годах в Национальной лаборатории Оук-Ридж был проведен эксперимент с реактором на расплавленной соли.²³³
У
в качестве расщепляющегося топлива в эксперименте по демонстрации части реактора-размножителя на расплавленных солях, который был разработан для работы на ториевом топливном цикле. Эксперименты с реактором на расплавленных солях (MSR) оценивали осуществимость тория, используя фторид тория (IV), растворенный в расплавленной солевой жидкости, что исключало необходимость изготовления топливных элементов. Программа MSR была прекращена в 1976 году после увольнения ее покровителя Элвина Вайнберга . ^[12]

В 1993 году Карло Руббиа предложил концепцию усилителя энергии или «системы, управляемой ускорителем» (ADS), которую он рассматривал как новый и безопасный способ производства ядерной энергии, использующий существующие технологии ускорителей. Предложение Руббиа предлагало возможность сжигать высокоактивные ядерные отходы и производить энергию из природного тория и обедненного урана . ^{[13] [14]}

Кирк Соренсен, бывший ученый NASA и главный технолог Flibe Energy, долгое время пропагандировал ториевый топливный цикл и, в частности, реакторы на жидком фториде тория (LFTR). Впервые он исследовал ториевые реакторы, работая в NASA , при оценке проектов электростанций, подходящих для лунных колоний. В 2006 году Соренсен запустил "energyfromthorium.com" для продвижения и предоставления информации об этой технологии. ^[15]

Исследование Массачусетского технологического института 2011 года пришло к выводу, что хотя существует мало препятствий для ториевого топливного цикла, при текущих или краткосрочных конструкциях легководных реакторов также мало стимулов для значительного проникновения на рынок. Таким образом, они пришли к выводу, что маловероятно, что ториевые циклы заменят обычные урановые циклы на текущем рынке ядерной энергетики, несмотря на потенциальные выгоды. ^[16]

В ториевом цикле топливо образуется, когда²³²
Чт
захватывает нейтрон (будь то в быстром реакторе или тепловом реакторе ), чтобы стать²³³
Чт
. Обычно это испускает электрон и антинейтрино (
ν
) к
β⁻
распад , чтобы стать²³³
Па
. Затем это испускает еще один электрон и антинейтрино вторым
β⁻
распад, чтобы стать²³³
У
, топливо:

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

Ядерное деление производит радиоактивные продукты деления , которые могут иметь период полураспада от нескольких дней до более чем 200 000 лет . Согласно некоторым исследованиям токсичности, ^[17] ториевый цикл может полностью перерабатывать отходы актинидов и выделять только отходы продуктов деления, и через несколько сотен лет отходы из ториевого реактора могут быть менее токсичными, чем урановая руда , которая использовалась бы для производства низкообогащенного уранового топлива для легководного реактора той же мощности. Другие исследования предполагают некоторые потери актинидов и обнаруживают, что отходы актинидов доминируют в 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, в течение которой их придется хранить (будь то в глубоком геологическом хранилище или в другом месте). Однако, хотя принципиальная осуществимость некоторых из этих реакций была продемонстрирована в лабораторных масштабах, по состоянию на 2024 год в мире не существует преднамеренной трансмутации продуктов деления в больших масштабах, и предстоящий исследовательский проект MYRRHA по трансмутации в основном сосредоточен на трансурановых отходах. Кроме того, поперечное сечение некоторых продуктов деления относительно низкое, а другие, такие как цезий, присутствуют в виде смеси стабильных, короткоживущих и долгоживущих изотопов в ядерных отходах, что делает трансмутацию зависимой от дорогостоящего разделения изотопов .

В реакторе, когда нейтрон сталкивается с делящимся атомом (например, с некоторыми изотопами урана), он либо расщепляет ядро, либо захватывается и трансмутирует атом. В случае²³³
У
, трансмутации, как правило, производят полезное ядерное топливо, а не трансурановые отходы. Когда²³³
У
поглощает нейтрон, он либо делится, либо становится²³⁴
У
. Вероятность деления при поглощении теплового нейтрона составляет около 92%; отношение захвата к делению²³³
У
, следовательно, составляет около 1:12 – что лучше, чем соответствующие отношения захвата к делению²³⁵
У
(примерно 1:6), или²³⁹
Пу
или²⁴¹
Пу
(оба примерно 1:3). ^{[6] [19]} В результате получается меньше трансурановых отходов, чем в реакторе, использующем уран-плутониевый топливный цикл.

