Sıvı florür toryum reaktörü kısaltma SFTR LFTR Liquid fluoride thorium reactor sıklıkla kaldıraç şeklinde tel

Sıvı florür toryum reaktörü (kısaltma SFTR, LFTR - Liquid fluoride thorium reactor; sıklıkla kaldıraç şeklinde telaffuz edilir), bir tür erimiş tuz reaktörüdür. LFTR, yakıt için florür esaslı, erimiş, sıvı tuzlu toryum yakıt çevrimini kullanır.

(Erimiş tuz yakıtlı reaktörler) (MSR - Molten salt reactor) erimiş bir tuz karışımı şeklinde nükleer yakıt tedarik etmektedir. Katı bir yakıt kullanan erimiş tuzla soğutmalı yüksek sıcaklık reaktörleri (florür yüksek sıcaklık reaktörü, FHR - Fluoride high-temperature reactor) ile karıştırılmamalıdır. Bir tür olarak erimiş tuz reaktörleri, hızlı veya ısıl tayfda hem florür veya klorür tuzu bazlı yakıtlar hem de bölünebilir veya üretken sarf malzemeleri kullanan yakıcıları ve üreticileri içerir. LFTR'ler, florür yakıt tuzlarının kullanımı ve termal spektrumda 'e yapılan toryum ıslahı ile tanımlanırlar.

Bir LFTR'de, toryum ve uranyum-233, taşıyıcı tuzlar içinde eritilerek sıvı bir yakıt oluştururlar. Özgün bir işlemde sıvı, hassas bir çekirdek ile ısı hareketsiz ikincil bir tuza aktarılan bir harici ısı değiştirici (external heat exchanger) arasında pompalanır. İkincil tuz, daha sonra ısısını bir buhar türbinine veya aktarır. Bu teknoloji, (MSRE, Molten-Salt Reactor Experiment, Erimiş Tuz Reaktörü Deneyi) toryum kullanılmasa da, 1960'lı yıllarda Oak Ridge Ulusal Laboratuvarı 'nde ilk defa araştırıldı. Bu son zamanlarda dünya çapında güncellenen bir konudur. Japonya, Çin, İngiltere ve ABD, Çek, Kanada ve Avustralya şirketleri, bu teknolojiyi geliştirme ve ticaretini yapma niyetinde olduklarını belirtmişlerdir. LFTR'ler diğer güç reaktörlerinden hemen hemen her açıdan farklıdır: doğrudan uranyum yerine uranyum haline getirilen toryumu kullanmakta, kapanmadan pompalayarak yakıt almakta, tuzlu bir soğutucu kullanmakta ve daha yüksek çalışma sıcaklıkları üretmektedirler. Bu belirgin özellikler, tasarım zorluklarının yanı sıra birçok olası üstünlüğe de neden olur.

Arka plan

Nükleer fisyon bulgusundan sekiz yıl sonra 1946'da üç fizyon izotopu halka açıklanmış nükleer yakıt olarak kullanılmak üzere tanımlandı:

Bölünmüş halde olan ve doğal uranyumun %0.72'si kadar olan Uranyum-235,
Bölünebilir olmayan Uranyum-238'den (doğal uranyumun > %99'u) Plütonyum-239,
Bölünebilir olmayan 'den (doğal toryumun ~'ü, dünya kabuğunda uranyumdan yaklaşık dört kat daha fazla miktarda bulunur) üretilebilen .

Th-232, U-235 ve U-238, ilk oluşan nüklitlerdir ve 4.5 milyar yıldan uzun bir süredir mevcut biçimlerindedirler, gelirler; ölen yıldızların çekirdeklerinde aracılığıyla biçim almışlar ve ölü yıldızlar tarafından galaksiye dağılmışlardı.

Teknik ve tarihsel nedenlerle, üçünün her biri farklı reaktör türleri ile ilişkilidir. U-235, dünyanın birincil nükleer yakıtıdır ve genellikle hafif su reaktörlerinde kullanılır. U-238/Pu-239, ve CANDU reaktörlerinde en çok kullanılanı olmuştur. Th-232/U-233, erimiş tuz reaktörlerine (MSR) en uygunudur.

, Oak Ridge Ulusal Laboratuvarında (ORNL) erimiş tuz reaktörlerinin kullanımına öncülük etmiştir. ORNL'de, iki öntür erimiş tuz reaktörü başarıyla tasarlanmış, inşa edilmiş ve işletilmiştir. Bunlar 1954'teki ve 1965'ten 1969'a kadar tasarlanıp geliştirilen 'dir (MSRE). Her iki deneme reaktörü de sıvı florür yakıt tuzları kullanmıştı. MSRE, ayrı ayrı test çalışmaları sırasında U-233 ve U-235 ile yakıt verilmesini önemli ölçüde ortaya çıkardı. Weinberg görevi kaldırılmış ve MSR programı 1970'lerin başında sonlandırılmış, daha sonra Amerika Birleşik Devletleri'nde araştırma durdurulmuştur. Günümüzde ARE ve MSRE şimdiye kadar işletilen tek eritilmiş tuz reaktörü olmuştur.

Yetiştirme temelleri

Bir iki tür yakıt vardır. Birincisi, nötronlar tarafından vurulduğunda bölünerek çok miktarda enerji salan ve iki ya da üç yeni nötronu serbest bırakan bölünebilir materyal. Bunlar daha fazla bölünebilir malzeme parçalayabilir, böylece zincir tepkimenin devam etmesi sağlanır. Bölünebilir yakıtlara örnek olarak U-233, U-235 ve Pu-239 verilebilir. İkinci tür yakıta (üretken) denir. Üretken yakıta örnek olarak Th-232 (toryum izotopu) ve U-238 (uranyum izotopu) verilebilir. Genellikle reaktördeki verimli/üretken yakıt miktarı, bölünebilen miktardan çok daha fazladır, ancak doğrudan fisyonlanamaz. Önce fisyon işleminde üretilen 2 veya 3 nötrondan birini nötron yakalama olarak adlandırmalı ve ardından radyoaktif bozunma ile bölünebilir bir izotop haline gelmelidir. Bu işleme doğurma denir.

Tüm reaktörler bu şekilde yakıt üretirken, bugünkü katı yakıtlı termik reaktörler, tükettikleri bölünme miktarını telafi etmek için üretken yakıttan yeterince yeni yakıt üretmezler. Bunun nedeni, günümüz reaktörlerinin mayınlı uranyum-plütonyum döngüsünü ılımlı bir nötron spektrumunda kullanmasıdır. Yavaşlayan nötronları kullanan böyle bir yakıt döngüsü, yetiştirilen plütonyumun fisyonundan 2 yeni bulunan nötronu geri vermesiyle sonuçlanır. Fisyon reaksiyonunu sürdürebilmek için 1 nötron gerektiğinden, yeni yakıt üretmek için fisyon başına 1 nötrondan daha az bir yığın kalır. Buna ek olarak, çekirdekte metaller, ılımlayıcılar ve fisyon ürünleri gibi malzemeler, bazı nötronları soğurarak, reaktörü çalıştırmaya devam etmek için çok az miktarda nötron bırakarak yeterli yakıt üretilmesine neden olacaktır. Sonuç olarak devirli bir şekilde yeni bölünebilir yakıtlar eklenmeli ve yeni yakıta yer açmak için eski yakıtın bir kısmı değiştirilmelidir.

En az tükettiği kadar yeni yakıt sarfeden bir reaktörde, yeni bölünebilir yakıt eklemek gerekli değildir. Reaktör içinde bölünmeye yarayan sadece yeni üretken yakıtlar eklenir. Buna ek olarak fisyon ürünleri de çıkarılmalıdır. Bu tip bir reaktöre üretken reaktör denir. Eğer süresiz olarak çalışmaya devam etmek için verimli yeni fisyon alanına sahip iseniz, buna bozundurucu üretken veya eş üretken denir. Bir LFTR genellikle bir üretken reaktör olarak tasarlanır: toryum içeri girer, fisyon ürünleri çıktısı alınır.

Uranyum-plütonyum yakıt döngüsünü kullanan reaktörler doğumu sürdürebilmek için gerektirir, çünkü hızlı hareket eden nötronlar fisyon işleminde her fisyon başına 2'den fazla nötron sağlamaktadır. Toryum ile, kullanılarak üreme mümkündür. Bu, son yakıt yükü ile oldukça ölçütlü bir hafif su reaktörü olmasına rağmen, tüketime kıyasla toryumdan biraz daha fazla bölünebilen 'nde çalıştığı kanıtlandı. , başlatım için pahalı çekirdekli yakıta ihtiyaç duymazlar, ancak çekirdekte kalan fisyon ürünlerine daha duyarlıdırlar.

Gerekli üremeyi yapmak için bir üretken reaktörü yapılandırmanın iki yolu vardır; biri verimli ve bölünebilir yakıtların birlikte yerleştirilebilir olması,; bu nedenle üreme ve bölünme aynı yerde gerçekleşir; başkaca, bölünmeli ve bereketli ayrılabilir olması. İkincisi çekirdek ve örtü olarak bilinir; çünkü çekirdek ısı ve nötronları üretirken, ayrı bir örtü tüm üremeyi sağlar.

Reaktör birincil sistem tasarımı değişimleri

Oak Ridge'de, eritilmiş tuz üretken reaktörüyle bir üretim yapmak için her iki yolda araştırma yapılmıştır. Yakıt sıvı olduğundan, "tekil akışkan" ve "ikili akışkan" toryum termal üreme erimiş tuz reaktörü olarak tanımlanmıştır.

Tekil akışkan reaktör

Tekil bir akışkan reaktörün basitleştirilmiş bir taslağı.

Tekil akışkan tasarımı, toryum ve uranyum içeren florür tuzuyla dolu büyük bir reaktör kabını içermektedir. Grafit çubuklar tuz işlevine daldırılmış ve tuz akışını yönlendiren bir ılımlayıcıdır. ORNL tasarımında, reaktör göbeğinin kenarına yakın bir miktar grafit, dış bölgenin yetersiz kalmasına ve orada toryum tarafından nötronların tutulmasının artmasına neden olacaktı. Bu düzenleme ile, nötronların çoğu reaktör sınırından biraz uzakta üretilmiş ve nötron sızıntısını kabul edilebilir bir seviyeye düşürmüştü. Yine de, tekil akışkan tasarımının üretimine izin vermek için önemli bir boyuta ihtiyacı vardır..

Bir üreme yapılandırmasında, yakıt tuzundan fisyon ürünlerini çıkarmak için geniş yakıt işlemi belirtilmiştir. Bir dönüştürücü yapılandırmasında, tesis maliyetini düşürmek için yakıt işleme gereksinimi basitleştirilmişti. Takas, periyodik uranyum yakıt ikmalinin gereği idi.

, çekirdek bölge için sadece öntür bir reaktördü. MSRE, değerli uzun vadeli bir işletme deneyimi sağlamıştır. Japon bilim adamlarının tahminlerine göre, küçük teknik boşlukları doldurmak ve MSRE ile karşılaştırılabilir küçük bir reaktör öntürü oluşturmakta araştırma finansmanı sağlamak için, 5-10 yıl içinde 300-400 milyon dolarlık nispeten mütevazı bir yatırımla tekil akışkan LFTR programı elde edilebilirdi.

İkili akışkan reaktör

İkili akışkan tasarım "tekil akışkan reaktör" tasarımına kıyasla mekanik olarak daha karmaşıktır. "İkili akışkan" reaktör, yakan yüksek nötron yoğunluğuna sahip bir çekirdek tasarımına sahiptir. Toryum tuzunun ayrı bir örtüsü, nötronları emer ve toryum, haline dönüştürülür. , nötron akışının daha düşük olduğu örtü bölgesinde bırakılabilir, böylece nötronları yakalamak yerine yavaş yavaş U-233 bölünebilir yakıtla bozunur. Bu yetiştirilen bölünebilir U-233, basit florlaştırma ile geri kazanılabilir ve fisyon için çekirdeğe yerleştirilebilir. Çekirdeğin tuzu, önce ile uranyumun giderilmesi, daha sonra da ile saflaştırılarak taşıyıcı tuzların temizlenmesi ve tekrar saflaştırılması ile sağlanır. Damıtma sonrasında kalan dipler, bir LFTR'nin fisyon ürünlerinin boşa harcanmasıdır.

Çekirdek ve örtü sıvısını ayırmanın kazanımları şunları içerir:

Basitleştirilmiş yakıt işlemi. Toryum, kimyasal olarak lantanitler adı verilen birkaç fisyon ürünü ile benzerdir. Toryum ayrı bir örtü ile toryum lantanitlerden yalıtılmış olarak tutulur. Çekirdek akışkanında toryum olmadan, lantanit fisyon ürünlerinin çıkarılması basitleştirilir.
Düşük bölünebilir envanter. Bölünebilir yakıt küçük bir çekirdek akışkanında yoğunlaştığı için gerçek daha yoğundur. Dış örtü yetiştirme için üretken yakıt içeren bir bölünebilir malzeme yoktur. Bu nedenle, 1968 ORNL tasarımı 250 MW (e) ikili akışkan MSBR reaktörünü çalıştırmak için sadece 315 kilogram fissil malzeme gerektirmiştir. Bu, başlangıçtaki bölünebilir başlangıç yükünün maliyetini düşürmekte ve belirli miktarda bölünebilir materyal üzerinde daha fazla reaktörün başlatılmasına izin vermektedir.
Daha verimli üreme. Toryum örtü, sızdırılmış nötronları çekirdek bölgesinde etkili bir şekilde yakalayabilir. Örtüde yaklaşık sıfır fisyon oluştuğundan, örtü kendisinden önemli miktarda nötron sızdırmaz. Bu, nötron kullanımının yüksek verimliliğine (nötron ekonomisi) ve özellikle küçük reaktörlerde daha yüksek bir ıslah oranına neden olur.

İkili akışkan tasarımın bir tasarım zayıflığı çekirdek ile örtü bölgesi arasında bir engel duvarın olması gereğidir, bu duvarın hızlı nötron hasarı nedeniyle devirli olarak değiştirilmesi gerekir. Grafit, düşük nötron emilimi, ergimiş tuzlarla uyumluluk, yüksek sıcaklık direnci ve yakıt ve örtü tuzlarını ayırmak için yeterli sağlamlık ve bütünlük nedeniyle ORNL tarafından seçilen bir malzemeydi. Nötron radyasyonunun grafit üzerindeki etkisi, gözenekliliğin artmasına ve fiziksel özelliklerde bir bozulmaya neden olması için grafitin yavaşça büzülmesini ve daha sonra şişmesini sağlamaktı. Grafit boruların uzunluğu değişkendir ve çatlayabilir veya sızdırma yapabilir. ORNL, ikili akışkan tasarımının peşinde olmamayı tercih etti ve ikili akışkan reaktörden hiç örnek inşa edilmedi.

İkili akışkan tasarımın bir diğer tasarım zayıflığı karmaşık bir tesisat yapısında olması idi. ORNL, kabul edilebilir düşük güç yoğunluğunda yüksek bir reaktör güç seviyesi elde etmek için çekirdeğin ve örtü borularının karmaşık iç içe geçmelerinin kullanılmasının gerekli olduğunu düşündü. Daha yeni araştırmalar, karmaşık ilaveli grafit tüp ihtiyacını ortaya koydu; kabuk reaktöründe basitleştirilmiş uzun bir tüp, karmaşık tüp olmadan yüksek toplam reaktör gücüne izin verecekti.

Melez "bir buçuk akışkan" reaktör

Yakıt tuzunda toryum bulunan ikili akışkan reaktöre bazen "bir buçuk akışkan" reaktör veya 1.5 akışkan reaktör de denir. Bu, hem 1 akışkan hem de 2 akışkan reaktörlerin üstünlük ve eksikliklerinin bir kısmıyla birlikte bir melez tasarımdır. "tekil akışkan reaktör"de olduğu gibi, yakıt tuzunda toryum bulunur; bu da yakıt işlemini zorlaştırır. Ve yine de, ikili akışkan reaktör gibi, çekirdekten sızan nötronların emilimini sağlamak için son derece etkili ayrı bir örtü kullanılabilir. Akışkanları bir engel kullanarak ayrı tutmanın ilave zararı kalıcı olur, ancak yakıt tuzunda bulunan toryum ile bu engelde, örtüye akması gereken nötron sayısı daha azdır. Bu, engele daha az zarar verir. İşlem sisteminin çekirdekte toryum ile zaten uğraşması gerektiği için engeldeki herhangi bir sızıntı da daha düşük bir sonuç doğuracaktır. Bir buçuk ya da ikili akışkan LFTR'ye karar verirken ana tasarım sorunu, daha karmaşık bir yeniden işleme mi yoksa daha zorlayıcı bir yapısal engeli çözmek için daha kolay olup olmayacağı mıdır.

