Sanayi Devrimi ile enerji kaynaklarının önemi giderek artmaya başlamış ve ülkelerin gelecek vizyonlarında, enerji politikaları kendine oldukça kritik bir yer bulmuştur. Nükleer enerjinin kullanımı da yıllardır oldukça tartışmalı bir konu olsa da petrol kaynaklarının giderek tüketilmesinden ve Ukrayna-Rusya Savaşı’nın kanıtladığı çatışma sonucu enerji kaynaklarına ulaşamama probleminden kaynaklı olarak nükleer enerji, daha önemli bir enerji kaynağı olarak görülmeye ve dahi çevreci olarak tasniflenmeye başlanmıştır. Tipik bir reaktörde 1 kg uranyumdan elde edilen fisyon enerjisi ile 45000 kg odun, 22000 kg kömür, 15000 kg petrol ve 14000 kg likit doğal gazdan elde edilen enerji eşdeğerdir. 900 MWe kapasiteli bir nükleer güç santralinin bir yılda ürettiği elektrik, verimlilik ve arıza dışında başka nedenlerle bir santral üretim yapamayabilir olması durumu dikkate alınarak 70 km2’lik güneş panelleri ve binlerce rüzgâr değirmeni ile elde edilebilir [23,34]. Yenilenebilir enerji kaynakların aksine kesintisiz elektrik üretimini mümkün kılması, çok küçük hacimlerde dahi gram yakıt başına verdiği yüksek enerji sayesinde nükleer enerji, dünyada da aktif olarak üzerine araştırmalar yapılan, sıcak bir alandır. Araştırmalar özellikle nükleer enerjiyi daha çevreci hale getirmek, daha küçük boyutlu maliyet etkin reaktör tasarımları yapmak, hızlandırıcı tarafından nötron sağlanan reaktörler ve ergimiş tuz reaktörleri geliştirmek gibi konularda yoğunlaşmaktadır [2, 16]. Benzer biçimde toryumun nükleer yakıt olarak kullanımına yönelik farklı reaktör tasarımları üzerine 1940’lardan bu yana önemli çalışmalar gerçekleştirilmiştir. Ancak 2. Dünya Savaşı sonrası aktif çatışma ve rekabet halinde bulunan ülkelerin toryumun nükleer bir silah olarak kullanılmasının epey zor olduğunu fark etmeleri üzerine toryumun popülerliği hızla düşmüştür. Lakin son yıllarda, dünyada uranyuma oranla çok daha fazla miktarda bulunması uranyum fiyatlarının son beş senede üç katına çıkması [28] ve daha çevreci olarak kullanılabilecek bir element olması toryum üzerine pek çok farklı ülkede yeniden yoğun araştırma çalışmalarının yapılmasını teşvik etmiştir [29, 18]. Bu yazımızda toryum elementini detaylı bir şekilde ele alacağız. Başlangıçta nükleer enerjinin nasıl elde edildiğinden, sonra toryumun enerji kaynağı olarak kullanılması için gerekli işlemlerden, yaygın kullanımlı uranyum yakıtlarına göre avantaj ve dezavantajlarından bahsedeceğiz. Ardından toryumun kullanımı üzerine kurulan deneysel ve ticari reaktörlerden, toryum madeninin ülkemizde durumundan ve son olarak bu konuda ülkemizde gerçekleştirilen çalışmaları özetlemeye çalışacağız.

Toryum konusuna giriş yapabilmek için ve bazı konuların dahi iyi akıllarda netleşmesi amacıyla nükleer fiziğin çok temel konularından hızlıca bahsetmek istiyorum. Protonlar pozitif yüklü olduğundan birbirlerini iterler ancak güçlü nükleer kuvvet sayesinde proton ve nötronlar çok yakın bir şekilde bir arada dururlar. Yüklü protonlar birbirlerini çok uzak mesafelerden dahi itebilirken nükleonları bir arada tutan güçlü nükleer kuvvet çok kısa mesafelerde (1-2 femtometre) etkilidirler. Bu da çok yüksek sayıda nükleondan oluşan çekirdekleri dengesiz kılar ve bu çekirdekler nötron aldıktan sonra parçalanırlar. Buna da fizyon reaksiyonu denir.  Peki neden uranyum-235 düşük enerjili nötronla fizyon reaksiyonuna girebilen (fissile) bir yapıdayken toryum-232 veya uranyum-238 giremez. Bunu açıklamak için Einstein’ın ünlü kütle-enerji formülüne başvurmamız gerekli:  

Aşağıdaki denklemde uranyum-235’in nötron hapsetme reaksiyonunu görüyorsunuz. Basit bir kimya denklemi gibi düşünerek yaklaşırsanız denkleme giren toplam enerjiden oluşan yeni izotopun enerjisini çıkartırsanız açığa çıkan enerjiyi elde edebilirsiniz:

Uranyum-235’in fizyon enerji bariyeri is 6.2 MeV’tur ve 6.55’ten daha küçüktür. Bu sebeple fizyon reaksiyonu başlar ancak uranyum 238 ve toryum 232’de fizyon enerji bariyeri nötron hapsetme sonucu açığa çıkan enerjiden daha düşük seviyededir ve bu sebeple nötron hapsettiğinde fizyon reaksiyonu başlatmaz (daha doğrusu başlatma olasılığı çok düşüktür).

Sonuç olarak nötron hapsetme sonrası direkt olarak fizyon reaksiyonu başlatabilen çekirdeklere fissile, nötron hapsetme sonrası fizyona uğrayabilmesi için başka ara reaksiyonlara ihtiyaç duyulan çekirdekler fertile olarak isimlendirilmektedir. Temel bazı noktaları kaçırmamak adına bir terimi daha açıklığa kavuşturmanın gerekli olduğunu düşünüyorum: reaksiyon kesit alanı. Reaksiyon kesit alanı iki parçacığın arasında reaksiyonun gerçekleşme olasılığını tanımlamak için kullanılır. Aşağıdaki grafiklerde farklı enerji düzeyindeki nötronlarla farklı çekirdeklerin nötron hapsetme ve nötron hapsetme sonucu fizyon reaksiyonu kesit alanları verilmiştir.