²³⁴
У
, как и большинство актинидов с четным числом нейтронов, не делится, но захват нейтронов приводит к образованию делящихся²³⁵
У
. Если делящийся изотоп не делится при захвате нейтронов, он производит²³⁶
У
,²³⁷
Нп
,²³⁸
Пу
, и в конечном итоге расщепляющийся²³⁹
Пу
и более тяжелые изотопы плутония .²³⁷
Нп
может быть удален и сохранен как отходы или сохранен и преобразован в плутоний, где большая его часть делится, а остальная часть становится²⁴²
Пу
, затем америций и кюрий , которые в свою очередь могут быть удалены как отходы или возвращены в реакторы для дальнейшей трансмутации и деления.

Однако,²³¹
Па
(с периодом полураспада3,27 × 10 ⁴  лет ) образовалось в результате ( n ,2 n ) реакций с²³²
Чт
(уступающий²³¹
Чт
который распадается на²³¹
Па
), хотя и не является трансурановым отходом, вносит основной вклад в долгосрочную радиотоксичность отработанного ядерного топлива.²³¹
Па в принципе можно преобразовать обратно в²³²
Благодаря поглощению нейтронов сечение поглощения нейтронов относительно невелико, что делает этот процесс довольно сложным и, возможно, неэкономичным.

²³²
У
также образуется в этом процессе посредством ( n ,2n ) реакций между быстрыми нейтронами и²³³
У
,²³³
Па
, и²³²
Чт
:

${\displaystyle {\begin{aligned}{}\\{\ce {{^{232}_{90}Th}->[+n]{^{233}_{90}Th}->[\beta ^{-}]{^{233}_{91}Pa}{\text{ }}->[\beta ^{-}]{^{233}_{92}U}->[+n-2n]{^{232}_{92}U}}}\\{\ce {{^{232}_{90}Th}->[+n]{^{233}_{90}Th}->[\beta ^{-}]{^{233}_{91}Pa}{\text{ }}->[+n-2n]{^{232}_{91}Pa}->[\beta ^{-}]{^{232}_{92}U}}}\\{\ce {{^{232}_{90}Th}->[+n-2n]{^{231}_{90}Th}->[\beta ^{-}]{^{231}_{91}Pa}{\text{ }}->[+n]{^{232}_{91}Pa}->[\beta ^{-}]{^{232}_{92}U}}}\\{}\end{aligned}}}$

В отличие от большинства четных тяжелых изотопов,²³²
У
также является расщепляющимся топливом, расщепляющимся чуть более чем в половине случаев, когда оно поглощает тепловой нейтрон. ^{[20] 232}
У
имеет относительно короткий период полураспада (68,9 лет ), а некоторые продукты распада испускают гамма-излучение высокой энергии , например²²⁰
Рн
,²¹²
Би
и особенно²⁰⁸
Тл
. Полная цепочка распада , вместе с периодами полураспада и соответствующими гамма-энергиями, выглядит следующим образом:

²³²
У
распадается на²²⁸
Чт
где он присоединяется к цепочке распада²³²
Чт

${\displaystyle {\begin{aligned}{}\\{\ce {^{232}_{92}U ->[\alpha] ^{228}_{90}Th}}\ &\mathrm {(68.9\ years)} \\{\ce {^{228}_{90}Th ->[\alpha] ^{224}_{88}Ra}}\ &\mathrm {(1.9\ year)} \\{\ce {^{224}_{88}Ra ->[\alpha] ^{220}_{86}Rn}}\ &\mathrm {(3.6\ day,\ 0.24\ MeV)} \\{\ce {^{220}_{86}Rn ->[\alpha] ^{216}_{84}Po}}\ &\mathrm {(55\ s,\ 0.54\ MeV)} \\{\ce {^{216}_{84}Po ->[\alpha] ^{212}_{82}Pb}}\ &\mathrm {(0.15\ s)} \\{\ce {^{212}_{82}Pb ->[\beta^-] ^{212}_{83}Bi}}\ &\mathrm {(10.64\ h)} \\{\ce {^{212}_{83}Bi ->[\alpha] ^{208}_{81}Tl}}\ &\mathrm {(61\ m,\ 0.78\ MeV)} \\{\ce {^{208}_{81}Tl ->[\beta^-] ^{208}_{82}Pb}}\ &\mathrm {(3\ m,\ 2.6\ MeV)} \\{}\end{aligned}}}$

Топливо ториевого цикла производит жесткое гамма-излучение , которое повреждает электронику, что ограничивает его использование в бомбах.²³²
У
химически не может быть отделен от²³³
У
из отработанного ядерного топлива ; однако химическое разделение тория от урана удаляет продукт распада²²⁸
Чт
и излучение от остальной части цепочки распада, которое постепенно накапливается по мере²²⁸
Чт
повторно накапливается. Загрязнения также можно избежать, используя реактор-размножитель на расплавленной соли и разделяя²³³
Па
прежде чем он распадется на²³³
У
^[3] Жесткое гамма-излучение также создает радиологическую опасность, требующую дистанционного управления во время переработки.