1000 MW'lık (e) MSBR tasarım kavramlarının hesaplanan nükleer verimi
Tasarım kavramı	Yetiştirme oranı	Bölünebilir envanter
Tekil akışkan, 30 yıl grafit ömrü, yakıt işleme	1.06	2300 kg
Tekil akışkan, 4 yıl grafit ömrü, yakıt işleme	1.06	1500 kg
Bir buçuk akışkan, değiştirilebilir çekirdek, yakıt işleme	1.07	900 kg
İkili akışkan, değiştirilebilir çekirdek, yakıt işleme	1.07	700 kg

Güç üretimi

700 °C'lik yüksek çalışma sıcaklığına sahip LFTR, %45 elektrik aralığında çalışabilir. Bu, elektrik verimliliğinde %32-36 oranında ısıl olan günümüz hafif su reaktörlerinden (LWR - Light water reactor) daha yüksektir. Elektrik üretimine ek olarak, LFTR'den elde edilen yoğunlaştırılmış ısıl enerji, Haber işlemiyle amonyak üretimi veya su bölüştürerek ısıl gibi birçok kullanım için endüstriyel işlem ısısı olarak uygulanmasını sağlayabilir.

Rankine çevrimi

Rankine çevrimi en temel termodinamik güç döngüsüdür. En basit tanımıyla çevrim bir , bir türbin, bir yoğunlaştırıcı ve bir pompadan oluşur. Çalışma sıvısı genellikle sudur. Bir LFTR'ye bağlanmış bir Rankine güç dönüştürme sistemi, ısıl verimliliğini artırmak için artan buhar sıcaklığından yararlanabilir. Çok kritik olmayan Rankine buhar çevrimi şu an ticari santrallerde kullanılmakta ve en yeni tesisler daha yüksek sıcaklık, daha yüksek basınç için süper hassas Rankine buhar çevrimleri kullanmaktadır. 1960'lardan 1970'lere kadar ORNL'nin MSBR üzerindeki çalışmalarında, %44'lük bir verimlilikle temel bir süper hassas buhar türbinini kullanmayı ve erimiş fluorür tuzlu - buhar üreteçleri geliştirmede önemli tasarım çalışmaları yaptığı varsayılmaktadır.

Brayton çevrimi

Bir Brayton çevriminin çalışma gazı, helyum, azot veya karbon dioksit olabilir. Yüksek basınçlı çalışma gazı, güç üretmek için bir türbinde genleştirilir. Düşük basınçlı ılık gaz bir ortam soğutucusunda soğutulur. Düşük basınçlı soğuk gaz, sistemin yüksek basıncına kadar sıkıştırılır. Sıklıkla türbin ve kompresör tek bir şaft vasıtasıyla mekanik olarak bağlanır. Yüksek basınçlı Brayton çevrimlerinin düşük basınçlı Rankine çevrimlerine kıyasla daha küçük bir üreteç ayak izi olması beklenmektedir. Bir Brayton çevrimi ısı motoru, daha geniş çaplı borularla daha düşük basınçta çalışabilir. Dünyanın ilk ticari Brayton çevrimi güneş enerjisi modülü (100 kW) 2009 yılında İsrail'in Arava Çölü'nde inşa edilmiş ve gösterilmiştir.

Fisyon ürünlerinin kaldırılması

LFTR, yakıttan fisyon ürünlerini çıkarmak için bir mekanizmaya ihtiyaç duymaktadır. Reaktörde kalan fisyon ürünleri nötronları emer ve böylece yeni bölünebilir yakıt üretimini azaltır. Bu, birkaç yedek nötron ve emiliminin güçlü olduğu ısıl nötron tayfında (spektrum) bulunan toryum yakıt döngüsünde özellikle önemlidir. Asgari gereklilik, kullanılmış yakıttan değerli bölünebilir malzemenin geri kazanılmasıdır.

Fisyon ürünlerinin çıkarılması, katı yakıt unsurlarının tekrar işlenişine benzer; kimyasal veya fiziksel yollarla çok değerli bölünebilir yakıt atık fisyon ürünlerinden ayrılır. Kusursuz olarak en iyi şekilde, verimli yakıt (toryum veya U-238) ve diğer yakıt bileşenleri (örneğin katı yakıtlardaki taşıyıcı tuz veya yakıt kaplaması) de yeni yakıt için tekrar kullanılabilir. Bununla birlikte, ekonomik nedenlerden ötürü atıklarla sonuçlanabilirler.

Bir LFTR'nin yakıtı eriyik bir tuz karışımı olduğundan doğrudan sıcak erimiş tuzlan çalışan yüksek sıcaklık yöntemleri ve kullanmak caziptir. Yüksek ısıl işlem/piro işlem (Pyroprocessing) radyasyona duyarlı solventleri kullanmaz ve çürüme ısısı ile kolayca bozulmaz. Reaktörden gelen radyoaktif yüksek yakıtta doğrudan kullanılabilir. Reaktöre yakın yerde kimyasal ayırma yapılması, nakliyeyi önler ve yakıt çevriminin toplam stokunu düşük tutar. kusursuz bir biçimde, yeni yakıt (toryum) ve atık (fisyon ürünleri) haricindeki her şey tesis içinde kalır.

Yerinde işleme, sürekli çalışmak, tuzun küçük bir kısmını her gün temizlemek ve reaktöre geri göndermek için planlanmaktadır. Yakıt tuzunu çok temiz yapmaya gerek yoktur; amaç, fisyon ürünlerinin ve diğer yabancı maddelerin (örneğin oksijen) konsantrasyonunu yeterince düşük tutmaktır. Özellikle nötron yakalamada büyük bir kesit alanına sahip oldukları için nadir toprak elementlerinin bazılarının konsantrasyonları düşük tutulmalıdır. Cs veya Zr gibi küçük kesitli diğer bazı öğeler, kaldırılmadan önce uzun yıllar boyunca birikebilir.

Daha soy metaller (Pd, Ru, Ag, Mo, Nb, Sb, Tc) normal tuzda florür oluşturmaz, ancak tuz içinde ince metalik parçacıklar oluştururlar. Isı eşanjörü (değiştirici) veya çıkarılması daha kolay olan bazı yüksek yüzey alanlı filtreler gibi metal yüzeylerde plakalanabilirler. MSRE (Molten-Salt Reactor Experiment, ) sadece nispeten kısa bir işletme deneyimi sağladığı ve bağımsız laboratuvar deneyleri zor olduğu için, bu asil unsurların sona ereceği konusunda halen bazı belirsizlikler bulunmaktadır.

Xe ve Kr gibi bazı elementler helyum desteğiyle gaz olarak kolaylıkla çıkar. Buna ek olarak, "soy" metallerin bir kısmı ince bir buhar halinde gazla birlikte alınır. Özellikle, Xe-135'in hızlı bir şekilde çıkarılması önemlidir, çünkü bu çok güçlü bir nötron zehiridir ve reaktörde bırakıldığında reaktör kontrolünü daha da zorlaştırır. Xe'nin giderilmesi de nötron ekonomisini geliştirir. Gaz (çoğunlukla He, Xe ve Kr), Xe-135'in ve diğer kısa ömürlü izotopların büyük bir kısmı çürümeyene kadar yaklaşık 2 gün bekletilir. Daha sonra gazın çoğu geri dönüşüme tabi tutulabilir. Birkaç ay daha bekletildikten sonra, radyoaktiflik, düşük sıcaklıktaki gazı, helyuma (yeniden kullanım için), ksenona (satış için) ve kriptona ayırmak için yeterince düşüktür. Kripton, Kr-85'in bozunmasını beklemek için uzun bir süre (birkaç on yıl) depolanmaya (örneğin, sıkıştırılmış biçimde) ihtiyaç duyar.

Tuz karışımını temizlemek için çeşitli kimyasal ayırma yöntemleri önerilmiştir. Klasik yeniden işleme ile karşılaştırıldığında, Yüksek ısıl işlem/piro işlem (Pyroprocessing) daha özlü yapıda olabilir ve daha az ikincil atık üretebilir. LFTR tuzunun yüksek ısıl işlemleri zaten uygun bir sıvı biçim ile başlar, bu nedenle katı oksit yakıtlarını kullanmaktan daha ucuz olabilir. Bununla birlikte, tam bir erimiş tuz yeniden işleme tesisi kurulmadığından, tüm testler laboratuvarla sınırlı olmuş ve sadece birkaç element var olmuştur. Ayrımı iyileştirmek ve yeniden işleme işini daha ekonomik hale getirmek için daha fazla araştırma ve geliştirme gerekmektedir.

Uranyum ve diğer bazı elementler florin uçuculuğu denilen bir işlemle tuzdan uzaklaştırılabilir: Bir florin bir gaz olarak uçucu yüksek değerlikli fluorürleri giderir. Bu ağırlıklı uranyum-233 yakıtı içeren uranyum hekzaflorür, aynı zamanda neptünyum hekzaflorür, teknetiyum hekzaflüorür ve selenyum heksaflorür yanı sıra bazı diğer (örneğin iyot, molibden ve tellür) florürlerini içerir. Uçucu florürler ayrıca adsorpsiyon ve damıtma ile ayrılabilir. Uranyum hekzaflorür kullanımı zenginleştirmede iyi bir şekilde kurulmuştur. Yüksek değerli florürler yüksek sıcaklıklarda oldukça aşındırıcıdır ve Hastelloy'dan daha dirençli materyal gerektirirler. ORNL'deki MSBR programındaki bir öneri katılaşmış tuzu koruyucu bir tabaka olarak kullanıyordu. MSRE reaktöründe, yakıt tuzundan uranyum çıkarmak için florin uçuculuğu kullanıldı. Ayrıca katı yakıt unsurlarıyla birlikte kullanılmak üzere florin uçuculuğu oldukça iyi geliştirilmiş ve test edilmiştir.

MSRE programı sırasında denenen diğer bir basit yöntem yüksek sıcaklık vakum damıtımıdır. Uranyum tetraflorür ve LiF ve BeF taşıyıcı tuzu gibi düşük kaynama noktalı florürler damıtmayla uzaklaştırılabilir. Vakum altında sıcaklık ortam basıncının kaynama noktasından daha düşük olabilir. Dolayısıyla, yaklaşık 1000 °C'lik bir sıcaklık, FLiBe taşıyıcı tuzunun çoğunu geri kazanmak için yeterlidir. Bununla birlikte, prensip olarak mümkün olsa da, toryum florürün daha da yüksek kaynama noktalı lantanit floridlerinden ayrılması, çok yüksek sıcaklıklara ve yeni malzemelere ihtiyaç duyar. Bölünebilir yakıt olarak uranyum kullanan 2 akışkanlı tasarımlar için kimyasal ayırma, bu iki akışkan nispeten basit işlemlerle birlikte çalışabilir: Örtü tuzundan çıkan uranyum florin uçuculuğu ile giderilebilir ve çekirdek tuzuna aktarılabilir. Bölünebilir ürünleri çekirdek tuzundan çıkarmak için önce uranyum florin, uçuculuğu ile giderilir. Daha sonra taşıyıcı tuz yüksek sıcaklık damıtımı ile geri kazanılabilir. Lantanitler de dahil olmak üzere, yüksek kaynama noktasına sahip florürler atık olarak geride kalır.

Oak Ridge'in erken dönem kimya tasarımları çoğalma ile ilgilenmedi ve hızlı ıslahı amaçladı. Protaktinyum-233'ün ayrılması ve depolanması planlandı, bu nedenle reaktördeki nötron yakalamadan ve yok edilmeden, uranyum-233'e kadar bozunabildi. 27 günlük yarılanma ömrüyle 2 aylık bir depolama ²³³Pa çözünürlüğünün %75'inin ²³³U yakıtla bozunmasını sağlamaktaydı. Bir LFTR için protaktinyum çıkarma adımı kendiliğinden gerekli değildir. Birbirini izleyen çözümler daha düşük bir güç yoğunluğunda ve dolayısıyla daha geniş bölünebilir envanterde (1 veya 1.5 akışkanlı için) veya daha büyük bir örtü ile (2 akışkanlı için) çalışmaktadır. Ayrıca daha sert bir nötron tayfı, protaktinyum yalıtımı olmaksızın kabul edilebilir bir üreme elde etmeye yardımcı olur.

Pa ayrılığı belirtilirse, bu durumun etkili olabilmesi için oldukça sık yapılması gerekir (örneğin her 10 günde bir). 1 GW, 1 akışkan tesisi için bu, yakıtın yaklaşık %10'u veya yakıt tuzunun yaklaşık 15 t'unun her gün yeniden işleme tabi tutulması gerektiği anlamına gelir. Bu, ancak maliyetler katı yakıt yeniden işleme konusundaki şu andaki maliyetlerden çok daha düşükse mümkündür.

Daha yeni tasarımlar genellikle Pa kaldırılmasını önler ve kimyasal ayrıştırma için gereken boyut ve maliyetleri azaltan yeniden işleme tuzu gönderirler. Aynı zamanda, kimyasal olarak ayrılmış Pa'nın çürümesinden elde edilebilecek yüksek saflıkta U-233'ten dolayı çoğalma endişelerini de önler.

Fisyon ürünleri toryum ile karıştırılırsa ayırma daha zor olur, çünkü toryum, plütonyum ve lantanitler (nadir toprak elementleri) kimyasal açıdan birbirine benzerdir. Hem protaktinyumun ayrılması hem de lantanitlerin uzaklaştırılması için önerilen bir işlem de, erimiş bizmut ile temastır. Redoks tepkimesinde bazı metaller bizmut eriyiğine katılmış lityum karşılığında bizmut eriyiğine aktarılabilir. Düşük lityum konsantrelerinde U, Pu ve Pa bizmut erime şekline hareket eder. Daha az indirgeme koşullarında (bizmut erimesinde daha fazla lityum) lantanitler ve toryum bizmut eriyik içine de aktarılır. Fisyon ürünleri daha sonra bizmut alaşımından ayrı bir aşamada (örn. Bir LiCl eriyik ile temas ettirilerek) aktarılır. Ancak bu yöntem çok daha az gelişmiş bir yöntemdir. Alüminyum gibi diğer sıvı metallerle de benzer bir yöntem mümkün olabilir.