Yukarıda gördüğünüz üzere uranyum-235, uranyum-233 ve plütonyum-239 çok küçük enerjilere sahip nötronlarla (0.025 eV termal nötron) çok daha yüksek oranda fizyon reaksiyonu oluşturabilmekte ancak toryum-232 ve uranyum-238 düşük nötron enerji seviyelerinde nötron hapsederek farklı bir çekirdeğe dönüşebilmektedir. O zaman toryum-232 ve uranyum-238 çöptür, hiçbir faydaları yoktur diyebilir miyiz? Tabi ki hayır… Uranyum doğada %0.72 oranında bulunurken kalan uranyumun tamamı uranyum-238 izotopudur. Nükleer reaksiyonun devamlı olması için nötrona ihtiyaç vardır ve bu nötronu sağlayıcısı fissile olan uranyum-235, uranyum-233 veya plütonyum-239 gibi çekirdeklerdir. Fissile çekirdekler reaksiyona girdikçe 2.5 civarında nötron açığa çıkartır ve bu çıkan yüksek enerjili nötronlar su, berilyum, grafit gibi yavaşlatıcı malzemelerle elastik çarpışmaya girerek enerjisini yitirir ve yüksek kesit alanı olduğu bölgede uranyum-238, toryum-232’de nötron hapsetmek ve diğer fissile çekirdeklerle de yeni fizyon reaksiyonlarını oluşturmak üzere tepkimeye girer. U-238 ve Th-232 ise ikişer adet nötron hapsetme reaksiyonları ardından ikişer adet beta ışıması yaparak sırasıyla plütonyum-239 ve uranyum-233’e dönüşerek fizyon reaksiyonu yaratan çekirdeklere dönüşürler ve enerji açığa çıkmasına katkı sağlarlar. Nötronların hapsedilmesi ve açığa çıkması arasında belli bir oranın olması nükleer reaktörün patlamasının önlenmesi için kritiktir. Nükleer reaktörlerde fissile olan U-235 oranı arttırılır (doğada bulunduğu %0,72’den %2-5 oranına getirilmiş, zenginleştirilmiş), %3-5 fissile U-235 ve %95 fertil U-238 izotoplarından oluşan yakıt kullanılır. Hem nötron dengesinin korunmasında hem fertile durumdaki yakıtların da enerji açığa çıkarmasında hem de U-235 zenginleştirme için gerekli enerji miktarlarının düşürülmesi amacıyla hızlı kuluçkalama reaktörleri haricinde U-235 oranı %5’i geçmez. [34]

Aşağıdaki tabloda reaksiyon kesit alanları verilmiştir.  U-233 ve Th-232’nin bulunduğu bir reaktörde çok düşük kinetik enerjiye sahip (termal nötron) nötronlarla tepkimeye girme oranları yaklaşık %99’a %1’dir. Bu oran hızlı nötron bölgesinde %87.5’a %12.5’tur. Ancak U-238’in hızlı nötron enerji bölgesinde plütonyuma dönüşme oranı daha yüksektir. U-235 ve U-238’in doğada bir arada bulunduğu ve zenginleştirme çalışmalarıyla daha az maliyetle yakıt elde edilebildiği de düşünüldüğünde hızlı nötron kuluçkalamasında daha yüksek kesit alanı olan U-238’i kullanmak çok daha mantıklı olacaktır. Bu durumda toryumun yakıt olarak Uranyum’a göre avantajlı olabileceği bölge nötronun çok düşük kinetik enerjiye sahip olduğu termal bölgedir. Ayrıca toryumun yakıt olarak kullanılabilmesi için 2 ve üzeri nötron salımı yapan fissile bir malzemeye ihtiyacı vardır veya bu nötron hızlandırıcı ile elde edilerek sürekli olarak toryuma gönderilmelidir. Bu iki durum (hızlı nötron bölgesinde U-238’e göre verimsiz olması ve fisyon reaksiyonu için U-235, Plütonyum veya U-233’e ihtiyaç duyması) toryumun nükleer reaktörlerde kullanımını engelleyen en önemli iki sebeptir. Toryumun yakıt olarak kullanılmasındaki en büyük problemleri tanımlamış olduk şimdi toryumu daha yakından tanıyarak devam etmek istiyorum.

Toryum, 232 adet nükleondan (proton+nötron sayısı) oluşan, kristal yapılı, fertil (fertileàdoğurgan, bereketli) olarak sınıflandırılan radyoaktif bir maddedir. Fertil (fertile), birkaç nötron hapsettikten bölünebilir (fissileà fisyona uğrayabilen) maddeye dönüşebilen olarak tanımlanır. Th-232 (toryum-232), Th-233’e (toryum-233) dönüşmek için bir nötron hapseder ve ardından beta ışıması (bu sırada bir elektron salınır: ) yaparak bünyesindeki nötron protona dönüşür. Proton sayısındaki artış Th-233’ü (toryum-233) kısa ömürlü Pa-233’e (protaktinyum 233) dönüştürür. Ardından bir beta ışıması daha gerçekleşerek U-233’e (uranyum 233) dönüşür. U-233 reaktördeki nötronları absorbe ederek fizyon reaksiyonu başlatır.

Aşağıdaki tabloda farklı fissile ve fertil çekirdeklerin karışımları sonucu gerçekleşen reaksiyonların ardından ortaya çıkan uzun ömürlü, radyoaktif aktinit atıkları yüzdesi paylaşılmaktadır [16].

Dünya üzerinde toryum, uranyumdan 3 ya da 4 kat daha fazla bulunur ve elde edilmesi genellikle uranyuma göre daha kolaydır. Dünyadaki tüm toryumların yakıt olarak kullanılmasıyla elde edilecek enerji dünyadaki tüm kömürlerin yakılmasıyla elde edilecek enerjinin 18 katıdır.  Uranyum-232 oluşumuna engelleyen, protaktinyumun direkt olarak Uranyum-233’e dönüşmesini mümkün kılmak için kimyasal teknikler uygulanır ve bu nedenle toryum bazlı nükleer reaktörlerde patlama riski (proliferation) kolaylıkla engellenebilir. Uzun süre radyoaktif kalan minör aktinitlerin yaratımı uranyum-235’le (yaygın olarak var olan nükleer yakıt) gerçekleştirilen fisyon reaksiyonuna göre çok daha düşük düzeydedir. Aşağıdaki tabloda farklı fissile ve fertil çekirdeklerin karışımları sonucu gerçekleşen reaksiyonların ardından ortaya çıkan uzun ömürlü, radyoaktif aktinit atıkları yüzdesi paylaşılmaktadır [16].

Bu sebeple daha çevreci ve temiz bir enerji olarak nitelendirilebilir. Fiziksel ve kimyasal olarak uranyuma oranla daha stabildir. [16,17,23,29]

Toryum 232’nin bir diğer avantajı ise nötron hapsetme kesit alanının U-238’in 2 katından daha büyük olmasıdır. Bu da Th-232’yi kuluçkalama için daha iyi bir aday yapmaktadır. Aşağıdaki grafikte Th-232 ve U-238’in farklı nötron kinetik enerjilerindeki nötron hapsetme oranları verilmiştir. Bu grafiğe göre hem düşük kinetik enerjili nötronlar hem de 40 eV üzeri kinetik enerjiye sahip nötronlar için Th-232’nin nötron hapsetme oranının daha yüksek olduğu açıkça görülmektedir. Özellikle önümüzdeki yıllarda 40 eV-20 keV arasındaki enerjilerdeki nötron enerjilerinde çalışan toryum reaktörlerinin yapımı verimi oldukça arttıracaktır. [11]

Buna ek olarak Uranyum 233 daha yüksek nötron salınımı gerçekleştirir; bu da nötronların fizyon reaktöründen çok fissile izotop elde etmek için kullanıldığı kuluçka reaktörlerinde Uranyum 233’lerin kullanımını daha avantajlı kılar. [11]   Aşağıdaki grafikte farklı nötron enerjilerinde reaksiyona giren fissile malzemelerin fizyon reaksiyonu sonrasında ortaya çıkardıkları nötron sayısı verilmiştir. Bu grafiğe göre düşük enerjilerde en çok nötron açığa çıkaran U-233’tür. Yüksek yakıt yanma verimlerinin (burnup) sağlandığı durumlarda, U-238’e göre daha düşük fissile malzeme oranıyla kullanılabilir. Uranyum-233, Uranyum-235’in aksine düşük nötron kinetik enerjilerinde sıcaklık ve güce daha az bağlıdır; reaksiyon kesit alanı ve nötron salınım hızı daha stabildir. Ayrıca U-235 veya Pu-239’a göre U-233’ün nötron hapsetme verimini düşüren Xe, Sm gibi farklı fisyon ürünlerinin üretim oranı daha düşüktür, bu da reaktivite kayıplarını azaltır ve daha yüksek çekirdek ömrü sağlar.