Как воспроизводимый материал торий похож на²³⁸
У
, основная часть природного и обедненного урана. Сечение поглощения тепловых нейтронов (σ _a ) и резонансный интеграл (среднее значение сечений нейтронов по промежуточным энергиям нейтронов) для²³²
Чт
примерно в три и одну треть раза больше соответствующих значений для²³⁸
У
.

Основное физическое преимущество ториевого топлива заключается в том, что оно уникально делает возможным реактор-размножитель , работающий на медленных нейтронах , иначе известный как тепловой реактор-размножитель . ^[6] Эти реакторы часто считаются более простыми, чем более традиционные быстрые нейтронные размножители. Хотя сечение деления тепловых нейтронов (σ _f ) полученного²³³
У
сопоставимо с²³⁵
У
и²³⁹
Пу
, он имеет гораздо меньшее сечение захвата (σ _γ ), чем два последних делящихся изотопа, обеспечивая меньшее поглощение неделящихся нейтронов и улучшенную нейтронную экономичность . Отношение нейтронов, выпущенных на поглощенный нейтрон (η) в²³³
У
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 поглощается²³⁹
Пу
в среднем приводит к образованию менее двух нейтронов.

По оценкам, тория в земной коре примерно в три-четыре раза больше, чем урана, ^[21] хотя современные знания о запасах ограничены. Текущий спрос на торий удовлетворяется в качестве побочного продукта извлечения редкоземельных элементов из монацитовых песков. Примечательно, что в морской воде растворено очень мало тория, поэтому извлечение из морской воды нецелесообразно, как и в случае с ураном. При использовании реакторов-размножителей 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 реактора и хранилища . По сравнению с преобладающим реакторным топливом, диоксид урана ( UO
₂), диоксид тория ( ThO
₂) имеет более высокую температуру плавления , более высокую теплопроводность и более низкий коэффициент теплового расширения . Диоксид тория также проявляет большую химическую стабильность и, в отличие от диоксида урана, не окисляется далее . ^[6]

Потому что²³³
У
произведенное в ториевом топливе значительно загрязнено²³²
У
В предлагаемых конструкциях энергетических реакторов отработанное ядерное топливо на основе тория обладает изначальной устойчивостью к распространению .²³²
У
химически не может быть отделен от²³³
У
и имеет несколько продуктов распада , которые испускают гамма-излучение высокой энергии . Эти фотоны высокой энергии представляют собой радиологическую опасность , которая требует использования дистанционного обращения с отделенным ураном и помогает в пассивном обнаружении таких материалов.

Долгосрочные (примерно порядка10 ³ к10 ⁶  лет ) радиологическая опасность обычного уранового отработанного ядерного топлива определяется плутонием и другими второстепенными актинидами , после чего долгоживущие продукты деления снова становятся значительными вкладчиками. Одиночный захват нейтрона в²³⁸
У
достаточно для получения трансурановых элементов , тогда как для этого обычно необходимо пять захватов из²³²
Чт
. 98–99% ядер топлива ториевого цикла будут делиться либо²³³
У
или²³⁵
У
, поэтому образуется меньше долгоживущих трансурановых элементов. Из-за этого торий является потенциально привлекательной альтернативой урану в смешанном оксидном (МОКС) топливе для минимизации образования трансурановых элементов и максимального разрушения плутония. ^[22]

Применение тория в качестве ядерного топлива, особенно для твердотопливных реакторов, сопряжено с рядом проблем:

В отличие от урана, природный торий фактически является мононуклидным и не содержит делящихся изотопов; делящийся материал, как правило,²³³
У
,²³⁵
У
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-Ридж экспериментировала с тетрафторидом тория в качестве топлива в реакторе на расплавленной соли с 1964 по 1969 год, который, как ожидалось, будет легче обрабатывать и отделять от загрязняющих веществ, замедляющих или останавливающих цепную реакцию.