Üstünlükleri

Toryum yakıtlı erimiş tuz reaktörleri, geleneksel katı uranyum yakıtlı hafif su reaktörlerine kıyasla birçok olası üstünlüğe sahiptir:

Güvenlik

Doğal güvenlik. LFTR tasarımları, reaktiflik gezilerine karşı edilgen sağlamak için güçlü bir (negatif sıcaklık reaktiflik katsayısı) kullanır. Sıcaklığa bağımlılık 3 kaynaktan gelir. İlki, aşırı ısınırsa, toryumun daha fazla nötron emdiği, sözde Doppler etkisi iledir. Bu, zincir tepkimesini devam ettirmek için daha az nötron bırakır, böylece güç azalır. İkinci bölüm grafit ılımlayıcısını ısıtmaktır, bu genellikle sıcaklık katsayısına pozitif katkıda bulunur. Üçüncü etki yakıtın ısıl genleşmesi ile ilgilidir. Yakıt aşırı ısınırsa, yakıtın sıvı niteliği nedeniyle yakıtın etkin çekirdek bölgesinden dışarıya doğru kayacağı önemli derecede genişler. Küçük (örn. MSRE deneme reaktörü) veya iyi düzenlenmiş bir çekirdekte, bu, reaktifliği azaltır. Bununla birlikte, büyük, az denetimli çekirdeğin (örn. ORNL MSBR tasarımı) daha az yakıt tuzu, daha iyi kontrol ve dolayısıyla daha fazla reaktiflik ve istenmeyen bir pozitif sıcaklık katsayısı anlamına gelir.
Kararlı soğutucu. Erimiş florürler kimyasal olarak kararlıdır ve ışınımdan etkilenmezler. Tuzlar, yüksek sıcaklık ve ışınım altında bile yanmaz, patlamaz veya parçalanmaz. Sodyum soğutkanının su ve hava ile hızlı, şiddetli bir tepkimesi yoktur. Su soğutucuların sahip olduğu yanıcı hidrojen üretimi yoktur. Bununla birlikte tuz radyoliz nedeniyle düşük (100 °C'den düşük) sıcaklıklarda radyasyona kararlı değildir.
Düşük basınç işlemi. Soğutma sıvısı tuzları, yüksek sıcaklıklarda sıvı kaldıklarından, LFTR çekirdekleri, pompadan ve hidrostatik basıncın 0.6 MPa (içme suyu sistemindeki basınçla kıyaslanabilir) gibi olduğu düşük basınçlarda çalışacak şekilde tasarlanmıştır. Çekirdeğin başarısız olmasına rağmen, hacimde çok fazla bir artış olur. Bundan dolayı, patlayamaz. LFTR soğutma tuzları çok yüksek kaynama noktalarına sahip olacak şekilde seçilir. Geçici veya kaza esnasında bile birkaç yüz derece ısınma bile anlamlı bir basınç artışına neden olmaz. Reaktörde, Fukuşima Daiichi nükleer kazası sırasında olduğu gibi büyük bir basınç artışı veya patlamaya neden olabilecek su veya hidrojen yoktur.
Fisyondan basınç artışı yok. LFTR'ler gaz ve basıncına maruz kalmazlar. Sıvı yakıt, işlenmek üzere ksenon gibi gazlı fisyon ürünlerinin çevrimiçi olarak çıkarılmasını sağlar ve böylece bu bozulma ürünleri bir felâketle yayılmayacaktır. Ayrıca, fisyon ürünleri, ışınımı yakalayan ve radyoaktif maddenin çevreye yayılmasını önleyen iyot, bromür ve stronsiyum gibi fluorür tuzuna kimyasal olarak bağlanır.
Kontrolü daha kolay. Erimiş yakıt reaktörü, xenon-135'in kolayca çıkarılması kazanımına sahiptir. , önemli bir olarak, katı yakıtlı reaktörleri kontrol etmeyi zorlaştırır. Erimiş yakıtlı bir reaktörde, ksenon-135 çıkarılabilir. Katı yakıt reaktörlerinde, ksenon-135 yakıtta kalır ve reaktör kontrolüne müdahale eder.
Yavaş ısınma. Soğutma sıvısı ve yakıt ayrılmaz, bu nedenle herhangi bir sızıntı veya yakıt hareketine, büyük bir miktarda soğutucu eşlik edecektir. Erimiş florürlerin vardır, bazıları, gibi sudan bile daha yüksektir. Bu, geçişler veya kazalar sırasında büyük miktarda ısıyı emmelerini sağlar.
Edilgen bozunma ısısı soğutması. Birçok reaktör tasarımı ( gibi), reaktör çalışmadığında yakıt/soğutucu karışımının bir boşaltma tankına kaçmasına izin verir (bkz. aşağıda "Hata güvenlikli çekirdek"). Bu tankın edilgen çürüme ısısının giderilmesi için bir takım çeşitlilikleri (ayrıntılar hala açıktır) olması ve bu nedenle de çalışması için fiziksel özelliklere (kontroller yerine) ihtiyaç duyması planlanmaktadır.
Hata güvenlikli çekirdek. LFTR'ler, alt kısımda, genellikle küçük bir elektrikli fan ile etkin olarak soğutulması gereken bir dondurma tapası içerebilir. Soğutma başarısız olursa, elektrik kesintisi nedeniyle fan durur, fiş erir ve yakıt boşaltılmış bir edilgen soğutmalı depolama tesisinde boşaltılır. Bu sadece reaktörü durdurmakla kalmaz aynı zamanda depolama tankı ışınlanmış nükleer yakıtların kısa ömürlü radyoaktif bozunumundaki bozunma ısısını daha kolay boşaltabilir. Çekirdekten bir boru kırılması gibi büyük bir sızıntı olması durumunda bile, tuz, reaktörün bulunduğu mutfak lavabosu şekilli odanın üzerine dökülür ve yakıt tuzunun yerçekimi ile pasif olarak soğutmalı döküm deposuna boşaltılması sağlanır.
Daha uzun ömürlü atıklar. LFTR'ler, reaktör atıklarının uzun vadeli önemli ölçüde azaltabilir. Uranyum yakıtlı hafif su reaktörleri %95, U-238'den daha fazla yakıt tüketirler. Bu reaktörler normalde U-238'in bir kısmını uzun ömürlü bir izotop olan Pu-239'a dönüştürürler. Yakıtın neredeyse tamamı bu nedenle transuranik uzun ömürlü bir unsur olmaktan sadece bir adım uzaktadır. Plutonyum-239, yarı ömrü 24.000 yıldır ve hafif su reaktörlerinin nükleer yakıtlarında en yaygın maddedir. Pu-239 gibi transuranikler, reaktör atıklarının "sonsuz" bir sorun olduğu algısına neden olurlar. Buna karşılık, LFTR, U-233'e toryumu dönüştüren 'nü kullanmaktadırlar. Toryum daha açık bir element olduğu için, transuranik elementleri üretmek için daha fazla nötron yakalaması gerekir. U-233'ün bir LFTR'ye iki fisyon yapma olasılığı vardır. İlk olarak U-233 (%90 fisyon) ve ardından kalan %10, U-235'e dönüşürken bir başka olasılığa sahiptir (%80'i parçalanacaktır). Bu nedenle, neptünyum-237'ye ulaşan yakıt fraksiyonu, en muhtemel transuranik element olarak, sadece %2'dir ve GWe/yıl başına yaklaşık 15 kg'dır. Bu, transuranik bir üretim olup, hafif su reaktörlerinden 20x (kat) daha küçüktür ve GWe/yıl başına 300 kg transuranik üretir. Önemlisi, bu çok daha küçük transuranik üretimi nedeniyle, transuraniklerin geri dönüştürülmesi daha kolaydır. Yani, nihayetinde parçalanmak için çekirdeğe geri gönderilirler. U238 plütonyum yakıt çevriminde çalışan reaktörler, hem reaktör nötroniği hem de geri dönüşüm sistemi üzerinde tam geri dönüşümü zorlaştıran çok daha fazla transuranik üretmektedir. LFTR'de, yeniden işleme kayıpları olarak yalnızca bir yüzde oranı, nihai atık gider. Düşük transuranik üretimi ve geri dönüşümünün bu iki yararı birleştirildiğinde, bir toryum yakıt çevrimi, geleneksel uranyum yakıtlı hafif su reaktörüne kıyasla, transuranik atıkların "üretimini" bin kat daha fazla azaltmaktadır. Tek önemli uzun ömürlü atık uranyum yakıtının kendisidir, ancak bu, geri dönüşüm yoluyla sınırsız olarak kullanılabilir ve/veya daima elektrik üretir. Toryum aşamasının hiç kapatılmaması gerekiyorsa, reaktörlerin bir kısmı kapanabilir ve kalan reaktörlerde uranyum yakıt stokları yanabilir ve bu nihai atığı bile toplumun talep ettiği kadar küçük bir seviyeye indirir. LFTR hala atıklarında radyoaktif fisyon ürünleri üretmekte ancak bu çok uzun sürmemektedir - bu fisyon ürünlerinin radyotoksisitesi ve tarafından hakimiyet altındadır. Daha uzun yarılanma ömrü sezyumundur: 30.17 yıl. Yani, 30.17 yıl sonra, çürüme, radyoaktifliği yarı yarıya azaltır. On yarılanma ömrü, iki maddenin radyoaktifliğini 10 kat arttırarak 1,024'e düşürür. Bu noktada fisyon ürünleri yaklaşık 300 yılda doğal uranyumdan daha az radyoaktiftir. Dahası, yakıt maddesinin sıvı hali, sadece yakıttan değil, aynı zamanda birbirlerinden ayrışma ile fisyon ürünlerinin ayrılmasına olanak tanır ve bu da, bunların her bir fisyon ürününün yarı ömrünün uzunluğuna göre sıralanmasını sağlar; böylece, daha kısa yarılanma ömrü, daha uzun yarılanma ömrüne sahip olanlardan daha çabuk bir şekilde depolanabilir.
Çoğalma direnci. 2016'da CERN eski Genel Müdürü, Nobel Ödüllü fizikçi Carlo Rubbia, 1970'lerde ABD'nin toryum reaktör araştırmalarını kesmesinin başlıca nedeninin, bugün onu cazip kılan şey olan, toryumun nükleer bir silah haline gelmesinin zor olduğunu belirtti. LFTR, yakıtı nükleer silahlara dört yolla saptırmaya karşı direnmektedir: ilk olarak, , daha sonra 'e dönüşen 'e dönüştürülerek üretilir. Eğer protaktinyum reaktörde kalırsa az miktarda U-232 de üretilir. U-232'nin güçlü ve tehlikeli gama ışınları üreten bir bozunma zinciri ürünü daha (talyum-208) vardır. Bunlar bir reaktör içinde sorun teşkil etmemektedir, ancak bir bombada bomba üretimini zorlaştırmaktar, elektroniklere zarar vermekte ve bombanın yerini açığa çıkarmaktadır. İkinci çoğalmaya dirençli özellik, LFTR'lerin, gigawatt-yıl elektrik başına yaklaşık 15 kg'lık çok az plütonyum üretmesinden kaynaklanmaktadır (bu bir yılda tek bir büyük reaktörün çıktısıdır). Bu plütonyum, çoğunlukla Pu-238'dir, bu da yüksek ısı ve kendiliğinden çıkan nötronlar nedeniyle fisyon bombası yapımı için uygun olmamasına neden olur. Üçüncü yol olarak, bir LFTR fazla yedek yakıt çıktılamaz. Her yıl yaktığı oranla en fazla %9 daha fazla yakıt üretmekte ve sadece %1 daha fazla yakıt üreten bir reaktör tasarlamak daha da kolay olmaktadır. Bu tür reaktörle bina bombaları hızla elektrik santrallerini devre dışı bırakacaktır ve bu ulusal niyetlerin kolay bir göstergesi konumuna gelecektir. Ve son olarak, toryumun kullanılması, uranyum zenginleştirme ihtiyacını azaltabilir ve sonunda ortadan kaldırabilir. Uranyum zenginleştirme, devletlerin bomba yapım materyalleri elde ettikleri iki temel yöntemden biridir.

Ekonomi ve verimlilik

1 GW uranyum yakıtlı LWR ve 1 GW torium yakıtlı LFTR enerji santralinin yıllık yakıt gereksinimlerinin ve atık ürünlerinin karşılaştırılması.