Tüm bu avantajlara rağmen toryum fertil olduğundan Uranyum 235 gibi direkt olarak reaksiyona giremez. Reaksiyonun başlatılabilmesi için toryumun yanında %3 ve üzeri oranda fissile (Plütonyum, U-235 veya U-233) malzeme gereklidir. Toryumun kararlılığı ve tek oksidasyon durumu, harcanmış yakıtlardan toryum bileşiklerinin ayrılması için gerekli olan kimyasal işlemleri çok zor hale getirir ve Uranyum-233’ün kullanılmak üzere harcanmış yakıttan çıkarılması için reaksiyon tasarımlarında geri kazanım kaçınılmazdır.

Toryum dioksitin çözünmesi, uranyum dioksitine kıyasla çok zordur. Ancak bu sorun, çözücüye diretken (buffer) florür eklenerek ve paslanmaz çelik ekipmanın beklenen korozyonunu engellemek için alüminyum nitrat gibi bir madde titizlikle eklenerek çözülebilir.

Reaktördeki toryum, protactinyum üretir, bu da yarı ömrü 27 gün olan U-233'e dönüşür. Bu  nedenle, reaktör kapanmasından sonra U-233 birikimine dikkat edilmeli ve neredeyse 3 ay boyunca daha fazla kapatma gereksinimi olacaktır. Ayrıca Pa-233’ün birikmesi sonucu nötron kayıplarının oluşması kaçınılmazdır zira Pa-233, Th-232’den daha yüksek nötron hapsetme kesitine sahiptir. Bu sebeple verimli bir reaktör Pa-233’ü, fisyon ürünlerinin devamlı olarak ayrıştırılması gerekmektedir ve bu da hem güvenlik açısından hem de ekstra kimyasal ayrıştırma faaliyeti getirdiğinden önemli bir problemdir. Son olarak 69 yıl yarılanma ömrüne sahip ve yüksek gama ışıması yaratan U-232 izotopu oluşumu da toryum yakıtını ekstra radyasyon önlemleri ile taşınmasını, uzaktan fabrikasyonu ve radyasyon önleyici tesis yapımını şart koşar. Bu nedenle U-232 birikiminin ve çok yüksek radyasyon seviyelerinin oluşmaması için U-232, U-233 ve toryum ayrıştırması yapılmalıdır. [11,16,17,23,24,29]

Toryumun yakıt olarak kullanıma yönelik çalışmalar 1960’lara [6] dayanır. Hatta toryumun nükleer yakıt olarak kullanılabileceği fikri Eugene Wigner tarafından 1944 yılına New Piles Komitesi’ne önerilmiştir ve komite daha fazla araştırmaya ihtiyaç olduğu sonucuna varmıştır. Manhattan projesiyle devam eden süreçte toryumun fertile olduğu keşfedilmiştir. Toryumun nükleer bomba dönüştürülememesi toryuma yönelik yapılan çalışmaları oldukça azaltır ancak asla sıfıra inmez. Aşağıdaki tabloda bugüne kadar toryumla yapılan araştırmalar verilmiştir [14].

Fukushima Daiichi kazası ve nükleer santral çevresinde yaşanan çatışmalar (Ukrayna Savaşı) toryumun ticarileşme yönündeki çalışmaları hiç olmadığı kadar önemli bir noktaya taşıdı. [29] Hindistan geniş toryum kaynaklarına sahip olduğu için bir an önce ticari boyutta toryum yakıtlı santraller inşaa etmek için ulusal program ilan etti; Amerika ve Çin beraber yoğun bir şekilde toryum bazlı ergimiş tuz reaktörü araştırmaları üzerine araştırmalar gerçekleştiriyor. 2030’lar için planlanan 4. Nesil reaktörlerle birlikte gaz soğutmalı TRISO yakıtlı reaktörlerinde ve ergimiş tuz reaktörlerinde toryum bazlı yakıtların kullanılması planlanıyor. [29]

Aslında tabloda yer alan araştırmalar toryum bazlı yakıtların çoğu nükleer santralde çok büyük değişiklikler yapmadan uranyum yakıtıyla birlikte kullanılabileceğini ortaya koymuştur. Tabi ki toryum fertile olduğu için aynı uranyum-238 için olduğu gibi reaksiyonu devam ettirebilmek için U-235 veya Pu-239 ile birlikte kullanılmalıdır [14]. Ancak UOX yakıtlı hafif su reaktörlerine %10 oranında toryum ilavesi uranyum üzerindeki nötron emilimini arttırır, reaktördeki güç dengesizliğini gidermek için kullanılan inhibe edici (poison) maddelerin kullanım gereksinimi azaltır, termal iletkenliği arttırır ve yakıt çatlamasını azaltır. Bugünlerde, toryum reaktör nötron hızı kontrolü için inhibe edici (poisson) yerine kullanılıyor. Ayrıca toryum oksit yüksek erime sıcaklığına sahip olduğu için eklendiği yakıt çekirdeğinin erime sıcaklığını yükseltiyor ve böylelikle daha düşük fisyon gazı salınımı sağlıyor. [14]

Toryumun yakıt olarak kullanımı için tüm bu zorluklar ve avantajlar göz önünde bulundurularak beş ayrı santral tipi ortaya atılmıştır:

1- Ağır Su Reaktörleri (PHWRs): Nötronların yavaşlatılması ve çekirdeğin soğutulması için ağır suyun (2 hidrojen yerine 2 nükleonlu 2 adet döteryum ve oksijenden meydana gelen su) kullanıldığı reaktördür. Isınan basınçlı, sıcak, ağır su bir ısı değiştiriciden (heat exchanger) geçerek ısısını normal bir suyu kaynatmak üzere verir ve kaynayan su türbinden geçerken enerji elde edilmesini sağlar. İyi nötron ekonomisi vardır yani nötronlar toryum tarafından daha çok absorbe edilebilir. Eş zamanlı yakıt eklemeyi mümkün kılar. Özellikle Hindistan’da [30] bu reaktör tipiyle toryum ve plütonyum karışık yakıtların ve toryum artı düşük oranda zenginleştirilmiş uranyumun kullanıldığı reaktörlerinin geliştirilmesine yönelik çalışmalar vardır. Özellikle yüksek birim yakıt enerjisi (burnup) sağlayan Gelişmiş CANDU 6 Reaktörü veya ACR-100 reaktörü %5 oranında plütonyum ve %95 toryum ile başlatıldığında fertile toryum fissile U-233’e sürekli dönüşeceği için denge konumunda enerjinin %80’inin toryumdan geleceği hesaplanmıştır.[18, 24, 27, 29]