В открытом топливном цикле (т.е. с использованием²³³
У
in situ) для достижения благоприятной нейтронной экономики необходимо более высокое выгорание . Хотя диоксид тория показал себя хорошо при выгорании 170 000 МВт·д/т и 150 000 МВт·д/т на генерирующей станции Форт-Сент-Врейн и AVR соответственно, ^[6] проблемы усложняют достижение этого в легководных реакторах (LWR), которые составляют подавляющее большинство существующих энергетических реакторов.

В однократном ториевом топливном цикле топливо на основе тория производит гораздо меньше долгоживущих трансурановых элементов , чем топливо на основе урана, некоторые долгоживущие актинидные продукты оказывают долгосрочное радиологическое воздействие, особенно²³¹
Па
и²³³
У
. ^[17] В замкнутом цикле,²³³
У
и²³¹
Па
может быть подвергнут повторной переработке.²³¹
Па
также считается отличным поглотителем выгорающих ядов в легководных реакторах. ^[23]

Еще одной проблемой, связанной с ториевым топливным циклом, является сравнительно длительный интервал, в течение которого²³²
Чт
породы для²³³
У
. Период полураспада²³³
Па
составляет около 27 дней, что на порядок больше периода полураспада²³⁹
Нп
. В результате, существенные²³³
Па
развивается в топливе на основе тория.²³³
Па
является значительным поглотителем нейтронов и, хотя в конечном итоге он размножается в делящиеся²³⁵
У
, это требует еще двух поглощений нейтронов, что ухудшает нейтронную экономичность и увеличивает вероятность образования трансурановых элементов .

В качестве альтернативы, если твердый торий используется в замкнутом топливном цикле , в котором²³³
У
перерабатывается , для изготовления топлива необходима дистанционная обработка из-за высокого уровня радиации , возникающего в результате распада продуктов²³²
У
. Это также относится к переработанному торию из-за присутствия²²⁸
Чт
, который является частью²³²
У
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 присутствие²³²
У
усложняет ситуацию, есть публичные документы, показывающие, что²³³
У
был использован один раз в испытании ядерного оружия . Соединенные Штаты провели испытания композитного²³³
У
-плутониевый сердечник бомбы при взрыве MET (испытание на военные эффекты) во время операции «Чайник» в 1955 году, хотя и с гораздо меньшей мощностью, чем ожидалось. ^[24]

Сторонники реакторов с жидким сердечником и расплавленными солями , таких как LFTR, утверждают, что эти технологии сводят на нет недостатки тория, присутствующие в твердотопливных реакторах. Поскольку было построено только два реактора с жидким сердечником на фторидных солях (ORNL ARE и MSRE ), и ни один из них не использовал торий, трудно подтвердить точные преимущества. ^[6]

Ториевое топливо использовалось в качестве топлива для нескольких различных типов реакторов, включая реакторы на легкой воде , реакторы на тяжелой воде , высокотемпературные газовые реакторы , быстрые реакторы с натриевым охлаждением и реакторы на расплавленных солях . ^[25]

It has been suggested that this section be split out into another article titled List of thorium-fueled reactors. (Discuss) (August 2020)

This article needs to be updated. Please help update this article to reflect recent events or newly available information. (August 2020)

Из МАГАТЭ 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, «Сбросы отработанного ядерного топлива из реакторов США», Таблица B4: Класс сборки Dresden 1. ^[26]