Toryum bolluğu. LFTR'lerde, uranyum-233 yakıtı içinde toryum oluşur. Dünya'nın kabuğu, U-238'in yaklaşık üç ila dört katı daha fazla toryum içerir (toryum yaklaşık olarak kurşun kadar bol miktarda bulunur) ve normalde toryum atık olarak atılan nadir toprak madenciliğinin bir yan ürünüdür. LFTR'leri kullanarak, yüz binlerce yıl için küresel enerji ihtiyaçlarını karşılayacak kadar uygun toryum bulunmaktadır. Toryum, yerkabuğunda kalay, cıva veya gümüşten daha yaygındır. Ortalama yer kabuğunun metre küpünde, yaklaşık dört şeker küpü eşdeğeri toryum bulunur ve bu bir kişinin enerji ihtiyacını on yıldan fazla bir süre sağlamak için yeterlidir.Montana-Idaho sınırındaki 1.800.000 ton yüksek dereceli toryum cevheri içerdiği tahmin edilmektedir. Beş yüz ton cevher ABD'nin tüm enerji ihtiyacını bir yıl boyunca arz edebilir. Şu anki talebin eksikliğinden dolayı, ABD hükûmeti, kabuğa yaklaşık 3.200 metrik ton rafine toryum nitratı dönüştürerek Nevada çölüne gömmüştür.
Doğal kaynak yetersizliği yok. Binlerce LFTR oluşturmak için berilyum, lityum, nikel ve molibden gibi diğer doğal kaynaklar mevcuttur.
Reaktör verimliliği. Konvansiyonel reaktörler, zenginleştirilmiş uranyumun yüzde birinden daha azını tüketir ve geri kalanlarını atık olarak bırakır. Mükemmel bir şekilde yeniden işleme tabi tutulmasıyla LFTR'ler, toryum yakıtının yaklaşık %99'unu tüketebilir. Geliştirilmiş yakıt verimliliği ile bir LFTR'de 1 ton doğal toryum, geleneksel reaktörlerde (250 t doğal uranyum gerektiren) 35 t zenginleştirilmiş uranyuma eşdeğer ve kömür santrallerinde 4.166.000 ton siyah kömürün ürettiği güce eşdeğer anlamına gelen enerjiyi sağlayabilmektedir.
Termodinamik verimlilik. Çağdaş süperkritik buhar türbinleriyle çalışan LFTR'ler, %45'lik termal ve elektrik verimliliğinde çalışabilecektir. Yüksek sıcaklık işlemi nedeniyle bir LFTR santralinde kullanılabilecek olan gelecekte kapalı gaz Brayton çevrimleriyle verimlilik %54'e kadar çıkabilir. Günümüz hafif su reaktörlerine göre bu %20-40 daha yüksektir (%33), bu da bölünebilir ve verimli yakıt tüketiminde %20-40 oranında azalma, üretilen fisyon ürünleri, soğutma için atık ısı reddi ve reaktör termik gücü ile aynıdır.
Zenginleştirme ve yakıt elemanı imalatı yok. Doğal toryumun %100'ü yakıt olarak kullanılabilir ve yakıt katı yakıt çubukları yerine erimiş tuz şeklindedir, pahalı yakıt zenginleştirmesi ve katı yakıt çubuklarının geçerlilik prosedürleri ve imalat işlem maliyetleri yüksek değildir. Bu, LFTR yakıt maliyetlerini büyük ölçüde azaltır. LFTR zenginleştirilmiş uranyumla başlatılmış olsa bile, zenginleştirmeye sadece bir kere başlamak gerekir. Devreye girdikten sonra daha fazla zenginleştirme gerekmez.
Düşük yakıt maliyeti. Tuzlar, katı yakıt üretimine kıyasla oldukça ucuzdur. Örneğin, berilyum kg başına oldukça pahalı iken, büyük bir 1 GWe reaktör için gerekli berilyum miktarı oldukça küçüktür. ORNL'in MSBR'si, 5.1 ton Beilyum metali, 26 ton BeF₂'yi gerektiriyordu. 147 $/kg BeF₂, fiyatıyla bu envanter, milyarlarca dolarlık bir enerji santralı için mütevazı bir maliyet olan 4 milyon doların altına mâl olacaktı. Sonuç olarak, burada varsaydığımız seviyenin üzerinde bir berilyum fiyat artışı, enerji santralinin toplam maliyetinde çok az etkiye sahip olacaktır. Zenginleştirilmiş lityum-7'nin maliyeti 120-800 $/kg LiF ile daha az belirgindir ve 17.9 ton lityum-7'nin 66.5 ton LiF olduğu bir envanterde (MSBR sistemine dayanılarak), LiF için 8 milyon ila 53 milyon dolar arasında bir gider öngörülmektedir. 99,1 ton toryumun 30 $/kg seviyesine eklenmesinde sadece 3 milyon dolar ekek maliyet oluşmaktadır. Bölünebilir materyal, özellikle de pahalı yoğun bir şekilde yeniden işlenmiş plütonyum kullanıldığı durumlarda, bölünebilir plütonyum başına 100 dolarlık bir maliyetle daha pahalıdır. Yalnızca yumuşak nötron spektrumu sayesinde mümkün olan 1.5 tonluk bir başlangıç bölüşüm yüküyle bu 150 milyon dolar kazandırmaktadır. Her şeyi ilave etmek, bir defalık yakıt ücretinin toplam masrafını 165 ila 210 milyon dolar arasında değiştirmektedir. Bu, hafif su reaktörü için ilk çekirdeğin maliyetine benzemektedir. Yeniden işleme detaylarına bağlı olarak, bir defada tuz envanteri uzun yıllar sürebilir, oysa LWR'nin her 4-6 yılda bir tamamen yeni bir çekirdeğe ihtiyacı olmaktadır (her 12 ila 24 ayda bir 1/3'ü değiştirilir). ORNL'in, daha pahalı 3 döngü sisteminin toplam tuz maliyeti hakkındaki kendi tahmini bugünkü parayla 100 milyon dolardan daha az olan 30 milyon dolardı.
LFTR'ler daha temizdir. Tamamen geri dönüşümlü bir sistem olarak, bir LFTR'den çıkan tahliye atıkları çoğunlukla fisyon ürünleridir ve bunların çoğu (%83) geleneksel nükleer santrallerin aktinit atığına kıyasla saatler veya günler gibi nispeten kısa yarılanma ömrüne sahiptir. Bu, jeolojik bir depoda gerekli atık sınırlama döneminde önemli bir azalmaya neden olur. Geri kalan yüzde 17'nin kalan seviyelere ulaşması için sadece 300 yıl gerekmektedir. Toryum yakıt çevrimi atığının radyo-toksisitesi, uranyum/plütonyum yakıt ömrününkinden 10,000 kat daha azdır.
Gerekli az bölünebilir yakıt. LFTR'ler termal spektrumlu reaktörler olduğundan, başlamak için çok daha az bölünmüş yakıta ihtiyaç duyarlar. Tek bir akışkan LFTR'yi başlatmak için sadece 1-2 ton bölünebilirliğe ihtiyaç duyulmaktadır ve ikili akışkan tasarımı için muhtemelen bu 0.4 ton kadar düşüktür. Kıyasla, katı yakıtlı hızlı üretken reaktörlerin reaktör başlatımı için en az 8 ton fissil yakıt gerekir. Hızlı reaktörler kuramsal olarak transuranik atık üzerinde çok iyi bir şekilde başlamış olsalar da, yüksek bölünebilir yakıtlı devreye alma işi çok pahalıya yapılır.^[]
Yakıt ikmali için kesinti yok. LFTR'lerin sıvı yakıtları vardır ve bu nedenle, sadece yakıt haznesini doldurmak için reaktörü ayırıp kapatmaya gerek yoktur. LFTR'ler böylece bir elektrik kesintisine neden olmaksızın yakıt ikmali () yapabilir.
Takip eden yükleme. LFTR'de xenon zehirlenmesi olmadığından, elektrik talebinin düşük olduğu zaman güç tasarrufu yapmak ve herhangi bir zamanda tekrar açmak için bir sorun yoktur.
Yüksek basınçlı kap yok. Çekirdeğe basınç uygulanmadığından, çekirdek için yüksek basınçlı bir reaktör kabı olan hafif su reaktörlerine göre pahalı malzemeye ihtiyaç duyulmaz. Bunun yerine, nispeten ince malzemelerden yapılmış bir alçak basınçlı reaktör kabı ve borular (erimiş tuz için) vardır. Metal, ısı ve korozyona karşı dirençli, egzotik nikel alaşımı olmasına rağmen, -N, alaşımı gerekli miktarı nispeten azdır.
Mükemmel ısı aktarımı. Sıvı florür tuzları, özellikle LiF bazlı tuzlar, iyi ısı aktarım özelliklerine sahiptirler. LiF-ThF₄ gibi yakıt tuzlarının, suya oranla yaklaşık %22 daha yüksek bir vardır, FLiBe, suya oranla yaklaşık %12 daha yüksek ısı kapasitesine sahiptir. Buna ek olarak, LiF esaslı tuzların basınçlı su reaktöründeki sıcak basınçlı suyun yaklaşık iki katı ısıl iletkenliği vardır. Bu, verimli ısı aktarımı ve yoğun bir birincil döngü ile sonuçlanır. Rakip yüksek sıcaklık reaktör soğutucusu olan helyum ile karşılaştırıldığında, fark daha da büyüktür. Yakıt tuzu, sıcak basınçlı helyum gibi hacimsel ısı yeterliğinin 200 kat üstünde ve ısıl iletkenliğin 3 katından fazladır. Erimiş bir tuz döngüsü, 1/5 çaplı boruları kullanacak ve atmosfer basıncında kalırken yüksek basınçlı helyum için gerekli olan 1/20 güç pompalarını kullanacaktır.
Daha küçük, düşük basınçlı hava muhafazası. Basınçlı su yerine soğutma sıvısı olarak sıvı tuz kullanılarak, reaktör kabından biraz daha büyük bir muhafaza yapısı kullanılabilir. Hafif su reaktörleri, buharla yanıp sönen basınçlı su kullanır ve sızıntı durumunda basınç bin kat artar ve reaktör kabından bin kat daha büyük bir hacim binası gerektirir. LFTR tasarımı sadece fiziksel boyutta küçük olarak değil aynı zamanda iç basıncında düşük olmasını gerektirir. Muhafaza içinde hızlı bir basınç yükselmesine (hidrojen veya buhar gibi) neden olan depolanmış bir enerji kaynağı yoktur. Bu, LFTR'ye yalnızca doğal güvenliğin yanı sıra, aynı zamanda daha küçük boyutlar, daha düşük malzeme kullanımı ve daha düşük inşaat maliyeti açısından önemli bir teorik üstünlük sağlar.
Hava soğutma. Yüksek sıcaklık güç çevrimi, suyun az olduğu birçok bölgede kullanım için kritik olan verimlilikte çok az bir kayıp ile hava soğutmalı olabilir. Konvansiyonel buharla çalışan sistemlerde kullanılan büyük su soğutma kulelerine ihtiyaç duyulmaz, bu da santral yapı maliyetlerini düşürür.
Atıklardan kaynağa. Bazı fisyon ürünlerinin ayrı bir ticari değere sahip olabilmesi için çıkarılmasının mümkün olabileceği önerileri bulunmaktadır. Bununla birlikte, üretilen enerjiyle karşılaştırıldığında, fisyon ürünlerinin değeri düşüktür ve kimyasal saflaştırması pahalı olmaktadır.
Verimli madencilik. Yer kabuğundan toryum çıkarma süreci (extraction process), uranyumdan daha güvenlidir ve bu verimli bir madencilik yöntemidir. Toryum cevheri, monazit, genellikle kendi cevherinde bulunan uranyum yüzdesinden daha yüksek toryum konsantrasyonları içerir. Bu, toryumun daha maliyet etkin ve daha az çevreye zarar veren yakıt kaynağı olmasını sağlar. Radyasyon seviyelerinin olduğu yer altı uranyum madenleri gibi havalandırma gerektirmeyen toryum madenleri, açık bir çukur olduğu için, toryum madenciliği, uranyum madenciliğinden daha kolay ve daha az tehlikelidir.

Olumsuz yanları

LFTR'ler bugünkü ticari güç reaktörlerinden tamamen farklıdır. Bu farklılıklar birtakım tasarım zorlukları ve olumsuz denge unsurları yaratır:

Hala çok gelişmesi gerekmektedir - ARE ve MSRE deneysel reaktörleri 1960'larda inşa edilmiş olmasına rağmen, LFTR'ler için hâlâ çok daha fazla gelişmesi gerekmektedir. Bu, kimyasal ayrışma (edilgen), acil soğutma, trityum bariyeri, uzaktan çalıştırılan bakım, büyük ölçekli Li-7 üretimi, yüksek sıcaklık güç döngüsü ve daha dayanıklı malzemelerden daha fazlasını içermektedir.
Mothballed teknolojisi - Aslında sadece birkaç MSR inşa edilmiştir. Bu deneysel reaktörler 40 yıldan fazla bir süre önce inşa edilmişti. Bu, bazı teknologların,^[] konsepti eleştirel olarak değerlendirmenin zor olduğunu söylemelerine neden olmaktadır.^[]
Başlangıç yakıtı - Çıkarılmış uranyumdan farklı olarak çıkarılmış toryumun fissil izotopu yoktur. Toryum reaktörleri, bölünebilir uranyum-233'ü toryumdan üretir, ancak ilk başlatımda az miktarda bölünebilir malzeme gerektirir. Bu malzemenin bulunurluğu nispeten düşüktür. Bu, kısa sürede reaktörlerin nasıl başlatılacağı sorununu ortaya çıkarmaktadır. Bir seçenek: günümüzde katı yakıtlı reaktörlerde U-233 üretmek ve daha sonra katı atıktan yeniden üretmektir. Bir LFTR, diğer fisyon izotopları, zenginleştirilmiş uranyum veya plütonyum reaktörlerden veya devre dışı bırakılmış bombalardan da başlatılabilir. Zenginleştirilmiş uranyum ile başlatılması için yüksek zenginleştirme gerekmektedir. Devredışı bırakılmış uranyum bombaları yeterince zenginleştirilmiş madde içerir, ancak miktarları pek çok LFTR'yi başlatmaya yetecek kadar çok yakıt hammaddesi içermemektedir. Plütonyum florürün lantanit fisyon ürünlerinden ayrılması işlemi zordur. İkili akışkan bir reaktör için bir seçenek, yakıt tuzunda plütonyum veya zenginleştirilmiş uranyum ile çalışmak, örtüde U-233 üremek ve çekirdeğe geri göndermek yerine saklamaktır. Bunun yerine, bugünkü katı yakıt reaktörlerine benzer zincir reaksiyonunu sürdürmek için plütonyum veya zenginleştirilmiş uranyum eklenmelidir. Yeterli U-233 yetiştirildiğinde, yakıtları yeni yakıtla değiştirilir ve U-233 yeni başlatımlar için saklanır. Bir dönüştürücü olarak çalışan bir tekil akışkan reaktör için de benzer bir seçenek mevcuttur. Böyle bir reaktör, çalışırken yakıtı yeniden işleyemez. Bunun yerine, reaktör plütonyum üzerinde başlayacak ve toryum verimli hammadde olacak ve plütonyum eklenecektir. En sonunda plütonyum yanar ve U-233 situda üretilir. Reaktör yakıt ömrünün sonunda, harcanmış yakıt tuzu, yeni LFTR'leri başlatabilmek için yetiştirilen U-233'ü geri kazanmak için tekrar işlenebilir.
Tuzları dondurma - Florürlü tuz karışımlarının erime noktası 300 ila 600 °C (572 ila 1,112 °F) arasındadır. Tuzlar, özellikle de berilyum florürlü olanlar, donma noktalarına yakın çok yapışkandırlar (viscous). Bu, muhafaza ve ısı değiştiricilerinde dikkatli tasarım ve donma koruması gerektirir. Normal çalışmada, geçişler sırasında ve uzun süreli aksama süresince donma önlenmelidir. Birincil döngü tuzu, gerekli sıcaklığın korunmasına yardımcı olan bozunum ısı üreten fisyon ürünlerini içerir. için ORNL, tüm reaktör odasını (sıcak hücrenin) yüksek sıcaklıkta tutulmasını planlamıştı. Bu, tüm borularda özel elektrikli ısıtıcı hatlarına olan ihtiyacı ortadan kaldırdı ve birincil döngü bileşenlerini daha fazla ısıttı. Erimiş tuzla soğutmalı katı yakıtlı reaktörler için geliştirilen bir "sıvı fırın" tasarımı, tüm birincil halkayı içeren ayrı bir tampon tuz havuzu kullanmaktadır. Yüksek ısı hacmi ve tampon tuzunun önemli yoğunluğundan dolayı, tampon tuzu yakıt tuzunun donmasını önler ve edilgen bozunma ısı soğutma sistemine katılır, radyasyon koruması sağlar ve birincil döngü bileşenleri üzerindeki yük ağırlıklı gerilmeleri azaltır. Bu tasarım LFTR'ler için de uygulanabilir.^[]
Berilyum toksisitesi - Önerilen tuz karışımı , insanlar için toksik olan büyük miktarda berilyum içermektedir (fisyon ürünleri ve diğer radyoaktif maddeler kadar toksik olmamasına rağmen). Birincil soğutma halkalarındaki tuz, önlemek için çalışanlardan ve çevreden yalıtılmalıdır. Bu düzenli olarak endüstride yapılır. Bu sanayi deneyimine dayanarak, berilyum emniyetinin katma maliyetinin sadece 0,12 $/MWh'ye mâl olması beklenmektedir. Başlatma işleminden sonra, birincil yakıt tuzundaki fisyon işlemi, yüksek gama ve nötron radyasyon alanına sahip yüksek radyoaktif fisyon ürünleri üretir. Dolayısıyla etkili bir koruma birincil öncelikliliktir. Bunun yerine, Fransız LFTR tasarımı "TMSR"'nin seçtiği gibi berilyum içermeyen lityum florür-toryum florür ötektik kullanarak çalıştırma mümkündür. Bu, biraz daha yüksek bir erime noktasına doğru değişimi tetikler, ancak basitliğin ek üstünlükleri de vardır (yeniden işleme sistemlerinde BeF₂'yi önleme); bunlar plütonyum-triflorür için artan çözünürlük, azalan trityum üretimi (berilyum lityum-6 üretir ve bu da trityum üretir) ve gelişmiş ısı transferi (BeF₂ tuz karışımının yarı sıvılığını (viscosity) arttırır) gibi. Sodyum, rubidyum ve zirkonyum florürleri gibi başka çözücüler gelişmede ticarette daha düşük erime noktalarına izin verirler.
Geciken nötronların kaybı - Tahmin edilebilir şekilde denetlenebilmesi için nükleer reaktörlerde gecikmeli nötronlara güven vardır. Zincir reaksiyonunu sürdürmek için fisyon ürünü bozunumundan yavaş yavaş gelişen nötronlara ihtiyaç duyulur. Geciken nötronlar yavaşça evrimleştiği için reaktör çok daha iyi kontrol edilebilir hale gelir. Bir LFTR'de, ısı değiştiricisindeki ve borulardaki fisyon ürünlerinin varlığı, bu gecikmeli nötronların bir kısmının da kaybolduğu anlamına gelir. Çekirdeğin kritik zincir reaksiyonuna katılmazlar; bu da, reaktörün akış, güç vb. değişiklikleri sırasında daha az yavaş davranıldığı anlamına gelir. Geciken nötronların yaklaşık yarısına kadarının kaybedilebilirliği olasıdır. Uygulamada, ısı değiştiricisinin kompakt olması gerektiği anlamına gelir; böylece çekirdeğin dışındaki hacim olabildiğince küçük tutulmuş olur. Çekirdek ne kadar yoğun (daha yüksek güç yoğunluğu) ise, bu konunun önemi o kadar önemlidir. Isı değiştiricilerinde çekirdeğin dışında daha fazla yakıt olması da, reaktörü başlatmak için pahalı fisil yakıtının daha fazlasına ihtiyaç duyulduğu anlamına gelir. Bu, oldukça küçük bir ısı değiştiricisini (eşanjör) bir LFTR için önemli bir tasarım gereksinimi haline getirir.^[]
Atık yönetimi - Radyoaktif atığın yaklaşık %83'ünde saatler içinde ya da gün içinde bir yarılanma ömrü vardır, geriye kalan %17'si arka plan düzeylerine erişmek için jeolojik olarak istikrarlı bir şekilde hapsedilmeleri için 300 yıllık depolama gerektirir. Florür biçimindeki fisyon ürünlerinden bazıları suda çok çözünür olduğundan florürler uzun vadeli depolamaya daha az uygundur. Örneğin, suda çok yüksek bir çözünürlüğe sahiptir. Uzun süreli saklama için, cam gibi bir çözünmeyen bir biçime dönüştürülmesi istenebilir.^[]
Belirsiz kullanım dışılık masrafları - Erimiş Tuz Reaktörü Deneyi'nin temizlenmesi küçük bir 8 MW (inci) birim için 130 milyon dolar civarındaydı. Yüksek maliyetin büyük kısmı, ORNL'nin kusur ve saklamamış olduğu depoda soğuk yakıt tuzundan florin ve uranyum hekzaflorürün beklenmedik şekilde evrimleşmesinden kaynaklanmıştır, ancak bu şimdi tasarımında dikkate alınmıştır. Ayrıca, işletme dışı bırakma masrafları, önceki tecrübelere dayanarak tesis boyutuyla kuvvetli bir şekilde ölçeklendirilmez ve maliyetler, tesis ömrünün sonunda ortaya çıkmaktadır; bu nedenle, bir kilovat için belirli bir ücret yeterli olmaktadır. Örneğin, bir GWe'lik reaktör fabrikası, 40 yıllık ömrü boyunca 300 milyar kWh elektrik üretmekte; bu nedenle, 0,001 $/kWh kullanım dışılık ücreti, tesis ömrünün sonunda 300 milyon dolar artı değer oluşturmaktadır.
Soy metal birikimi - Soy metaller gibi bazı radyoaktif fisyon ürünleri, borular üzerine çöker. Nikel-yün sünger kartuşları gibi yeni materyaller, yığılmayı önlemek, soy metalleri filtrelemek ve tuzak oluşturmak için geliştirilmelidir.
Sınırlı grafit ömrü - Özlü tasarımların grafit ılımlayıcısı (graphite moderator) ve yakıt/üreme döngüsü ayırıcısı için sınırlı bir ömrü vardır. Hızlı nötronların etkisi altında, grafit önce büzülür, daha sonra çok zayıflayıp, çatlayarak mekanik problem yaratana ve grafitin reaksiyonu zehirlemek için yeterli fisyon ürünlerini emmesine neden olana kadar sınırsız olarak genişler. 1960'taki ikili akışkan tasarımı, dört yıllık bir grafit değiştirme devresi geçirmişti. Grafitin kapalı borudan çıkarılması tek akışkan bir tasarıma geçmek için büyük bir teşvik oldu. Bu büyük orta bölümün değiştirilmesi, uzaktan çalıştırılan ekipman gerektirmektedir. tasarımları bu değiştirmeyi ayarlamalıdır. Erimiş tuz reaktörlerinde hemen hemen tüm yakıt ve fisyon ürünleri bir hazneye boru ile bağlanabilir. Fisyon ürünlerinin yüzde birinin yalnızca bir kısmı grafitte son bulur ve başta fisyon ürünleri grafitle çarpışarak oluşur. Bu, grafit yüzeyi radyoaktif hale getirir ve en azından yüzey tabakasının geri dönüştürülmesi/uzaklaştırılması olmadan, oldukça büyük bir atık akışı oluşturur. Yüzey tabakasının çıkarılması ve geri kalan grafitin geri dönüşümü bu sorunu çözecektir. Nükleer ılımlayıcı grafitinin geri dönüşümü veya atılması için çeşitli teknikler mevcuttur. Grafit düşük sıcaklıklarda dingin ve hareketsizdir, bu nedenle gerekirse kolayca depolanabilir veya gömülebilir. En az bir tasarım, tuz içinde yüzen, gazı çeken grafit topları (çakıl taşları) kullanmış; reaktörü kapatmadan sürekli olarak çıkarıp denetleyebilmiştir. Güç yoğunluğunun azaltılması grafit ömrünü uzatır. Kıyasla, katı yakıtlı reaktörler, her 12 ila 24 ayda, yüksek radyoaktif fisyon ürünlerini de içeren yakıt elementlerinin 1/3'ünü değiştirir. Bu, koruyucu ve soğutucu bir su tabakası altında rutin olarak yapılır.
Grafite bağlı pozitif reaksiyon geribildirimi - Grafit ısıtıldığında U-233 fisyonunu artırarak istenmeyen olumlu bir geri bildirime neden olur. LFTR tasarımı belirli grafit ve tuz kombinasyonlarından ve bazı çekirdek geometrilerinden kaçınmalıdır. Eğer bu problem, yeterli grafit ve dolayısıyla iyi derecede ısıl hale getirilmiş bir spektrum kullanılarak ele alınırsa, başabaşlık yeteneğine ulaşmak zordur. Çok az grafit kullanmanın veya hiç grafit kullanmamanın ötekisi daha hızlı bir nötron spektrumuna neden olur. Bu, geniş bir bölünebilir envanter ve radyasyon hasar artışı gerektirir.
Sınırlı plütonyum çözünebilirliği - Plütonyum, amerikyum ve florürleri, üç florin atomuna bağlı oldukları anlamına gelir (PuF₃, AmF₃, CmF₃). Bu gibi triflorürler FLiBe taşıyıcı tuzunda sınırlı bir çözünebilirliğe sahiptirler. Bu, özellikle küçük birincil tuz stokunu kullanan özlü bir tasarım için devreye almayı zorlaştırmaktadır. Tabii ki, plütonyum taşıyan atıkları başlangıç sürecinden uzak tutmak bunda daha da iyi bir çözümdür, bu da bir sorun teşkil etmemektedir. Çözünürlük, berilyum florürün daha az veya hiç kullanılmayarak (triflorürler için çözünürlüğü yoktur) veya daha yüksek bir sıcaklıkta çalıştırılarak arttırılabilir^[] (çoğu diğer sıvılardaki gibi, çözünürlük sıcaklık ile yükselir). Bir ısıl tayf (thermal spectrum), daha düşük güç yoğunluğundaki çekirdeğin plütonyum çözünürlüğü ile ilgili bir soruna neden olmaz.
Yeniden işleme tabi tutulan çoğalma riski - Etkili yeniden işleme bir çoğalma tehlikesi taşır. LFTR'lerde diğer reaktörlerden gelen plütonyumda kullanılabilir. Bununla birlikte, yukarıda belirtildiği gibi, plütonyum kimyasal olarak toryumdan ayrıştırılamamakta ve plütonyum, bol miktarda toryumda seyreltilmiş halde bombalarda kullanılamamaktadır. Buna ek olarak, toryum yakıt döngüsü tarafından üretilen plütonyum, çoğunlukla, Pu-238, yüksek derecede doğal nötronlar ve bozunma ısısı üretmekte ve böylece bu izotopla bir fisyon bombası oluşturmak imkânsız hale getirilmektedir ve çok küçük yüzdeleri bile içeren yakıt oluşturmak son derece zordur. Isı üretim hızı 567 W/kg olan bu maddenin, bomba çekirdeği sürekli olarak birkaç kilovatsa ısı üreteceği anlamına gelir. Tek soğutma yolu, zayıf iletken olan çevreleyen yüksek patlayıcı katmanlar aracılığıyla iletimle sağlanır. Bu, düzene zarar verecek kadar yönetilemeyen yüksek sıcaklıklar yaratır. 1204 kBq/g doğal fisyon hızı, 'ın iki katına çıkmaktadır. Bu izotopun çok küçük yüzdeleri bile, patlamadan çok ""a (Fizzle) neden olan zincir reaksiyonu başlatan doğal fisyondan kaynaklanan nötronlara bağlı olarak "patlama öncesi" ile bomba verimini önemli ölçüde azaltacaktır. Yeniden işleme, tamamen kapalı ve içerdiği sıcak hücrelerde otomatik iletim gerektirir ve bu da saptırmayı zorlaştırır. PUREX gibi bugünkü ekstraksiyon yöntemlerine kıyasla, Yüksek ısıl işlem/piro işlemlere (Pyroprocessing) erişilemez ve çoğunlukla büyük miktarda fisyon ürünü bulaşması olan saf olmayan bölünebilir materyal üretir. Bu otomatikleştirilmiş bir sistem için bir sorun değilken, proliferatörler için ciddi zorluklar ortaya koymaktadır.^[]
Protaktinyum ayrımından kaynaklanan çoğalma riski - Özlü tasarımlar, yalnızca protaktinyumun hızla ayrılması, çoğalma riski nedeniyle üreyebilir; çünkü bu olası olarak yüksek saflıkta U-233'e erişim sağlar. Bu reaktörlerin 233-U'su, yüksek derecede bir gama ışınımı vericisi olan 232-U ile kirlenmiş (contaminated) olacak ve koruyucu nitelikte bir sıcak zenginleştirme tesisi gerektirirken, materyallerin olası bir yolu olarak zordur. Bu nedenle ticari güç reaktörleri ayrılmadan tasarlanmalıdır. Uygulamada, bu, yetiştirme veya düşük güç yoğunluğunda çalışma anlamına gelir. İkili akışkan tasarım, daha büyük bir örtü ile çalışabilir ve yüksek güç yoğunluğundaki çekirdeği (hiçbir toryum ve dolayısıyla hiçbir protaktinyum içermez) tutabilir.^[] Bununla birlikte, bir grup nükleer mühendis, "Nature"'da (2012) protaktinyum yolunun uygulanabilir olduğunu ve bu toryumun "önerilen olduğu kadar iyi olmadığını..." savunuyor.
Neptünyum-237 hızının artışı - Bir florinatör kullanan tasarımlarda, Np-237 gaz halindeki heksaflorür olarak uranyum ile birlikte görülür ve katı fluorür pelet emilme yatakları kullanılarak kolayca ayrılabilir. Hiçbir ülke böylesine bir bomba üretmedi, ancak Np-237'nin önemli hızlı fisyon kesiti ve düşük kritik kütlesi imkânı ima ediliyordu. Np-237 reaktörde tutulduğunda kısa ömürlü Pu-238'e dönüşür. Tüm reaktörler, yüksek (mono) izotopik kalitede daima bulunabilen ve kimyasal olarak kolayca ekstrakte edilen önemli miktarda neptunyum üretirler.
Lityum-6'dan nötron zehirlenmesi ve trityum üretimi - Lityum-6 güçlü bir nötron zehiridir; LiF'yi %7.5 lityum-6 içeriğiyle doğal lityum ile kullanmak, reaktörlerin çalışmasını engeller. Çekirdekteki yüksek nötron yoğunluğu (dönüştürme) ile ve trityum'a dönüşür ve bu bozulmayı önlemek için gerekli olan nötronların kaybedilmesine yol açar. Trityum, kimyasal olarak sıradan hidrojene neredeyse benzeyen bir radyoaktif hidrojen izotopudur. MSR'de, trityum oldukça taşınabilirdir, çünkü elementel biçiminde metaller yoluyla yüksek sıcaklıkta hızla dağılır. Lityum, izotopik olarak lityum-7 bakımından zenginleştirilmişse ve izotop ayrım seviyesi yeterince yüksekse (%99,995 lityum-7), üretilen trityum miktarı, 1 GWe'lik bir reaktör için yılda yalnızca birkaç yüz gramdır. Trityumun bu kadar küçük miktarı çoğunlukla lityum-7-trityum reaksiyonundan ve ilk olarak trityum üreten lityum-6'ya geçerek dolaylı olarak trityum üretebilen berilyumdan gelir. Bir lityum tuzu kullanan LFTR tasarımları, izotopunu seçer. MSRE'de lityum-6, izotopik zenginleştirme yoluyla yakıt tuzundan başarılı bir şekilde ayrıştırılmıştır. Lityum-7, lityum-6'dan en az %16 daha ağır olduğundan ve en yaygın izotop olduğundan, lityum-6, çıkarmak için nispeten daha kolay ve ucuzdur. Lityumun vakumda damıtılması, her evre için %8'e kadar verimlilik sağlar ve bir vakum odasında sadece ısıtılmayı gerektirir., 90,000'de yaklaşık bir fisyon, üretir ve bu da lityum-6'ya ve 12.500'de bir fisyona dönüşerek doğrudan bir trityum atomu üretir (tüm reaktör türlerinde). Elverişli MAR'ler, genellikle helyum gibi kuru bir atıl gaz örtüsü altında çalışırlar. LFTR'ler, CANDU reaktörlerinde olduğu gibi suda fazla seyreltilmediğinden, trityumun geri kazanılması için iyi bir imkân sunar. Trityumu titanyumla hidrolize etmek, sodyum fluoroborat ya da erimiş nitrat tuzu gibi daha az hareketli (fakat hala uçucu) şekillere oksitlemek veya onu türbin güç döngüsü gazında yakalamak ve onu bakır oksit peletlerini kullanarak oksijeni gidermek gibi çeşitli yöntemler mevcuttur. ORNL, kalan trityumun kimyasal olarak tuzaklanarak ikincil soğutucu akışkanından türbin güç döngüsüne yayılmak yerine uzaklaştırılabilmesi için ikincil bir döngü soğutma sistemi geliştirdi. ORNL, kalan trityumun kimyasal olarak tuzaklanarak ikincil soğutucu akışkanından türbin güç döngüsüne yayılmak yerine uzaklaştırılabilmesi için ikincil bir döngü soğutma sistemi geliştirdi. ORNL, bunun trityum emisyonlarını kabul edilebilir seviyelere düşüreceğini hesapladı.
Tellürden Korozyon - Reaktör, az miktarda bir tellür fisyon ürünü üretir. MSRE'de bu, özel nikel alaşımının -N parçacık sınırlarında küçük miktarlarda korozyona neden olmuştu. Metalurjik çalışmalar, -N alaşımına %1-2 niyobyum ilavesinin, tellür ile korozyon direncini arttırdığını göstermiştir./UF₃ oranını 60'ın altında tutmak, yakıt tuzunu hafif düşürerek paslanmayı azaltır. MSRE'de sürekli akan yakıt tuzu ile pompa kabının içindeki kafes içine batırılmış bir berilyum metal çubuk temas etmişti. Bu, tuzda flor sıkıntısı yarattı, tellürü daha girişken (elementel) bir şekle indirgedi. Bu yöntem, genel olarak korozyonun azaltılmasında da etkili olmaktadır, çünkü fisyon işlemi, aksi takdirde yapısal metallere hücum eden daha fazla flor atomu üretir.
Nikel alaşımlarına radyasyon hasarı - Temel Hastelloy-N alaşımının nötron radyasyonu ile zayıf olduğu tespit edildi. Nötronlar helyum oluşturmak için nikel ile reaksiyona girmektedir. Bu helyum gazı, alaşımın belirli noktalarında yoğunlaştı ve burada gerilmeler arttı. ORNL, Hastelloy N'ye %1-2 titanyum veya niyobyum ekleyerek bu sorun üzerine eğilmiş, bu, alaşımın iç yapısını değiştirerek helyumun iyi dağıtılmasını sağlamıştır. Bu stres rahatladı ve alaşımın önemli nötron akışına dayanmasına izin verdi. Bununla birlikte en yüksek sıcaklık yaklaşık 650 °C ile sınırlıdır. Diğer alaşımların geliştirilmesi gerekebilir. Tuz içeren dış kap duvarını nötron hasarından etkili bir şekilde korumak için bor karbür gibi nötronik korumaya gereksinim olabilir.
Uzun süreli yakıt tuzu depolama - Florür yakıtı tuzları, onlarca yıl içinde katı biçimde depolanırsa, radyasyon aşındırıcı flor gazının ve 'ün salınmasına neden olabilir. Tuzların boşaltılması, atıkların uzun süre kapatılmadan önce çıkarılması ve 100 santigrat derecenin üzerinde depolanması gerekir. Florürler uzun süreli depolama için daha az uygundur çünkü çözünmeyen olmadıkça bazıları suda yüksek çözünürlüğe sahiptir.
İş modeli - Günümüzün katı yakıtlı reaktör üreticileri yakıt imalatı ile uzun vadeli gelir sağlamaktadırlar. Üretmek ve satmak için herhangi bir yakıt olmaksızın, bir LFTR'de farklı bir iş modeli benimsenmektedir. Bu, geçerli bir iş yapmak için giriş maliyetleri üzerinde önemli bir engel olacaktır. Mevcut altyapı ve parça tedarikçileri, su soğutmalı reaktörlere yöneliktir. Toryum pazarı ve toryum madenciliği küçüktür, dolayısıyla gerekli olan önemli altyapı henüz mevcut değildir. Düzenleyici kuruluşlar, toryum reaktörlerini düzenleyen daha az tecrübeye sahip olup, gecikmeler için potansiyel yaratmaktadırlar.
Enerji döngüsünün geliştirilmesi - En yüksek verimlilik için büyük bir helyum veya süperkritik karbondioksit türbininin geliştirilmesi gerekmektedir. Bu gaz çevrimleri, ergimiş tuz yakıtlı veya eritilmiş tuz soğutmalı reaktörler ile kullanım için çok sayıda olası üstünlük sunar. Bu kapalı gaz çevrimleri, ticari türbin-üreteç seti için tasarım zorlukları ve mühendislik ölçeklendirme çalışmaları ile karşı karşıyadır. Temel bir süperkritik buhar türbini, verimlilik açısından küçük bir olumsuzluk ile kullanılabilir (MSBR'nin net verimliliği, 1970'lerden kalma eski bir buhar türbini kullanılarak yaklaşık %44 olacak şekilde tasarlanmıştır). Buhar üreteci için eritilmiş bir tuzun halen geliştirilmesi gerekecektir. Şu anda, ergimiş nitrat tuzlu buhar üreteçleri, İspanya'daki gibi konsantre güneş termik santrallerinde kullanılmaktadır. Böyle bir üreteç, üçüncül dolaşım döngüsü olarak bir MSR için kullanılabilir; burada, birincil ve ikincil ısı değiştiricisinden dağınık olarak herhangi bir trityum da yakalanır.