2- Yüksek Sıcaklık Gaz Soğutmalı Reaktörler (HTGRs): Helyum veya karbondioksit gazı çekirdeği soğutmak için moderator grafit kanallarında dolaşır. Grafitler çok yüksek sıcaklıklara kadar katı olarak kalır. Sıcak gaz türbininden geçerek elektrik üretimi sağlar. “TRISO” kaplı toryum plütonyum karışımı veya zenginleştirilmiş uranyum karışımı yakıt pirolitik karbon ve silikon karbür tabakalarıyla kaplanır. Yakıt parçacıkları grafit matrise gömüldüğünden çok yüksek sıcaklıklara kadar uzun süreler kararlı olarak yanar. Bu da yakıt verimliliğini oldukça arttırır. Kolay taşınılabilirlik, düşük yeniden yükleme süresi, yüksek verim, yüksek güvenlik ve uzun süre operasyonu sürdürebilmesi bu reaktörlerin toryum için iyi bir seçim olabileceğini göstermektedir. Rusya’da devam eden çalışmalarda, özellikle küçük, modüler yapılar olarak tasarlanarak belli bölgelerde ticari olarak rekabetçi seviyede kullanılabileceği düşünülmektedir. Ancak bugünkü hesaplamalara göre küçük çaplı ve toryumu yakıt olarak içeren (en az %50 si toryum olan) santraller birim elektrik başına en maliyetli yöntemlerden biridir. [29, 36, 37]

3- Hafif Su Reaktörleri (PWRs, BWRs): Hafif su reaktörleri temel olarak basınçlı su reaktörleri (Pressurized Water Reactors, PWRs) ve kaynayan su reaktörü (Boiling Water Reactors, BWRs) olarak iki çeşittir. Günümüzde kullanılan en yaygın tip reaktörlerdir. Basınçlı su reaktörleri yüksek basınçlı su yakıt çekirdeğine gönderilir ve çekirdekteki reaksiyonlar sonucu ısınır. Isınan yüksek basınçlı su bir ısı eşanjörü vasıtasıyla basınçlandırılmamış suya ısısını iletir ve buharlaştır. Buharlaşan su türbinden geçerek enerji elde edilmesini sağlar. Aşağıda yine bir basınçlı su reaktörü olan Akkuyu Nükleer Reaktörü şeması verilmiştir.

Kaynar su reaktörleri ise iki ayrı su çevrimi yoktur. Reaktör çekirdeğinde kaynayan su türbine direkt olarak aktarılır ve enerji üretir.

Her iki tip reaktörde, hem nötronların elastik çarpışma yaparak enerjilerini kaybettiği moderatör olarak hem de sıcaklığın belli bir seviyede tutulmasını sağlayan soğutucu olarak su kullanılır.

Basınçlı su reaktörlerinde toryum çok fazla değişiklik yapılmadan uygulanabilir durumdadır. Moderatör yakıt oranı düşürülerek ve mikro-heterojen dağılımlı yakıt hücresinin kullanımı ve buna uygun olarak termal hidrolik çevrimlerin tasarlanması sonucunda hızlı yüksek toryum uranyum dönüşüm oranı elde edilebildiği son yayınlanan makalelerde ortaya konulmuştur. Hatta Wojciechowski çalışmasında hızlı kuluçkulama reaktörlerindekiyle yakın düzeyde fertile-fissile dönüşüm oranı yakaladığını iddia etmektedir. Ancak ekonomik olarak konvansiyonel üretimlere göre avantajlı olabilmesi için moderatör oranının azaltılması, yüksek yanma hızına sahip (burn-up) oranına sahip reaktörlerin ekstra güvenlik önlemleri alınarak geliştirilmesi gerekmektedir. Literatürdeki en büyük eksiklik farklı kaza senaryoları için moderatör miktarı (aynı zamanda soğutucu) azaltılmış reaktörlere yönelik güvenlik önlemleridir. [11, 29]

4- Ergimiş Tuz Reaktörleri (MSRs): Toryum denilince akla ilk gelen reaktör tipidir. Katı yakıtlı ve sıvı yakıtlı olarak ikiye ayrılır ancak toryum esas olarak sıvı yakıt tipinde kullanıldığından ve katı yakıtlıda ek madde olarak kullanıldığından sadece sıvı yakıtlı reaktörden bahsedeceğim. Nükleer reaktörü soğutan, nükleer yakıtla karışmış halde bulunan yüksek kaynama noktasına sahip (≥1400°C) ergimiş tuz (Li2BeF4) ile çalışan reaktör tipidir [10, 20, 25, 31]. Reaktörün çekirdeği genellikle moderatör görevi gören ve içinde toryum, uranyum veya plütonyum içeren eriyik tuzun dolaştığı bir yapıdır. Moderasyon seviyesi, çekirdeğe yerleştirilen grafit miktarıyla belirlenir. Çok düşük kinetik enerjiye sahip nötronlarla (termal) ve yüksek kinetik enerjiye sahip nötronlarla (fast neutron) çalışan iki ayrı tipi vardır. Termal nötronlarla çalışan reaktörde düşük miktarda fissile malzeme yeterlidir ancak fisyon ürünlerinin oldukça hızlı bir şekilde ayrıştırılması verim için gereklidir [31]. Hızlı nötronlarla çalışan tipinde ise başlangıçta daha yüksek zenginleştirme oranına sahip uranyuma veya daha yüksek oranda plütonyuma ihtiyacı vardır ancak ayrıştırma hızı gereksinimi çok daha düşüktür ve daha yüksek oranda toryum U-233 dönüşümü mümkündür. Bu sebeple özellikle Avrupa’da hızlı-orta nötron enerjisinde reaksiyonu sürdürecek reaktör tasarımları üzerine çalışmalar gerçekleştirilmektedir. Ergimiş tuz reaktörlerinde ısı direkt olarak nükleer malzemeleri içeren erimiş tuzda depolandığından güç yoğunluğu yüksektir. Erimiş tuz (sıvı), bir çekirdek bölgesinden geçtikten sonra çeşitli fisyon ürünlerini (zehirler örneğin Kr, Xe, Pa-233) kimyasal reaksiyonla ayrıştırıldığından nötron ekonomisi çok iyidir. [10, 20, 25, 31] Aşağıdaki resimde görüldüğü üzere birbirinden ayrışmış iki ayrı tuz çevrimi vardır. Biri reaktif elementleri bünyesinde bulunduran ve çekirdeği soğutan çevrimken diğeri enerji üretimi için kullanılan çevrimdir. [10]

Ergimiş tuz reaktörleri en iyi aday olarak düşünüldüğünden müsaadenizle bir miktar daha bu kısmı detaylandırmak istiyorum. Bu reaktör tipinde uzun yarılanma ömürlü aknitlerin üretimi (nükleer atık) çok daha azdır [12] ve buna ek olarak toryum-232 kullanılan sıvı yakıtlı ergimiş tuz reaktörlerinde fissile malzeme tüketimi çok düşüktür çünkü toryum-232 uranyum-233 dönüşüm oranı yüksektir. Bu sebeple az bir fissile yakıt ile karıştırılmış toryum sayesinde uzun süre düşük yakıt maliyetiyle enerji elde edilebilir. [9]