Имя	Период эксплуатации	Страна	Тип реактора	Власть	Топливо
NRX и NRU	1947 (NRX) + 1957 (NRU); Облучение – испытание нескольких топливных элементов	Канада	MTR (штифтовые сборки)	02000020 МВт; 200 МВт ( см. )	Т+235 У , Тестовое топливо
Дрезден, блок 1	1960–1978	Соединенные Штаты	БВР	300000197 МВт(э)	Угловые стержни ThO 2 , UO 2, плакированные в трубке из циркалоя-2
ЦИРУС ; ДХРУВА ; И КАМИНИ	1960–2010 (CIRUS); другие в эксплуатации	Индия	МТР термический	04000040 МВт; 100 МВт; 30 кВт (малая мощность, исследования)	Ал+233 У Топливо двигателя, стержень «J» Th и ThO2, стержень «J» ThO 2
Индиан-Пойнт 1	1962–1965 [27]	Соединенные Штаты	LWBR , PWR , (штифтовые сборки)	285000285 МВт(э)	Т+233 У Топливо для двигателя, окисные гранулы
BORAX-IV и станция Элк-Ривер	1963–1968	Соединенные Штаты	BWR (штифтовые сборки)	0024002,4 МВт(э); 24 МВт(э)	Т+235 У Драйвер топливных оксидных гранул
MSRE ORNL	1964–1969	Соединенные Штаты	МСР	0075007,5 МВт	233 У расплавленные фториды
Персиковый низ	1966–1972	Соединенные Штаты	HTGR , Экспериментальный (призматический блок)	04000040 МВт(э)	Т+235 У Топливо для двигателя, покрытые частицы топлива, оксиды и дикарбиды
Dragon ( ОЭСР - Евратом )	1966–1973	Великобритания (такжеШвеция,Норвегия иШвейцария)	HTGR , экспериментальный (конструкция «штырь в блоке»)	02000020 МВт	Т+235 У Топливо для двигателя, покрытые частицы топлива, оксиды и дикарбиды
АВР	1967–1988	Германия (Западная)	HTGR , экспериментальный ( реактор с шаровыми твэлами )	01500015 МВт(э)	Т+235 У Топливо для двигателя, покрытые частицы топлива, оксиды и дикарбиды
Линген	1968–1973	Германия (Западная)	Испытания облучения BWR	06000060 МВт(э)	Тестовые топливные таблетки (Th,Pu)O 2
SUSPOP/KSTR КЕМА	1974–1977	Нидерланды	Водная гомогенная суспензия (штифтовые сборки)	0010001 МВт	Th+HEU, оксидные таблетки
Форт Сент-Врейн	1976–1989	Соединенные Штаты	HTGR , Power (призматический блок)	330000330 МВт(э)	Т+235 У Топливо для двигателя, покрытые частицы топлива, дикарбид
Шиппингпорт	1977–1982	Соединенные Штаты	LWBR , PWR , (штифтовые сборки)	100000100 МВт(э)	Т+233 У Топливо для двигателя, окисные гранулы
КАПС 1 и 2 ; КГС 1 и 2; РАПС 2, 3 и 4	1980 (RAPS 2) +; продолжается во всех новых PHWR	Индия	PHWR , (штифтовые сборки)	220000220 МВт(э)	Таблетки ThO 2 (для выравнивания нейтронного потока начальной активной зоны после запуска)
ФБТР	1985; в эксплуатации	Индия	LMFBR , (штифтовые сборки)	04000040 МВт	одеяло ThO2​
ТХТР-300	1985–1989	Германия (Западная)	HTGR , мощность ( галечного типа )	300000300 МВт(э)	Т+235 У Топливо для двигателя, покрытые частицы топлива, оксиды и дикарбиды
ТМСР-ЛФ1	2023; выдана лицензия на эксплуатацию	Китай	Экспериментальный реактор на жидком топливе на основе расплавленной соли тория	0020002 МВт	Расплавленная соль на основе тория
Петтен	2024; запланировано	Нидерланды	Эксперимент с расплавленной солью тория в реакторе High Flux	06000045 МВт(э)	?
СИНАП	2030; запланировано [28]	Китай	реактор на расплавленной соли на основе тория	06000010 МВт	Расплавленная соль на основе тория

Портал ядерных технологий Энергетический портал

• Кастен, П. Р. (1998). «Обзор концепции ториевого реактора Радковского» Наука и всеобщая безопасность, 7(3), 237–269.
• Дункан Кларк (9 сентября 2011 г.), «Сторонники тория запускают группу давления. Огромный оптимизм в отношении ядерной энергетики тория на запуске Фонда Вайнберга», The Guardian
• Нельсон, AT (2012). «Торий: не коммерческое ядерное топливо в ближайшем будущем». Бюллетень ученых-атомщиков . 68 (5): 33– 44. Bibcode : 2012BuAtS..68e..33N. doi : 10.1177/0096340212459125. S2CID  144725888.
• Б.Д. Кузьминов, В.Н. Манохин, (1998) «Состояние ядерных данных по ториевому топливному циклу», перевод МАГАТЭ из русского журнала «Ядерные константы», выпуск № 3–4, 1997 г.
• Сравнение ториевых и урановых топливных циклов Национальной ядерной лабораторией Великобритании
• Информационный бюллетень по торию. Архивировано 16 февраля 2013 г. на Wayback Machine Всемирной ядерной ассоциации .
• Аннотированная библиография по ториевому топливному циклу. Архивировано 07.10.2010 на Wayback Machine из цифровой библиотеки ядерных проблем Алсос.

• Международный комитет по энергетике тория