Son gelişmeler

Fuji MSR tasarımı

, Oak Ridge Ulusal Laboratuvarı Reaktör Deneyine benzer bir teknoloji kullanarak 100 ila 200 erimiş tuz yakıtlı ısıl damıtım reaktörü için bir tasarımdı. Japonya, Amerika Birleşik Devletleri ve Rusya üyeleri de dahil olmak üzere bir konsorsiyum tarafından geliştirildi. Bu reaktör bir damıtım reaktörü olarak, toryumu nükleer yakıtlara dönüştürür. Bir endüstri grubu, Temmuz 2010'da ile ilgili güncel planlarını sunmuştur. Tahmini maliyet kilovat saat başına 2.85 sentti.

Çin toryum MSR projesi

Çin Halk Cumhuriyeti, toryum erimiş tuz reaktör teknolojisinde bir araştırma ve geliştirme projesi başlatmıştır. Ocak 2011'de düzenlenen Çin Bilimler Akademisi (CAS) yıllık konferansında resmî olarak ilan edildi. Nihai hedefi, yaklaşık 20 yıl içinde bir toryum temelli erimiş tuz nükleer sistemini araştırmak ve geliştirmektir. TMSR araştırma programının beklenen ara sonucu, 2015 yılında 2 MW çakıl yatağı florür tuzu soğutmalı araştırma reaktörü ve 2017 yılında 2 MW erimiş tuz yakıtlı araştırma reaktörü inşa etmektir. Bunu 10 MW'lık bir kanıtlama reaktörü ve 100 MW'lık pilot reaktörler izleyecektir. Proje, 350 milyon dolarlık bir başlangıç bütçesine sahip olarak tarafından yönetilmekte ve Şanghay Uygulamalı Fizik Enstitüsü'nde toryum erimiş tuz reaktörü araştırması üzerine tam zamanlı olarak çalışan 140 doktora bilim adamını istihdam etmektedir. 2015 yılı itibarıyla personel sayısındaki genişleme ile görevli sayısı 700'e yükselmiştir.

Flibe Enerji

Eski NASA bilim adamı ve 'de Baş Nükleer Teknoloğu olan , ve özellikle sıvı florür toryum reaktörlerinin uzun süreli geliştiricisi olmuştur. Ay'ın kolonileri için uygun enerji santrali tasarımlarını değerlendirirken NASA'da çalışırken ilk önce toryum reaktörlerini araştırdı. Bu yakıt döngüsüyle ilgili materyalleri şaşırtıcı derecede bulmak zordu, bu nedenle 2006'da Sorensen bu teknolojiyi tanıtmak için "energyfromthorium.com" adlı bir belge deposu, forum ve blogunu başlattı. 2006'da, Sorensen, sıvı florür tuzlu reaktör tasarımlarının bir alt kümesini ısıl tayfta uranyum-233'e dönüştürerek üreten tasarımı tanımlamak için sıvı florür toryum reaktörünü ve LFTR adlandırmasını icat etti. Sorensen, 2011 yılında, başlangıçta askerî üslere güç sağlamak için 20-50 MW'lık reaktör tasarımlarını geliştirmeyi planlayan Flibe Energy'yi kurdu. Günümüz ABD nükleer düzenleyici ortamında sivil güç istasyonu tasarımlarından çok yeni askeri tasarımlar geliştirmek daha kolaydır. ve ile eşgüdümlendirilen bağımsız bir teknoloji değerlendirmesi, Flibe Enerji'nin önerilen LFTR tasarımı hakkında şimdiye kadar kamuya açık olan en ayrıntılı bilgiyi temsil etmektedir.

Toryum Enerji Üretimi Limited (TEG)

Thorium Energy Generation Pty. Limited (TEG), LFTR reaktörlerinin yanı sıra toryum 'nin dünya çapındaki ticari gelişimine adanmış bir Avustralya araştırma ve geliştirme şirketi oldu. Haziran 2015'ten itibaren TEG işlemlerini durdurmuştur.

Alvin Weinberg Vakfı

Alvin Weinberg Vakfı, 2011 yılında kurulan ve toryum enerjisinin ve LFTR'nin açığa çıkmamış gücü hakkında farkındalık yaratmaya adamış bir İngiliz yardım kuruluşudur. Resmî olarak Lordlar Kamarası'nda 8 Eylül 2011'de başlatıldı. Adını, toryum erimiş tuz reaktörü araştırmasına öncülük eden Amerikan nükleer fizikçisi 'den almıştır.

Thorcon

Martingale, Florida'da önerilen bir erimiş tuz dönüştürücü reaktörüdür. Yüksek nükleer ıslah verimliliği yerine, ekipmanın değiştirilmesi kolaylığı için yeniden işleme ve değiştirilebilir kutular içermeyen basitleştirilmiş bir tasarıma sahiptir.

Ayrıca bakınız

IV. nesil reaktör
Toryum temelli nükleer güç
(en:Thorium Energy Alliance)

Kaynakça

^ Greene, Sherrel (Mayıs 2011). Fluoride Salt-cooled High Temperature Reactors - Technology Status and Development Strategy. ICENES-2011. San Francisco, Kaliforniya.
^ ^a ^b ^c ^d ^e ^f ^g ^h ⁱ LeBlanc, David (2010). (PDF). Nuclear Engineering and Design. 240 (6). Elsevier. s. 1644. doi:10.1016/j.nucengdes.2009.12.033. 9 Ağustos 2017 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 1 Mayıs 2017.
^ Stenger, Victor (12 Ocak 2012). "LFTR: A Long-Term Energy Solution?". Huffington Post. 22 Aralık 2016 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 1 Mayıs 2017.
^ Williams, Stephen (16 Ocak 2015). "Molten Salt Reactors: The Future of Green Energy?". ZME Science. 11 Ekim 2016 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 12 Ağustos 2015.
^ ^a ^b Warmflash, David (16 Ocak 2015). "Thorium Power Is the Safer Future of Nuclear Energy". Discover Magazine. 21 Ocak 2015 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 22 Ocak 2015.
^ United Press International (29 Eylül 1946). "Atomic Energy 'Secret' Put into Language That Public Can Understand". Pittsburgh Press. 13 Mart 2017 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 18 Ekim 2011.
^ United Press International (21 Ekim 1946). "Third Nuclear Source Bared". The Tuscaloosa News. 13 Mart 2017 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 18 Ekim 2011.
^ ^a ^b ^c ^d ^e ^f ^g ^h ⁱ ^j ^k ^l ^m Hargraves, Robert; Moir, Ralph (Temmuz 2010). (PDF). American Scientist. 98 (4). ss. 304-313. doi:10.1511/2010.85.304. 8 Aralık 2013 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 1 Mayıs 2017.
^ . Gesellschaft für Schwerionenforschung. gsi.de
^ "Lab's early submarine reactor program paved the way for modern nuclear power plants". Argonne's Nuclear Science and Technology Legacy. Argonne Ulusal Laboratuvarı. 1996. 27 Nisan 2017 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 1 Mayıs 2017.
^ Sorensen, Kirk (2 Temmuz 2009). (PDF). Mountain View, Kaliforniya: Google. 12 Aralık 2011 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 1 Mayıs 2017.
^ ^a ^b Rosenthal, M.; Briggs, R.; Haubenreich, P. "Molten-Salt Reactor Program: Semiannual Progress Report for Period Ending August 31, 1971" (PDF). Cilt ORNL-4728. Oak Ridge Ulusal Laboratuvarı. 13 Ağustos 2018 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 1 Mayıs 2017.
^ MacPherson, H. G. (1 Ağustos 1985). . Nuclear Science and Engineering. Cilt 90. ss. 374-380. 4 Haziran 2011 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 1 Mayıs 2017.
^ Weinberg, Alvin (1997). The First Nuclear Era: The Life and Times of a Technological Fixer. Springer Science+Business Media. ISBN . 13 Mart 2017 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 1 Mayıs 2017.
^ . 21 Haziran 2013 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 12 Kasım 2011.
^ . Dünya Nükleer Birliği. Mart 2012. 30 Mart 2010 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 28 Haziran 2012. The most common isotope formed in a typical nuclear reactor is the fissile Pu-239 isotope, formed by neutron capture from U-238 (followed by beta decay), and which yields much the same energy as the fission of U-235. Well over half of the plutonium created in the reactor core is consumed in situ and is responsible for about one third of the total heat output of a light water reactor (LWR). (Güncellenmiş)
^ ^a ^b ^c ^d Rosenthal, M. W. (Ağustos 1972). "The Development Status of Molten-Salt Breeder Reactors" (PDF). Cilt ORNL-4812. Oak Ridge Ulusal Laboratuvarı. 13 Ağustos 2018 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 6 Mayıs 2017.
^ ^a ^b ^c Rosenthal, M. W.; Kasten, P. R.; Briggs, R. B. (1970). "Molten Salt Reactors - History, Status, and Potential" (PDF). Nuclear Applications and Technology. Cilt 8. 30 Mart 2017 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 6 Mayıs 2017.
^ ^a ^b Section 5.3, WASH 1097 "The Use of Thorium in Nuclear Power Reactors", available as a PDF from Liquid-Halide Reactor Documents 3 Eylül 2014 tarihinde Wayback Machine sitesinde . Erişim: 11/23/09
^ Briggs, R. B. (Kasım 1964). "Molten-Salt Reactor Program Semiannual Progress Report For Period Ending July 31, 1964" (PDF). Cilt ORNL-3708. Oak Ridge Ulusal Laboratuvarı. 13 Ağustos 2018 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 6 Mayıs 2017.
^ Furukawa; K. A. (2008). "A road map for the realization of global-scale Thorium breeding fuel cycle by single molten-fluoride flow". Energy Conversion and Management. 49 (7). s. 1832. doi:10.1016/j.enconman.2007.09.027.
^ ^a ^b Hargraves, Robert; Moir, Ralph (Ocak 2011). "Liquid Fuel Nuclear Reactors". Forum on Physics & Society. 41 (1). American Physical Society. ss. 6-10. 18 Şubat 2016 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 6 Mayıs 2017.
^ ^a ^b ^c Robertson, R. C.; Briggs, R. B.; Smith, O. L.; Bettis, E. S. (1970). "Two-Fluid Molten-Salt Breeder Reactor Design Study (Status as of January 1, 1968)". Cilt ORNL-4528. Oak Ridge Ulusal Laboratuvarı. doi:10.2172/4093364. 18 Mayıs 2013 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 6 Mayıs 2017.
^ ^a ^b ^c Robertson, R. C. (Haziran 1971). "Conceptual Design Study of a Single-Fluid Molten-Salt Breeder Reactor" (PDF). Cilt ORNL-4541. Oak Ridge Ulusal Laboratuvarı. 13 Ağustos 2018 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 6 Mayıs 2017.
^ LeBlanc, David (Mayıs 2010). "Too Good to Leave on the Shelf". Mechanical Engineering. Amerikan Makina Mühendisleri Topluluğu. 5 Mayıs 2012 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 6 Mayıs 2017.
^ Hough, Shane (4 Temmuz 2009) . if.uidaho.edu
^ "Oak Ridge National Laboratory: A New Approach to the Design of Steam Generators for Molten Salt Reactor Power Plants" (PDF). Moltensalt.org. 30 Mart 2017 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ ^a ^b Sabharwall, Piyush; Kim, Eung S.; McKellar, Michael; Anderson, Nolan (Nisan 2011). "Process Heat Exchanger Options for Fluoride Salt High Temperature Reactor" (PDF). Idaho National Laboratory. 8 Ağustos 2014 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 6 Mayıs 2017.
^ ""Flower power" has been inaugurated in Israel" (News). Enel Green Power. 10 Temmuz 2009. ^[]^[]
^ ^a ^b "Pyrochemical Separations in Nuclear Applications: A Status Report" (PDF). 8 Ocak 2017 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ Forsberg, Charles W. (2006). (PDF). Proceedings of the 2006 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '06). . 29 Ekim 2013 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 7 Nisan 2012.
^ ^a ^b ^c (PDF). E-reports-ext.11nl.gov. 26 Ocak 2017 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ "Low-Pressure Distillation of Molten Fluoride Mixtures: Nonradioactive Tests for the MSRE Distillation Experiment;1971, ORNL-4434" (PDF). 30 Mart 2017 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ "Design Studies of 1000-Mw(e) Molten-Salt Breeder Reactors; 1966, ORNL-3996" (PDF). 30 Mart 2017 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ "Engineering Tests of the Metal Transfer Process for Extraction of Rare-Earth Fission Products from a Molten-Salt Breeder Reactor Fuel Salt; 1976, ORNL-5176" (PDF). 30 Mart 2017 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ Conocar, Olivier; Douyere, Nicolas; Glatz, Jean-Paul; Lacquement, Jérôme; Malmbeck, Rikard; Serp, Jérôme (2006). . Nuclear Science and Engineering. 153 (3). ss. 253-261. 8 Nisan 2013 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 6 Mayıs 2017.
^ "Molten Salt Reactors: A New Beginning for an Old Idea" (PDF). 4 Ekim 2013 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ (PDF). 14 Temmuz 2016 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ (PDF). Uc2.jinr.ru. 15 Mayıs 2013 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ ^a ^b Cooper, N.; Minakata, D.; Begovic, M.; Crittenden, J. (2011). "Should We Consider Using Liquid Fluoride Thorium Reactors for Power Generation?". Environmental Science & Technology. 45 (15). s. 6237. doi:10.1021/es2021318.
^ ^a ^b ^c ^d ^e ^f Mathieu, L.; Heuer, D.; Brissot, R.; Garzenne, C.; Le Brun, C.; Lecarpentier, D.; Liatard, E.; Loiseaux, J.-M.; Méplan, O.; Merle-Lucotte, E.; Nuttin, A.; Walle, E.; Wilson, J. (2006). "The Thorium molten salt reactor: Moving on from the MSBR" (PDF). Progress in Nuclear Energy. 48 (7). s. 664. arXiv:nucl-ex/0506004 $2. doi:10.1016/j.pnucene.2006.07.005. 8 Ağustos 2014 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 6 Mayıs 2017.
^ ^a ^b "Engineering Database of Liquid Salt Thermophysical and Thermochemical Properties" (PDF). Inl.gov. 8 Ağustos 2014 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ "Chapter 13: Construction Materials for Molten-Salt Reactors" (PDF). Moltensalt.org. 9 Ekim 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ (PDF). 22 Aralık 2016 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ ^a ^b Devanney, Jack. "Simple Molten Salt Reactors: a time for courageous impatience" (PDF). C4tx.org. 23 Eylül 2015 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ Moir, R. W. (2008). "Recommendations for a restart of molten salt reactor development" (PDF). Energy Convers. Management. 49 (7). ss. 1849-1858. doi:10.1016/j.enconman.2007.07.047. 4 Mart 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 6 Mayıs 2017.
^ Leblanc, D. (2010). "Molten salt reactors: A new beginning for an old idea". Nuclear Engineering and Design. 240 (6). s. 1644. doi:10.1016/j.nucengdes.2009.12.033.
^ "The Influence of Xenon-135 on Reactor Operation" (PDF). C-n-t-a.com. 23 Eylül 2015 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ ^a ^b ^c (PDF). 26 Eylül 2012 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ (PDF). Ornl.gov. 21 Ekim 2008 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ Thorium Fuel Cycle, AEC Symposium Series, 12, USAEC, Şubat 1968
^ (PDF). Thoriumenergyaslliance.com. 14 Temmuz 2016 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ ^a ^b Engel, J. R.; Grimes, W. R.; Bauman, H. F.; McCoy, H. E.; Dearing, J. F.; Rhoades, W. A. (1980). (PDF). Oak Ridge National Lab, TN. ss. 81-87. ORNL/TM-7207. 14 Ocak 2010 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 13 Mayıs 2017.
^ Hargraves, Robert; Moir, Ralph (27 Temmuz 2011). "Liquid Fuel Nuclear Reactors". Aps.org. 13 Nisan 2017 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 3 Ağustos 2012.
^ "for nuclear energy looms". 22 Temmuz 2016 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 26 Ocak 2016.
^ ^a ^b Sylvain, David; Nifenecker, Hervé; ve diğerleri. (Mart-Nisan 2007). "Revisiting the Thorium-Uranium nuclear fuel cycle" (PDF). Europhysics News. 38 (2). ss. 24-27. Bibcode:2007ENews..38...24D. doi:10.1051/EPN:2007007. 5 Temmuz 2017 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 8 Mayıs 2017.
^ (PDF). Thoriumenergyalliance.com. 2 Temmuz 2016 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ Evans-Pritchard, Ambrose (29 Ağustos 2010) Obama could kill fossil fuels overnight with a nuclear dash for thorium 20 Nisan 2017 tarihinde Wayback Machine sitesinde .. Telegraph. Erişim 24 Nisan 2013.
^ ^a ^b "Oak Ridge National Laboratory: Abstract" (PDF). Energyfromthorium. 29 Ocak 2015 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ "Denatured Molten Salt Reactors" (PDF). Coal2nuclear.com. 25 Kasım 2013 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ "ESTIMATED COST OF ADDING A THIRD SALT-CIRCULATING SYSTEM FOR CONTROLLING TRITIUM MIGRATION IN THE lOOO-MW( e ) MSBR" [1OOO-MW( e ) MSBR'DE TRİTYUM MIGRASYONUNU KONTROL ETMEK İÇİN ÜÇÜNCÜ TUZLU DEVRE SİSTEMİ EKLEME MALİYETİ] (PDF). 29 Ocak 2015 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ ^a ^b ^c ^d Bonometti, J. "LFTR Liquid Fluoride Thorium Reactor-What fusion wanted to be!" Presentation available in www.energyfromthorium.com (2011)
^ (PDF). 13 Nisan 2016 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ Peterson, Per F.; Zhao, H.; Fukuda, G. (5 Aralık 2003). (PDF). U.C. Berkeley Report UCBTH-03-004. 11 Ağustos 2014 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 13 Mayıs 2017.
^ Forsberg, Charles W.; Peterson, Per F; Zhao, Haihua (2007). (PDF). Journal of solar energy engineering. 129 (2). ss. 141-146. doi:10.1115/1.2710245. 16 Ağustos 2007 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 13 Mayıs 2017.
^ Moir, Ralph; Teller, Edward (Eylül 2005). "Thorium-fueled underground power plant based on molten salt technology". Nuclear Technology. 151 (3). ss. 334-340. 14 Ekim 2016 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 13 Mayıs 2017.
^ "Products". Flibe Energy. 28 Haziran 2013 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ Bush, R. P. (1991). (PDF). Platinum Metals Review. 35 (4). ss. 202-208. 24 Eylül 2015 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 13 Mayıs 2017.
^ "Thorium fuel cycle — Potential benefits and challenges" (PDF). International Atomic Energy Agency. 4 Ağustos 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 27 Ekim 2014.
^ "Thorium". World Nuclear. 8 Mayıs 2017 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 15 Mayıs 2017.
^ Peterson, Per F.; Zhao, Haihua (29 Aralık 2005). (PDF). U.C. Berkeley Report UCBTH-05-005. 1 Ocak 2014 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 15 Mayıs 2017.
^ ^a ^b Fei, Ting (16 Mayıs 2008). (PDF). U.C. Berkeley Report UCBTH-08-001. ss. 52-66. 1 Ocak 2014 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ "The Thorium Molten Salt Reactor: Launching The Thorium Cycle While Closing The Current Fuel Cycle" (PDF). 15 Nisan 2012 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ "The Aircraft Reactor Experiment-Physics" (PDF). Moltensalt.org. 4 Nisan 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ ^a ^b "ESTIMATED COST OF ADDING A THIRD SALT-CIRCULATING SYSTEM FOR CONTROLLING TRITIUM MIGRATION IN THE lOOO-MW( e ) MSER" [1OOO-MW( e ) MSER'DE TRİTYUM MIGRASYONUNU KONTROL ETMEK İÇİN ÜÇÜNCÜ TUZLU DEVRE SİSTEMİ EKLEME MALİYETİ] (PDF). Temmuz 1971. 4 Nisan 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ (PDF). Iaea.org. 6 Ağustos 2009 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ "Oak Ridge National Laboratory: Graphite Behaviour and Its Effects on MSBR Performance" (PDF). Moltensalt.org. 4 Nisan 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ ^a ^b "IAEA-TECDOC-1521" (PDF). 9 Kasım 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ (PDF). ORNL-4548: Molten-Salt Reactor Program. s. 57. 29 Haziran 2011 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 6 Haziran 2015.
^ Rodriguez-Vieitez, E.; Lowenthal, M. D.; Greenspan, E.; Ahn, J. (7 Ekim 2002). Optimization of a Molten-Salt Transmuting Reactor (PDF). PHYSOR 2002. Seul, Güney Kore. 26 Aralık 2013 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 17 Mayıs 2017.
^ ^a ^b "Nuclear Weapons Archive - Useful Tables". 17 Kasım 2016 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 31 Ağustos 2013.
^ "Thorium Fuel Has Risks". 2 Aralık 2016 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 16 Ekim 2015.
^ ^a ^b "Neptunium 237 and Americium: World Inventories and Proliferation Concerns" (PDF). Isis-online.org. 3 Ağustos 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ ^a ^b "Distribution and Behavior of Tritium in the Coolant-Salt Technology Facility" [Soğutucu-Tuz Teknolojisi Tesisinde Trityumun Dağılımı ve Davranışı] (PDF). 4 Nisan 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ Manely; W. D. (1960). "Metallurgical Problems in Molten Fluoride Systems". Progress in Nuclear Energy. Cilt 2. ss. 164-179.
^ "Titanium for long-term tritium storage" (PDF). Osti.gov. 31 Ağustos 2012. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ "CONCEPTUAL DESIGN STUDY OF A SINGLE-FLUID MOLTEN-SALT BREEDER REACTOR" (PDF). Osti.gov. 31 Ağustos 2012. s. 41. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ Moir; R. W. (2002). "Deep-Burn Molten-Salt Reactors" (Application under Solicitation). Cilt LAB NE 2002-1. Department of Energy, Nuclear Energy Research Initiative. s. 3–4. 4 Mart 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 19 Mayıs 2017.
^ "Status of materials development for molten salt reactors" (PDF). 4 Nisan 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ [1] 13 Ağustos 2018 tarihinde Wayback Machine sitesinde . (52 MB) Intergranular Cracking of INOR-8 in the MSRE,
^ "Potential of Thorium Molten Salt Reactors: Detailed Calculations and Concept Evolutions in View of a Large Nuclear Energy Production" (PDF). Hal.archives-ouvertes.fr. 14 Mayıs 2014 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ National Research Council (U.S.). Committee on Remediation of Buried and Tank Wastes. Molten Salt Panel (1997). Evaluation of the U.S. Department of Energy's alternatives for the removal and disposition of molten salt reactor experiment fluoride salts. National Academies Press. s. 15. ISBN .
^ Forsberg, C.; Beahm, E.; Rudolph, J. (2 Aralık 1996). Direct Conversion of Halogen-Containing Wastes to Borosilicate Glass (PDF). Symposium II Scientific Basis for Nuclear Waste Management XX. 465. Boston, Massachusetts: Materials Research Society. ss. 131-137.
^ Zhao, H.; Peterson, Per F. (25 Şubat 2004). (PDF). U.C. Berkeley Report UCBTH-03-002. 1 Ocak 2014 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 20 Mayıs 2017.
^ Hee Cheon No, Ji Hwan Kim & Hyeun Min Kim (2007). (PDF). Nuclear Engineering and Technology. 39 (1). ss. 21-30. doi:10.5516/net.2007.39.1.021. 1 Ocak 2014 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 20 Mayıs 2017.
^ "Conceptual Design study of a Single Fluid Molten Salt Breeder Reactor" (PDF). Energyfromthorium.com. 24 Eylül 2015 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ "HEAT TRANSFER SALT FOR HIGH TEMPERATURE STEAM GENERATION" [YÜKSEK SICAKLIKTA BUHAR ÜRETİMİ İÇİN ISI TRANSFER TUZU] (PDF). 4 Nisan 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ Fuji MSR 5 Temmuz 2017 tarihinde Wayback Machine sitesinde . s. 821-856, Ocak 2007, 20MB PDF
^ . International Thorium Energy Organisation. 20 Temmuz 2010. 27 Temmuz 2010 tarihinde kaynağından (news) arşivlendi. Erişim tarihi: 20 Mayıs 2017.
^ "Chapter X. MSR-FUJI General Information, Technical Features, and Operating Characteristics" (PDF). 5 Mart 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 20 Mayıs 2017.
^ Martin, Richard (1 Şubat 2011). "China Takes Lead in Race for Clean Nuclear Power". Wired Science. 12 Mart 2014 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 20 Mayıs 2017.
^ . Whb.news365.com.cn. 26 Ocak 2011. 26 Ocak 2011 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ Clark, Duncan (16 Şubat 2011). "China enters race to develop nuclear energy from Thorium". The Guardian. Londra. 19 Mayıs 2017 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 20 Mayıs 2017.
^ "Kun Chen from Chinese Academy of Sciences on China Thorium Molten Salt Reactor TMSR Program". YouTube. 10 Ağustos 2012. 25 Ağustos 2012 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ Halper, Mark (30 Ekim 2012). . Weinberg Foundation. 14 Nisan 2016 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 17 Nisan 2013.
^ Evans-Pritchard, Ambrose (6 Ocak 2013). "China blazes trail for 'clean' nuclear power from thorium". The Daily Telegraph. 6 Haziran 2017 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 20 Mayıs 2017.
^ "Flibe Energy". Flibe Energy. 7 Şubat 2013 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ . huntsvillenewswire.com. 27 Eylül 2011. 18 Mart 2017 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ . . 22 Ekim 2015. 25 Ekim 2016 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 10 Mart 2016.
^ Clark, Duncan (9 Eylül 2011). "Thorium advocates launch pressure group". The Guardian. Londra. 18 Mart 2017 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 20 Mayıs 2017.
^ Mynewsdesk. 8 Eylül 2011. 30 Ekim 2011 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.
^ "New NGO to fuel interest in safe thorium nuclear reactors". BusinessGreen. 8 Eylül 2011. 14 Nisan 2016 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[SGreene2011-1] Greene, Sherrel (Mayıs 2011). Fluoride Salt-cooled High Temperature Reactors - Technology Status and Development Strategy. ICENES-2011. San Francisco, Kaliforniya.