Ergimiş tuz reaktörlerinde çekirdek erimesi sorunu yoktur, çekirdek çok ısındığında tahliye tıpasını eritir ve güvenli bir şekilde soğuk hava tankına akar. Yaklaşık olarak atmosferik basınçta çalışır bu da kompakt yapılar olarak kurulmasını mümkün kılar. Yakıt katılaştırma ve paketleme prosedürleri, yakıt reaksiyon sırasında yüklendiğinden yeniden yükleme için kapatma gereksinimi yoktur. Başka bir hafif su reaktöründen çıkmış atık yakıt kullanılarak dahi enerji elde edilebilir, kömürden bile daha ucuz elektrik kaynağı olabileceği iddia edilmektedir.[10] Ancak tüm bu avantajların yanında yüksek sıcaklık ve aşındırıcı etkilere dayanıklı mekanik komponentlerin tasarlanması gereklidir. Tuz olarak kullanılan Lityumun Li-6 izotopu kolayca nötron abzorbe ederek fizyona uğradığından (trityuma dönüşür) nötron kesiti çok düşük Li-7 kullanılmalıdır. Bu da doğada %92.5 Li-7 oranında bulunan lityuma zenginleştirme ön prosesinin uygulanmasını gerektirir. Ayrıca ayrıştırma işleminin oldukça radyoaktif bir sıvıda, hızlı bir şekilde, pek çok farklı element için yapılacağı düşünüldüğünde bu işlemin doğru ve izole şekilde yapılmasının da oldukça zor olacağı aşikardır. Ayrıca yüksek sıcaklıklarda mekanik dayanımlarını uzun süreler koruyacak metal yorulması ve sürünmesine sebep olmayacak şekilde tasarımların yapılması, radyoaktif erimiş sıvı tuzun sistem boyunca iyice şekilde izole edilmesi diğer büyük mühendislik zorluklarıdır.

Son yıllarda çevreci olması, verimliliği ve güvenli olması sebebiyle ergimiş tuz reaktörleri üzerine Fransa, Amerika, Çin, Japonya, Rusya gibi ülkeler oldukça yoğun çalışmalar gerçekleştirilmektedir. Ve hatta Çin’de 2023 yılında kullanıma alınan TMSR-LF1 ergimiş tuz reaktörü, toryumu yakıt olarak kullanan ilk ticari reaktör olma başarısını elde etmiştir. Ayrıca 5 MWe kapasiteli başka bir ergimiş tuz reaktörünün inşaası Şangay Uygulamalı Fizik Enstitüsü (SINAP) tarafından devam ettirilmektedir ve 2025 yılında 10 MWt’lık, 2035’te 100 MWt’luk reaktörlerin inşası planlanmaktadır. [20, 33] Avrupa’da MOSART ve MARS projelerinde atık nükleer yakıtlardan enerji elde etmek ve toryumu yakıt olarak kullanmak üzere tasarlanmış orta ve hızlı nötron enerjilerinde çalışan reaktörlerdir. Amerika’da ise Çin’le devam eden ortak çalışmalarda ek olarak modüler reaktör tasarımları, toryumu sadece az bir oranda kullanan katı yakıtlı florür tuzu ile çalışan reaktör tasarımları da yapılmaktadır. [20] Tüm bunlar kulağa hoş gelse de özellikle sıvı yakıtlı ergimiş tuz reaktörlerine yönelik ticari olarak yaygınlaşmasının 2030’ları bulacağı düşünülmektedir.

5- Hızlandırıcı Sürümlü Reaktörler (ADSR): Nötron hapsetme reaksiyonu… Hemen her kısımda bahsedildiği gibi reaktör fiziğinde en çok tekrar eden kelime nötron olabilir. Konvansiyonel reaktörlerde esas nötron kaynağı fisyon reaksiyonu sonucu ortaya çıkan nötronlardır ve ilk fisyon reaksiyonunu başlatmak için kurşuna veya berilyum bir plakanın alfa parçacığı ile bombardımanı tutulması sonucu elde edilen nötron kullanılır. İşte tam da bu noktada iki nötron hapsetme reaksiyonu ve iki beta ışınımıyla fissile U-233’e dönüşebilen toryum için sürekli nötron sağlayamaz mıyız diye düşündüğünüzü biliyorum. Parçacık hızlandırıcısında elektromanyetik alanın içerisinden geçirilerek hızlandırılan proton demetleri (yüksek kinetik enerjiye sahip 1-3GeV) kurşun, bizmut, toryum, uranyum gibi yoğunluğu yüksek elementlere (spallasyon hedefi) gönderilerek nötron elde edilir [1, 7, 13, 14, 15, 22] ve bu nötronlar hem fertile elementlerin iki beta bozunumu yaparak fissile ürüne dönüşmesini (kuluçkalama prosesi) hem de nükleer fizyon reaksiyonu için gerekli nötronu sağlamak üzere kullanılabilir. Bu konuda Bilim Teknik 2012 Ağustos ayında kaleme alınan “Yeşil Nükleer Enerji Proton Hızlandırıcıya Dayalı Toryum Yakıtlı Enerji Sistemi” makalesini okuyabilir ve farklı hızlandırıcı tipleriyle ilgili detaylı bilgiye erişebilirsiniz. Bu reaktörler kritik altı modda (k<1) çalışır [1, 7, 13, 14, 15, 22], yani fisyon reaksiyonu sonucu ortaya çıkan nötron miktarı reaksiyonları devam ettirmek için gerekli nötron sayısından azdır. Bu sebeple hızlandırıcının sürekli olarak reaksiyonları sürdürmek için nötron üretmesi gereklidir; oldukça güvenlidir, bir afet durumunda felaketler engellenebilir. Hem kuluçkalama hem enerji üretme hem de nükleer atıkları dönüştürmek için kullanılabilir. Uzun yarı ömürlü nükleer atıkları da reaksiyonla kısa ömürlü nükleer atıklara dönüştürmesi sayesinde çevrecidir. [1, 7, 13, 14, 15, 22] Atık aktinitleri, toryum ve uranyum-238 gibi fertile malzemeleri de yakıt olarak kullanabildiği için yakıt esnekliği en yüksek reaktördür. Ayrıca toryum-232 veya uranyum-238’i çok yüksek oranda fissile elementlere dönüştürür. [35]

Bu konuda çalışılan farklı reaktörler aşağıdaki tabloda verilmiştir [39].

Bunlara ek olarak Hindistan, Çin, Japonya, İtalya, Almanya, Güney Kore, Belarus, Fransa, Belçika, Hollanda ve Rusya’nın hızlandırıcı tahrikli reaktörlerle alakalı ulusal programları vardır. [28]

Hızlandırıcıların demet gücü ve enerjisi reaktörün aktivitesine (nötron yeniden üretme faktörü: k'ya) bağlıdır [22]:

P_beam = Hızlandırıcı gücü

P_ADS= İstenen fisyon gücü

k_s = nötron çarpma katsayısı

G₀ = hedef malzemeye, geometriye ve proton demeti enerjisine bağlı katsayı

Formülden anlaşılacağı üzere reaktör kritikliğe ne kadar yaklaşırsa gönderilecek proton demetinin enerji gereksinimi o oranda düşecektir. Bununla ilgili başka bir kaynaktan alınmış grafikler ve farklı hızlandırıcı sürümlü reaktörler için proton hızlandırıcısının parametrelerinin tablosu aşağıda verilmiştir. [13, 14]

Aşağıda bir hızlandırıcı sürümlü reaktörün teknoloji hazırlık seviyesi verilmiştir [14].

Bu sistemlerin tasarımındaki en büyük zorluk hızlandırıcı tarafından nötron kaynağına gönderilen proton demetinin kesinti frekansıdır (beam trip frequency). Proton demetinin kesilmesinin sebepleri teknik arızalar, güç dalgalanmaları ve hızlandırıcıdaki dengesizliklerdir. Sık kapanmalar hızlı sıcaklık değişimlerine ve termal yorulmalara sebep olur. Ayrıca kritikaltı çalışan sistemler oldukları için reaktörünü operasyon süresini azaltacak, yakıtta ve reaktör mekanik elemanlarında yarattığı hasardan dolayı onarım süresini arttıracaktır. Bu sebeple modern hızlandırıcı mimarilelerinin geliştirilmesi, hızlandırıcı parçalarının doğru şekilde ömürlerinin hesaplanması ve reaktör hızının yumuşak bir şekilde azaltılarak hızlandırıcıda bakımın yapılması en büyük zorluktur. Bunlara ek olarak proton hızlandırıcısını çalıştırmak da yüksek bir enerji gerektirmektedir; bu da enerji verimini düşürmektedir.

Hızlandırıcı sürümlü sistem basitçe hızlandırıcı, hızlandırıcının proton gönderdiği bir hedef ağır metali (spallasyon), onu saran nükleer yakıt ve enerji üretim döngüsünden oluşur. Hızlandırıcı sürümlü sistemler için farklı reaktör tasarımları mevcuttur: kurşun-bizmut ötektik (LBE) soğutmalı, sodyum soğutmalı, gaz soğutmalı, ergimiş tuz reaktörü.  Genellikle sodyum, kurşun-bizmut veya ergimiş tuzun kullanılmasının avantajı neredeyse atmosferik basınçta yüksek verimde enerjiyi transfer etmesidir. Bu nedenle daha çok tercih edilmektedirler. MYRRHA, XADS, EFIT sıvı kurşun-bizmut soğutmalı, Hindistan basınçlı ağır su reaktöründe hızlandırıcı kullanmıştır. Çin ise tercihini hızlandırıcı tarafından sürdürülen bir ergimiş tuz reaktöründen yana kullanmıştır, sodyum ise genelde hızlı nötron enerjilerinde nükleer atıkları yakmak için tasarlanmış (transmutation) reaktörlerde kullanılmaktadır [28]. Ergimiş tuz reaktörleri Li2BeF4 çok az nötronla reaksiyona girdiğinden ve çok yüksek sıcaklıklara neredeyse atmosferik basınçta çıkabilmelerinden dolayı oldukça verimlidir. Aşağıda iki adet hızlandırıcı sürümlü ergimiş tuz reaktörü verilmiştir. Yukarıdan hızla akan tuz grafitle kaplanmış banyoda 1 metre derinliğinde girdap oluşturur ve proton hızlandırıcıdan çıkan proton demeti toryum karıştırılmış tuza çarpar. Açığa çıkan spallasyon nötronları toryumu U-233’e dönüştürür ve aynı zamanda U-233’te de fisyon reaksiyonu başlatır. Bu sistem %44 termal verimlikle çalışır. [10]

Gelelim Türkiye için toryumun önemi ve toryum üzerine yapılan çalışmalara… Türkiye’de Eskişehir-Beylikahır bölgesinde %0.21 ortalama tenörlü yaklaşık 380.000 tonluk toryum oksit bulunmaktadır. Bu sahada 2011 yılından 2017 yılına kadar farklı derinliklerde 45000 örnek alınmış ve incelenmiştir. Bu maden sahasının işletme hakkı 10 yıllığına ETİ Maden Kurumu’na verilmiştir ve Eti Maden Kurumu tarafından hazırlanan fizibilite raporuna göre 10.000 ton/yıl nadir toprak elementi, 72.000 ton/yıl barit, 70.000 tone/yıl fluorit ve 250 ton/yıl toryum üretilebileceği [26] belirlenmiştir. Cevher işleme işlemi ise bu konuda uzmanlaşmış bir özel firma ile gerçekleştirilecek ve toryum Türkiye Atom Enerji Kurumu’nda depolanacaktır. Bahse konu madenlerin kullanım alanları ve fizibilite raporu sunumuna [26] nolu referanstan ulaşılabilir.  Ayrıca 380.000 tona ek olarak 500.000 ton daha toryum rezervinin olabileceği tahmin edilmektedir. [3]

2011’de OECD, NEA Red Book 2011 raporuna göre muhtemel toplam toryum rezervlerinin ise 744.000 ton [32] civarında olduğu tahmin edilmektedir. Rezervlerin tahmininde toryumun elektromanyetik özelliklerine göre çekilen uydu görüntüleri veri sağlamaktadır.

Dünyadaki Toryum Madeni Dağılımının Uydu Görüntüsü (NASA)

30 Kasım 2007 tarihinde Isparta yakınlarına düşen ATLAS Jet uçağında bulunan ve proton hızlandırıcıların geliştirilmesi üzerine çalışan Prof. Dr. Engin Arık ve beraberindeki beş değerli fizikçimizin haberiyle kaybedilmesi haberiyle toryum Türk kamuoyunun gündemine düştü.

Süleyman Demirel Üniversitesi Bilim Şehitleri Anıtı 

Engin Arık toryum ile ilgili şunları söylemişti:

“Bunu Türkiye’nin geleceği açısından çok önemli görüyorum. Bu hızlandırıcı projesiyle de ilgili, çünkü toryum yakan nükleer reaktörlerin hızlandırıcı temelli olması lazım. Yani hızlandırıcı kullanarak yakabiliyorsunuz. Hızlandırıcıyı ne kadar ucuz yapabilirseniz ne kadar ucuza ne kadar uzun süre çalıştırabilirseniz toryumu yakmak da o kadar hesaplı oluyor. Dolayısıyla bu hızlandırıcı meselesi toryum açısından çok önemlidir. Türkiye’de toryum var, bir de toryumu yakacak özellikte hızlandırıcı teknolojisini başarırsak o zaman enerji problemimizi halletmiş olacağız.”

Ankara Üniversitesi’ne ait https://thm.ankara.edu.tr/thmph/ sayfasında TURKPRO 2 GeV’a kadar (Hızlandırıcı sürümlü reaktörler için yeterli bir enerji) enerji sağlayabilen hızlandırıcı tasarımı yapıldığına dair bir bilgi bulunmakta ancak projenin nihai akıbetine ancak beş gün önce yayınlanan programdan ulaşabildik:

Türkiye MDEP’e (Multinational Design Evaluation Programme) üye bir ülkedir ancak toryumun da yakıt olarak verimli şekilde kullanılmasına yönelik yeni nesil (4. Nesil) reaktör tasarımları geliştiren GIF’e (Generation 4 International Forum) üye değildir.