[LeBlanc2010MSR-2] ^ ^a ^b ^c ^d ^e ^f ^g ^h ⁱ LeBlanc, David (2010). (PDF). Nuclear Engineering and Design. 240 (6). Elsevier. s. 1644. doi:10.1016/j.nucengdes.2009.12.033. 9 Ağustos 2017 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 1 Mayıs 2017.

[3] Stenger, Victor (12 Ocak 2012). "LFTR: A Long-Term Energy Solution?". Huffington Post. 22 Aralık 2016 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 1 Mayıs 2017.

[4] Williams, Stephen (16 Ocak 2015). "Molten Salt Reactors: The Future of Green Energy?". ZME Science. 11 Ekim 2016 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 12 Ağustos 2015.

[dm20150116-5] Warmflash, David (16 Ocak 2015). "Thorium Power Is the Safer Future of Nuclear Energy". Discover Magazine. 21 Ocak 2015 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 22 Ocak 2015.

[6] United Press International (29 Eylül 1946). "Atomic Energy 'Secret' Put into Language That Public Can Understand". Pittsburgh Press. 13 Mart 2017 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 18 Ekim 2011.

[7] United Press International (21 Ekim 1946). "Third Nuclear Source Bared". The Tuscaloosa News. 13 Mart 2017 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 18 Ekim 2011.

[HargravesMoir2010-8] ^ ^a ^b ^c ^d ^e ^f ^g ^h ⁱ ^j ^k ^l ^m Hargraves, Robert; Moir, Ralph (Temmuz 2010). (PDF). American Scientist. 98 (4). ss. 304-313. doi:10.1511/2010.85.304. 8 Aralık 2013 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 1 Mayıs 2017.

[9] . Gesellschaft für Schwerionenforschung. gsi.de

[ArgonneNautilus-10] "Lab's early submarine reactor program paved the way for modern nuclear power plants". Argonne's Nuclear Science and Technology Legacy. Argonne Ulusal Laboratuvarı. 1996. 27 Nisan 2017 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 1 Mayıs 2017.

[Sorensen20090720-11] Sorensen, Kirk (2 Temmuz 2009). (PDF). Mountain View, Kaliforniya: Google. 12 Aralık 2011 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 1 Mayıs 2017.

[ORNL4728-12] Rosenthal, M.; Briggs, R.; Haubenreich, P. "Molten-Salt Reactor Program: Semiannual Progress Report for Period Ending August 31, 1971" (PDF). Cilt ORNL-4728. Oak Ridge Ulusal Laboratuvarı. 13 Ağustos 2018 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 1 Mayıs 2017.

[hgm1985-13] MacPherson, H. G. (1 Ağustos 1985). . Nuclear Science and Engineering. Cilt 90. ss. 374-380. 4 Haziran 2011 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 1 Mayıs 2017.

[14] Weinberg, Alvin (1997). The First Nuclear Era: The Life and Times of a Technological Fixer. Springer Science+Business Media. ISBN . 13 Mart 2017 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 1 Mayıs 2017.

[15] . 21 Haziran 2013 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 12 Kasım 2011.

[16] . Dünya Nükleer Birliği. Mart 2012. 30 Mart 2010 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 28 Haziran 2012. The most common isotope formed in a typical nuclear reactor is the fissile Pu-239 isotope, formed by neutron capture from U-238 (followed by beta decay), and which yields much the same energy as the fission of U-235. Well over half of the plutonium created in the reactor core is consumed in situ and is responsible for about one third of the total heat output of a light water reactor (LWR). (Güncellenmiş)

[ORNL4812-17] Rosenthal, M. W. (Ağustos 1972). "The Development Status of Molten-Salt Breeder Reactors" (PDF). Cilt ORNL-4812. Oak Ridge Ulusal Laboratuvarı. 13 Ağustos 2018 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 6 Mayıs 2017.

[Rosenthal-1970-18] Rosenthal, M. W.; Kasten, P. R.; Briggs, R. B. (1970). "Molten Salt Reactors - History, Status, and Potential" (PDF). Nuclear Applications and Technology. Cilt 8. 30 Mart 2017 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 6 Mayıs 2017.

[Wash1097-19] Section 5.3, WASH 1097 "The Use of Thorium in Nuclear Power Reactors", available as a PDF from Liquid-Halide Reactor Documents 3 Eylül 2014 tarihinde Wayback Machine sitesinde . Erişim: 11/23/09

[ornl-3708-20] Briggs, R. B. (Kasım 1964). "Molten-Salt Reactor Program Semiannual Progress Report For Period Ending July 31, 1964" (PDF). Cilt ORNL-3708. Oak Ridge Ulusal Laboratuvarı. 13 Ağustos 2018 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 6 Mayıs 2017.

[21] Furukawa; K. A. (2008). "A road map for the realization of global-scale Thorium breeding fuel cycle by single molten-fluoride flow". Energy Conversion and Management. 49 (7). s. 1832. doi:10.1016/j.enconman.2007.09.027.

[HargravesMoir2011-22] Hargraves, Robert; Moir, Ralph (Ocak 2011). "Liquid Fuel Nuclear Reactors". Forum on Physics & Society. 41 (1). American Physical Society. ss. 6-10. 18 Şubat 2016 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 6 Mayıs 2017.

[ORNL4528-23] Robertson, R. C.; Briggs, R. B.; Smith, O. L.; Bettis, E. S. (1970). "Two-Fluid Molten-Salt Breeder Reactor Design Study (Status as of January 1, 1968)". Cilt ORNL-4528. Oak Ridge Ulusal Laboratuvarı. doi:10.2172/4093364. 18 Mayıs 2013 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 6 Mayıs 2017.

[ORNL4541-24] Robertson, R. C. (Haziran 1971). "Conceptual Design Study of a Single-Fluid Molten-Salt Breeder Reactor" (PDF). Cilt ORNL-4541. Oak Ridge Ulusal Laboratuvarı. 13 Ağustos 2018 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 6 Mayıs 2017.

[asmeMay2010-25] LeBlanc, David (Mayıs 2010). "Too Good to Leave on the Shelf". Mechanical Engineering. Amerikan Makina Mühendisleri Topluluğu. 5 Mayıs 2012 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 6 Mayıs 2017.

[26] Hough, Shane (4 Temmuz 2009) . if.uidaho.edu

[27] "Oak Ridge National Laboratory: A New Approach to the Design of Steam Generators for Molten Salt Reactor Power Plants" (PDF). Moltensalt.org. 30 Mart 2017 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[INL1121584-28] Sabharwall, Piyush; Kim, Eung S.; McKellar, Michael; Anderson, Nolan (Nisan 2011). "Process Heat Exchanger Options for Fluoride Salt High Temperature Reactor" (PDF). Idaho National Laboratory. 8 Ağustos 2014 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 6 Mayıs 2017.

[egp2009-29] ""Flower power" has been inaugurated in Israel" (News). Enel Green Power. 10 Temmuz 2009. ^[]^[]

[neapyro-30] "Pyrochemical Separations in Nuclear Applications: A Status Report" (PDF). 8 Ocak 2017 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[torium2006-31] Forsberg, Charles W. (2006). (PDF). Proceedings of the 2006 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '06). . 29 Ekim 2013 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 7 Nisan 2012.

[moir2008-32] (PDF). E-reports-ext.11nl.gov. 26 Ocak 2017 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[33] "Low-Pressure Distillation of Molten Fluoride Mixtures: Nonradioactive Tests for the MSRE Distillation Experiment;1971, ORNL-4434" (PDF). 30 Mart 2017 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[34] "Design Studies of 1000-Mw(e) Molten-Salt Breeder Reactors; 1966, ORNL-3996" (PDF). 30 Mart 2017 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[35] "Engineering Tests of the Metal Transfer Process for Extraction of Rare-Earth Fission Products from a Molten-Salt Breeder Reactor Fuel Salt; 1976, ORNL-5176" (PDF). 30 Mart 2017 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[36] Conocar, Olivier; Douyere, Nicolas; Glatz, Jean-Paul; Lacquement, Jérôme; Malmbeck, Rikard; Serp, Jérôme (2006). . Nuclear Science and Engineering. 153 (3). ss. 253-261. 8 Nisan 2013 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 6 Mayıs 2017.

[37] "Molten Salt Reactors: A New Beginning for an Old Idea" (PDF). 4 Ekim 2013 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[thoriumenergyalliance.com-38] (PDF). 14 Temmuz 2016 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[39] (PDF). Uc2.jinr.ru. 15 Mayıs 2013 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[pubs.acs.org-40] Cooper, N.; Minakata, D.; Begovic, M.; Crittenden, J. (2011). "Should We Consider Using Liquid Fluoride Thorium Reactors for Power Generation?". Environmental Science & Technology. 45 (15). s. 6237. doi:10.1021/es2021318.

[Mathieu2006-41] ^ ^a ^b ^c ^d ^e ^f Mathieu, L.; Heuer, D.; Brissot, R.; Garzenne, C.; Le Brun, C.; Lecarpentier, D.; Liatard, E.; Loiseaux, J.-M.; Méplan, O.; Merle-Lucotte, E.; Nuttin, A.; Walle, E.; Wilson, J. (2006). "The Thorium molten salt reactor: Moving on from the MSBR" (PDF). Progress in Nuclear Energy. 48 (7). s. 664. arXiv:nucl-ex/0506004 $2. doi:10.1016/j.pnucene.2006.07.005. 8 Ağustos 2014 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 6 Mayıs 2017.

[FLiBe-42] "Engineering Database of Liquid Salt Thermophysical and Thermochemical Properties" (PDF). Inl.gov. 8 Ağustos 2014 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[43] "Chapter 13: Construction Materials for Molten-Salt Reactors" (PDF). Moltensalt.org. 9 Ekim 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[nuclear.inl.gov-44] (PDF). 22 Aralık 2016 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[c4tx.org-45] Devanney, Jack. "Simple Molten Salt Reactors: a time for courageous impatience" (PDF). C4tx.org. 23 Eylül 2015 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[46] Moir, R. W. (2008). "Recommendations for a restart of molten salt reactor development" (PDF). Energy Convers. Management. 49 (7). ss. 1849-1858. doi:10.1016/j.enconman.2007.07.047. 4 Mart 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 6 Mayıs 2017.

[47] Leblanc, D. (2010). "Molten salt reactors: A new beginning for an old idea". Nuclear Engineering and Design. 240 (6). s. 1644. doi:10.1016/j.nucengdes.2009.12.033.

[48] "The Influence of Xenon-135 on Reactor Operation" (PDF). C-n-t-a.com. 23 Eylül 2015 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[ornl.gov-49] (PDF). 26 Eylül 2012 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[50] (PDF). Ornl.gov. 21 Ekim 2008 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[51] Thorium Fuel Cycle, AEC Symposium Series, 12, USAEC, Şubat 1968

[52] (PDF). Thoriumenergyaslliance.com. 14 Temmuz 2016 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[Engel_etal-53] Engel, J. R.; Grimes, W. R.; Bauman, H. F.; McCoy, H. E.; Dearing, J. F.; Rhoades, W. A. (1980). (PDF). Oak Ridge National Lab, TN. ss. 81-87. ORNL/TM-7207. 14 Ocak 2010 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 13 Mayıs 2017.

[HargravesMoir2012-54] Hargraves, Robert; Moir, Ralph (27 Temmuz 2011). "Liquid Fuel Nuclear Reactors". Aps.org. 13 Nisan 2017 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 3 Ağustos 2012.

[55] "for nuclear energy looms". 22 Temmuz 2016 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 26 Ocak 2016.

[ds2007-56] Sylvain, David; Nifenecker, Hervé; ve diğerleri. (Mart-Nisan 2007). "Revisiting the Thorium-Uranium nuclear fuel cycle" (PDF). Europhysics News. 38 (2). ss. 24-27. Bibcode:2007ENews..38...24D. doi:10.1051/EPN:2007007. 5 Temmuz 2017 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 8 Mayıs 2017.

[57] (PDF). Thoriumenergyalliance.com. 2 Temmuz 2016 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[58] Evans-Pritchard, Ambrose (29 Ağustos 2010) Obama could kill fossil fuels overnight with a nuclear dash for thorium 20 Nisan 2017 tarihinde Wayback Machine sitesinde .. Telegraph. Erişim 24 Nisan 2013.

[energyfromthorium.com-59] "Oak Ridge National Laboratory: Abstract" (PDF). Energyfromthorium. 29 Ocak 2015 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[60] "Denatured Molten Salt Reactors" (PDF). Coal2nuclear.com. 25 Kasım 2013 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[61] "ESTIMATED COST OF ADDING A THIRD SALT-CIRCULATING SYSTEM FOR CONTROLLING TRITIUM MIGRATION IN THE lOOO-MW( e ) MSBR" [1OOO-MW( e ) MSBR'DE TRİTYUM MIGRASYONUNU KONTROL ETMEK İÇİN ÜÇÜNCÜ TUZLU DEVRE SİSTEMİ EKLEME MALİYETİ] (PDF). 29 Ocak 2015 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[Bonometti,_J_2011-62] Bonometti, J. "LFTR Liquid Fluoride Thorium Reactor-What fusion wanted to be!" Presentation available in www.energyfromthorium.com (2011)

[63] (PDF). 13 Nisan 2016 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[64] Peterson, Per F.; Zhao, H.; Fukuda, G. (5 Aralık 2003). (PDF). U.C. Berkeley Report UCBTH-03-004. 11 Ağustos 2014 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 13 Mayıs 2017.

[65] Forsberg, Charles W.; Peterson, Per F; Zhao, Haihua (2007). (PDF). Journal of solar energy engineering. 129 (2). ss. 141-146. doi:10.1115/1.2710245. 16 Ağustos 2007 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 13 Mayıs 2017.

[MoirTeller2005-66] Moir, Ralph; Teller, Edward (Eylül 2005). "Thorium-fueled underground power plant based on molten salt technology". Nuclear Technology. 151 (3). ss. 334-340. 14 Ekim 2016 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 13 Mayıs 2017.

[67] "Products". Flibe Energy. 28 Haziran 2013 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[Bush-68] Bush, R. P. (1991). (PDF). Platinum Metals Review. 35 (4). ss. 202-208. 24 Eylül 2015 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 13 Mayıs 2017.

[69] "Thorium fuel cycle — Potential benefits and challenges" (PDF). International Atomic Energy Agency. 4 Ağustos 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 27 Ekim 2014.

[70] "Thorium". World Nuclear. 8 Mayıs 2017 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 15 Mayıs 2017.

[71] Peterson, Per F.; Zhao, Haihua (29 Aralık 2005). (PDF). U.C. Berkeley Report UCBTH-05-005. 1 Ocak 2014 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 15 Mayıs 2017.

[pb-ahtr.nuc.berkeley.edu-72] Fei, Ting (16 Mayıs 2008). (PDF). U.C. Berkeley Report UCBTH-08-001. ss. 52-66. 1 Ocak 2014 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[73] "The Thorium Molten Salt Reactor: Launching The Thorium Cycle While Closing The Current Fuel Cycle" (PDF). 15 Nisan 2012 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[74] "The Aircraft Reactor Experiment-Physics" (PDF). Moltensalt.org. 4 Nisan 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[moltensalt.org-75] "ESTIMATED COST OF ADDING A THIRD SALT-CIRCULATING SYSTEM FOR CONTROLLING TRITIUM MIGRATION IN THE lOOO-MW( e ) MSER" [1OOO-MW( e ) MSER'DE TRİTYUM MIGRASYONUNU KONTROL ETMEK İÇİN ÜÇÜNCÜ TUZLU DEVRE SİSTEMİ EKLEME MALİYETİ] (PDF). Temmuz 1971. 4 Nisan 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[76] (PDF). Iaea.org. 6 Ağustos 2009 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[77] "Oak Ridge National Laboratory: Graphite Behaviour and Its Effects on MSBR Performance" (PDF). Moltensalt.org. 4 Nisan 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[www-pub.iaea.org-78] "IAEA-TECDOC-1521" (PDF). 9 Kasım 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[79] (PDF). ORNL-4548: Molten-Salt Reactor Program. s. 57. 29 Haziran 2011 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 6 Haziran 2015.

[Vieitez2002-80] Rodriguez-Vieitez, E.; Lowenthal, M. D.; Greenspan, E.; Ahn, J. (7 Ekim 2002). Optimization of a Molten-Salt Transmuting Reactor (PDF). PHYSOR 2002. Seul, Güney Kore. 26 Aralık 2013 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 17 Mayıs 2017.

[nwa-81] "Nuclear Weapons Archive - Useful Tables". 17 Kasım 2016 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 31 Ağustos 2013.

[82] "Thorium Fuel Has Risks". 2 Aralık 2016 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 16 Ekim 2015.

[isis-online.org-83] "Neptunium 237 and Americium: World Inventories and Proliferation Concerns" (PDF). Isis-online.org. 3 Ağustos 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[ReferenceA-84] "Distribution and Behavior of Tritium in the Coolant-Salt Technology Facility" [Soğutucu-Tuz Teknolojisi Tesisinde Trityumun Dağılımı ve Davranışı] (PDF). 4 Nisan 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[85] Manely; W. D. (1960). "Metallurgical Problems in Molten Fluoride Systems". Progress in Nuclear Energy. Cilt 2. ss. 164-179.

[86] "Titanium for long-term tritium storage" (PDF). Osti.gov. 31 Ağustos 2012. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[87] "CONCEPTUAL DESIGN STUDY OF A SINGLE-FLUID MOLTEN-SALT BREEDER REACTOR" (PDF). Osti.gov. 31 Ağustos 2012. s. 41. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[NE-2001-1-88] Moir; R. W. (2002). "Deep-Burn Molten-Salt Reactors" (Application under Solicitation). Cilt LAB NE 2002-1. Department of Energy, Nuclear Energy Research Initiative. s. 3–4. 4 Mart 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 19 Mayıs 2017.

[ReferenceB-89] "Status of materials development for molten salt reactors" (PDF). 4 Nisan 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[ReferenceC-90] [1] 13 Ağustos 2018 tarihinde Wayback Machine sitesinde . (52 MB) Intergranular Cracking of INOR-8 in the MSRE,

[91] "Potential of Thorium Molten Salt Reactors: Detailed Calculations and Concept Evolutions in View of a Large Nuclear Energy Production" (PDF). Hal.archives-ouvertes.fr. 14 Mayıs 2014 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[isbn0309056845-92] National Research Council (U.S.). Committee on Remediation of Buried and Tank Wastes. Molten Salt Panel (1997). Evaluation of the U.S. Department of Energy's alternatives for the removal and disposition of molten salt reactor experiment fluoride salts. National Academies Press. s. 15. ISBN .

[ForsbergGMODS1996-93] Forsberg, C.; Beahm, E.; Rudolph, J. (2 Aralık 1996). Direct Conversion of Halogen-Containing Wastes to Borosilicate Glass (PDF). Symposium II Scientific Basis for Nuclear Waste Management XX. 465. Boston, Massachusetts: Materials Research Society. ss. 131-137.

[94] Zhao, H.; Peterson, Per F. (25 Şubat 2004). (PDF). U.C. Berkeley Report UCBTH-03-002. 1 Ocak 2014 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 20 Mayıs 2017.

[95] Hee Cheon No, Ji Hwan Kim & Hyeun Min Kim (2007). (PDF). Nuclear Engineering and Technology. 39 (1). ss. 21-30. doi:10.5516/net.2007.39.1.021. 1 Ocak 2014 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. Erişim tarihi: 20 Mayıs 2017.

[96] "Conceptual Design study of a Single Fluid Molten Salt Breeder Reactor" (PDF). Energyfromthorium.com. 24 Eylül 2015 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[97] "HEAT TRANSFER SALT FOR HIGH TEMPERATURE STEAM GENERATION" [YÜKSEK SICAKLIKTA BUHAR ÜRETİMİ İÇİN ISI TRANSFER TUZU] (PDF). 4 Nisan 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[98] Fuji MSR 5 Temmuz 2017 tarihinde Wayback Machine sitesinde . s. 821-856, Ocak 2007, 20MB PDF

[99] . International Thorium Energy Organisation. 20 Temmuz 2010. 27 Temmuz 2010 tarihinde kaynağından (news) arşivlendi. Erişim tarihi: 20 Mayıs 2017.

[100] "Chapter X. MSR-FUJI General Information, Technical Features, and Operating Characteristics" (PDF). 5 Mart 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 20 Mayıs 2017.

[WSFeb11-101] Martin, Richard (1 Şubat 2011). "China Takes Lead in Race for Clean Nuclear Power". Wired Science. 12 Mart 2014 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 20 Mayıs 2017.

[102] . Whb.news365.com.cn. 26 Ocak 2011. 26 Ocak 2011 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[103] Clark, Duncan (16 Şubat 2011). "China enters race to develop nuclear energy from Thorium". The Guardian. Londra. 19 Mayıs 2017 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 20 Mayıs 2017.

[104] "Kun Chen from Chinese Academy of Sciences on China Thorium Molten Salt Reactor TMSR Program". YouTube. 10 Ağustos 2012. 25 Ağustos 2012 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[105] Halper, Mark (30 Ekim 2012). . Weinberg Foundation. 14 Nisan 2016 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 17 Nisan 2013.

[106] Evans-Pritchard, Ambrose (6 Ocak 2013). "China blazes trail for 'clean' nuclear power from thorium". The Daily Telegraph. 6 Haziran 2017 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 20 Mayıs 2017.

[107] "Flibe Energy". Flibe Energy. 7 Şubat 2013 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[108] . huntsvillenewswire.com. 27 Eylül 2011. 18 Mart 2017 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[109] . . 22 Ekim 2015. 25 Ekim 2016 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 10 Mart 2016.

[110] Clark, Duncan (9 Eylül 2011). "Thorium advocates launch pressure group". The Guardian. Londra. 18 Mart 2017 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 20 Mayıs 2017.

[111] Mynewsdesk. 8 Eylül 2011. 30 Ekim 2011 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.

[112] "New NGO to fuel interest in safe thorium nuclear reactors". BusinessGreen. 8 Eylül 2011. 14 Nisan 2016 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 24 Ekim 2012.