Türkiye havacılık sektörü sayesinde çok yüksek ısıya ve tekrarlı yüklere maruz kalacak mekanik yapılar tasarlayabilmektedir, Türkiye oldukça güçlü teorik altyapıya sahip yüksek enerji fizikçilerine sahiptir, yetiştirmektedir. Ancak nükleer enerji alanı, içerisinde teorik fiziğin haricinde pek çok tecrübeye dayalı bilgi birikimi de ihtiva eden bir yapıdadır. Türkiye’deki nükleer üzerine araştırma faaliyetleri Çekmeköy Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi’nde nükleer reaktörlerde kullanılabilecek seviyede uranyum yakıtının zenginleştirilmesi üzerine gerçekleştirilmiştir. Tüm bu gelişmelerin dışında birkaç yıl önce Avrupa’da gerçekleştirilen ergimiş tuz reaktörüne ısı eşanjörü yapan FİGES firması 4. Nesil modüler ergimiş tuz reaktörü tasarımı üzerine ThorAtom firmasını kurmuştur.

Ancak Türkiye’nin bugüne kadar hiçbir nükleer reaktörü olmamıştır, Akkuyu ve Sinop nükleer reaktörleri henüz yapım/planlama aşamasındadır. Bu nedenle Türkiye’nin nükleer enerji konusunda farklı araştırma iş birliklerini dikkate alması ve ve farklı uluslararası çalışma gruplarına dahil olması toryum konusundaki gelecek vizyonu için önemli görünmektedir. Kısa vadede Türkiye’nin önünde iki seçenek var gibi görünmektedir: Çin gibi nükleer teknolojide öne çıkan ülkelerle teknoloji paylaşımı ön koşuluyla ortak ergimiş tuz reaktörü inşa etmek (küçük ölçekli olsa dahi) veya hızlandırıcı sürümlü reaktörler üzerine çalışmalar gerçekleştirmektir. Hızlandırıcı sürümlü reaktör inşası için yukarıda da bahsedildiği üzere en önemli zorluk arıza yapma sıklığı düşük, yeni nesil bir lineer proton hızlandırıcısının tasarımıdır. Akademideki genel temayül özellikle son yıllarda daha da fazla dikkat çeken hızlandırıcı sürümlü reaktörlerdir. [5,19,35] Zira hem çevreye verdiği zarar en az olan, hem afet durumunda kritik altı çalıştığı için kapatılabilen, hem de toryum, zenginleştirilmemiş uranyum gibi yakıtları ekstra bir prosese tabi tutmadan yakmayı sağlayacak bir yöntemdir. Proton hızlandırıcısı yapılsa dahi son tahlilde bunu kullanabileceğiniz içi nötron kaynağı ağır metalle (spallasyon) dışı toryumla kaplanmış bir yapıyı ihtiva eden basit de olsa bir reaktöre ihtiyaç duyulacaktır.

Özetlemek gerekirse toryum bazlı yakıtların kullanımı, 1960'lar ile 1980'lerin ortaları arasındaki dönemde hemen hemen tüm reaktör türlerinde gösterilmiştir. Geniş toryum kaynakları, uranyumdan iki kat daha ucuz olması, toryum-uranyum yakıt döngüsünün daha verimli atık yönetimi, çevreci olması ve ani patlama (proliferation) önleme özellikleri potansiyel oluşturmaktadır. Ancak, dünya genelindeki çoğu program esasen sınırlı endüstriyel deneyim sağlayan ve neredeyse hiç teknolojik gelişme yaratmayan akademik çalışmalarla sınırlıdır. Sadece Hindistan [30] ve Çin istisna oluşturmaktadır, ancak dördüncü nesil reaktörlerin ticarileşmesiyle birlikte dünyada toryumun enerji olarak kullanımı yaygınlaşacaktır. Türkiye’nin de nükleer enerji sektöründeki gelişmelere seyirci kalmaması ve farklı ülkelerle toryumu yakıt olarak kullanabilecek 4. Nesil reaktörlerin tasarımı ve inşası üzerine iş birlikleri yapması faydalı olacaktır zira Türkiye’nin henüz hiçbir reaktör tasarlama, inşa etme ve işletme tecrübesi yoktur.

Yazımızın sonuna geldik ancak bu bilgilerden daha fazlasını ayrıntılı olarak merak eden okuyucularıma oldukça güzel bir belgesel tavsiye ediyorum:

Toryumla ilgili güncel bilgiler için şu adres takip edilebilir: https://energyfromthorium.com/

Ayrıca aynı sitede mitler ve gerçeklerle ilgili güzel bir kısım daha var: https://energyfromthorium.com/myths-vs-facts/

Bu yazıdaki ilgi ve okunma sayısına göre modüler reaktörlerden, füzyon reaktörlerinden veya füzyon-fisyon hibrit reaktörlerden bahsetmek üzere yeni bir yazı daha kaleme alınabilir. Savaşlar tarih boyunca ülkelerin politikalarında etkili olmuştur. Günümüzdeki çatışma ortamının ve artan enerji ihtiyaçlarının; nükleer enerjiye yönelik araştırma ve yatırımları arttıracağı aşikardır. Önümüzde on yıllarda nükleer enerjinin önemi daha da artacaktır.

Referanslar

[1] Accelerator-driven nuclear energy. World Nuclear Association. (n.d.-a). https://world-nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/accelerator-driven-nuclear-energy

[2] Agency, I. A. E. (2022, October 13). Near term and promising long term options for the deployment of thorium based nuclear energy. https://www.iaea.org/publications/15215/near-term-and-promising-long-term-options-for-the-deployment-of-thorium-based-nuclear-energy

[3] Akıska, E., Karakaş, Z., & Öztürk, C. (2019). Uranium, thorium and rare earth element deposits of Turkey. Modern Approaches in Solid Earth Sciences, 655–679. https://doi.org/10.1007/978-3-030-02950-0_14

[4] Anderson, I. S., Andreani, C., Carpenter, J. M., Festa, G., Gorini, G., Loong, C.-K., & Senesi, R. (2016). Research opportunities with compact accelerator-driven neutron sources. Physics Reports, 654, 1–58. https://doi.org/10.1016/j.physrep.2016.07.007

[5] Arik, M., Bilgin, P. S., Caliskan, A., Cetiner, M. A., Kaya, U., Sultansoy, S., & Turkoz, S. (2016). A provisional study of ads within the Turkic Accelerator Complex Project. Thorium Energy for the World, 423–424. https://doi.org/10.1007/978-3-319-26542-1_74

[6] Basak, U. (2016). Thorium fuel cycle activities in IAEA. Thorium Energy for the World, 51–51. https://doi.org/10.1007/978-3-319-26542-1_8

[7] Biarrotte, J.-L., Bouly, F., Romao, L. M., Vandeplassche, D., & Uriot, D. (2016). Euratom Max Project: The myrrha accelerator experiment R&D program. Thorium Energy for the World, 259–264. https://doi.org/10.1007/978-3-319-26542-1_38

[8] Cui, D. Y., Li, X. X., Xia, S. P., Zhao, X. C., Yu, C. G., Chen, J. G., & Cai, X. Z. (2018). Possible scenarios for the transition to thorium fuel cycle in molten salt reactor by using enriched uranium. Progress in Nuclear Energy, 104, 75–84. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2017.09.003

[9] Dwijayanto, R. A., Miftasani, F., & Harto, A. W. (2024). Assessing the benefit of thorium fuel in a once through molten salt reactor. Progress in Nuclear Energy, 176, 105369. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2024.105369

[10] Dolan, T. J., Pázsit, I., Rykhlevski, A., & Yoshioka, R. (2017). Molten salt reactors and thorium energy. Woodhead Publishing.

[11] Du Toit, M. H., Van Niekerk, F., & Amirkhosravi, S. (2024). Review of thorium-containing fuels in lwrs. Progress in Nuclear Energy, 170, 105136. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2024.105136

[12] Hargraves, R., & Moir, R. (2010). Liquid fluoride thorium reactors. American Scientist, 98(4), 304. https://doi.org/10.1511/2010.85.304

[13] HE, Y., JIA, H., ZHANG, X., CAI, H., PU, N., & WANG, Z. (2023). Accelerator Driven Systems A Solution to Multiple Problems of Society. IPAC 2023. https://accelconf.web.cern.ch/ipac2023/pdf/FRYG2_talk.pdf

[14] Hedrick, J.B., 2009. Thorium in the United States. 1st Thorium Energy Alliance Conference, The Future Thorium Energy Economy. Kellog Conference Center, Gallaudet University, Washington, DC. Henderson, S. (n.d.). Thorium energy and accelerator- driven reactors.  https://agenda.infn.it/event/4116/contributions/50519/attachments/35579/41994/1-Henderson.pdf

[15] Hossain, M. K., Taher, Md. A., & Das, M. K. (2015). Understanding accelerator driven system (ADS) based Green Nuclear Energy: A Review. World Journal of Nuclear Science and Technology, 05(04), 287–302. https://doi.org/10.4236/wjnst.2015.54028

[16] Humphrey, U. E., & Khandaker, M. U. (2018). Viability of thorium-based nuclear fuel cycle for the Next Generation Nuclear Reactor: Issues and Prospects. Renewable and Sustainable Energy Reviews, 97, 259–275. https://doi.org/10.1016/j.rser.2018.08.019  

[17] Jyothi, R. K., De Melo, L. G., Santos, R. M., & Yoon, H.-S. (2023). An overview of thorium as a prospective natural resource for Future Energy. Frontiers in Energy Research, 11. https://doi.org/10.3389/fenrg.2023.1132611

[18] Kakodkar, A., & Degweker, S. B. (2016). Towards sustainable, secure, and Safe Energy Future: Leveraging opportunities with thorium. Thorium Energy for the World, 29–36. https://doi.org/10.1007/978-3-319-26542-1_5

[19] Kaya, M. (2016). A global and a Turkish perspective of thorium fuel for nuclear energy. Thorium Energy for the World, 127–132. https://doi.org/10.1007/978-3-319-26542-1_18

[20] Molten salt reactors. World Nuclear Association. (n.d.-b). https://world-nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/molten-salt-reactors

[21] Piera, M., Corrochano, C., Abánades, A., & Muñoz-Antón, J. (2015). Conceptual design of a gas-cooled accelerator-driven reactor with very fast spectrum. Progress in Nuclear Energy, 78, 361–371. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2014.03.010

[22] Revol, J.-P. (2016). Accelerator-driven systems (ADS) physics and motivations. Thorium Energy for the World, 235–242. https://doi.org/10.1007/978-3-319-26542-1_35

[23] Rubbia, C. (2016). A future for thorium power? Thorium Energy for the World, 9–25. https://doi.org/10.1007/978-3-319-26542-1_4

[24] Sehgal, B. R. (2016). Feasibility and desirability of employing the thorium fuel cycle for power generation. Thorium Energy for the World, 77–87. https://doi.org/10.1007/978-3-319-26542-1_12

[25] Serp, J., Allibert, M., Beneš, O., Delpech, S., Feynberg, O., Ghetta, V., Heuer, D., Holcomb, D., Ignatiev, V., Kloosterman, J. L., Luzzi, L., Merle-Lucotte, E., Uhlíř, J., Yoshioka, R., & Zhimin, D. (2014). The Molten Salt Reactor (MSR) in generation IV: Overview and perspectives. Progress in Nuclear Energy, 77, 308–319. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2014.02.014

[26] Sevinç, C. (n.d.). Türkiyede Toryum Rezervleri ve ETKB Bünyesinde Yapılan Çalışmalar. https://indico.cern.ch/event/280722/sessions/53070/attachments/ 514936/710536/TURKIYEDE_TORYUM_CALISMALARI.pdf

[27] Sinha, R. K., & Kakodkar, A. (2006). Design and development of the AHWR—the Indian thorium fuelled innovative nuclear reactor. Nuclear Engineering and Design, 236(7-8), 683–700. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2005.09.026

[28] Sorensen, K. (2024, October 29). Mississippi PSC 2024 nuclear summit. Energy From Thorium. https://energyfromthorium.com/2024/10/25/ms-psc-nuclear-summit/

Status of Accelerator Driven Systems Research and technology development. (2015). . International Atomic Energy Agency.

[29] Thorium. World Nuclear Association. (n.d.-c). https://world-nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/thorium

[30] Vijayan, P. K., Shivakumar, V., Basu, S., & Sinha, R. K. (2017). Role of thorium in the Indian Nuclear Power Programme. Progress in Nuclear Energy, 101, 43–52. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2017.02.005

[31] Wang, J., Talabi, S., & Leon, S. B. y. (2024). Chapter 9 - Molten salt reactors. In Nuclear power reactor designs: From history to advances (pp. 163–183). essay, Academic Press, an imprint of Elsevier.

[32] X1 Reasonably Assured Reserves (RAR) and Estimated Additional Reserves (EAR) of Thorium, Nuclear Energy, Trends in Nuclear Fuel Cycle OECD/NEA, Paris, France (2001). Also at http://en. wikipedia.org/wiki/Thorium

[33] Xu, H. (2016). Thorium energy and molten salt reactor R&D in China. Thorium Energy for the World, 37–44. https://doi.org/10.1007/978-3-319-26542-1_6

[34] YILMAZ, O. (2022). Nuclear Physics II Lecture Notes. Lecture, Ankara; Middle East Technical University.

[35] Şahin, S., Şarer, B., & Çelik, Y. (2015). Energy multiplication and fissile fuel breeding limits of accelerator-driven systems with uranium and thorium targets. International Journal of Hydrogen Energy, 40(11), 4037–4046. https://doi.org/10.1016/j.ijhydene.2015.01.141

[36] Shamanin, I. V., Bedenko, S. V., Chertkov, Yu. B., & Gubaydulin, I. M. (2015). Gas-cooled thorium reactor with fuel block of the Unified Design. Nuclear Energy and Technology, 1(3), 184–190. https://doi.org/10.1016/j.nucet.2016.01.012

[37] Shamanin, I. V., Grachev, V. M., Chertkov, Yu. B., Bedenko, S. V., Mendoza, O., & Knyshev, V. V. (2018). Neutronic properties of high-temperature gas-cooled reactors with thorium fuel. Annals of Nuclear Energy, 113, 286–293. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2017.11.045

[38] Nema, P. K. (2011). Application of accelerators for nuclear systems: Accelerator Driven System (ADS). Energy Procedia, 7, 597–608. https://doi.org/10.1016/j.egypro.2011.06.080

[39] Rendon, B. Y. (2022a). OVERVIEW OF ADS PROJECTS IN THE WORLD. 31st Int. Linear Accel. Conf. https://doi.org/10.18429/JACoW-LINAC2022-TU2AA01