釷與核能

宋旺旺+++鄧海軍+++甘霖+++石慧

摘 要：文章基于核電所面臨的安全性、核廢料處置及鈾儲量少的現(xiàn)狀，著重對一種新的、儲量更豐富、能代替鈾作核燃料且更安全、產(chǎn)生的輻射垃圾更少的元素釷進行了介紹，著重對釷在各種堆型中的利用潛力進行了分析，為未來核電能更持久的發(fā)展提供了一種新的選擇。

關(guān)鍵詞：釷；反應堆；燃料

人類為滿足能源需求，對鈾和钚核電技術(shù)的研究已有六七十年。雖然核電有其不可替代的優(yōu)點，但安全性和核廢料的處置兩大問題一直引起廣泛關(guān)注，而且研究表明，如果核電技術(shù)得不到提高的話，目前全球的鈾儲量僅可供人們使用50到70年。

與傳統(tǒng)核燃料鈾相比，釷的儲量更加豐富，約為鈾的3～4倍，且更易進行濃縮與提練，在發(fā)電過程中也只產(chǎn)生相當于傳統(tǒng)核電站0.6%的輻射垃圾，核廢料存放時間遠小于鈾核電站，因此更容易處理。此外，使用鈾作為核燃料會產(chǎn)生大量可用來制造核武器的钚，而釷能核電系統(tǒng)則只會產(chǎn)生極少量的钚，所以在確保核不擴散方面更具保障性，釷能核電系統(tǒng)也因此可能成為和平利用核能的最佳選擇。

1 釷可作為核燃料的依據(jù)

Th232雖然不是易裂變材料，但它通過兩個核反應能生成可直接作為反應堆燃料的易裂變核素U233，轉(zhuǎn)化過程如下：

90Th232+0n1→90Th233+γ（中子吸收過程）

90Th233→-1β0+91Pa233（β衰變，半衰期T1/2=22.3min）

91Pa233→-1β0+92U233（β衰變，半衰期T1/2=27days）

可見隨著鈾礦的逐漸消耗，釷可能會成為重要的能源來源。

2 釷作為核燃料的優(yōu)勢

釷除了具有儲量大更安全等優(yōu)點，還具有良好的核性質(zhì)，如表1所示[1]。

表1 釷、鈾、钚重要同位素的核反應特性

由表1可見：（1）Th232的熱中子俘獲截面將近U238的3倍，所以在熱堆中，釷/鈾燃料轉(zhuǎn)換率要明顯大于鈾/钚燃料轉(zhuǎn)換的效率。（2）在熱中子區(qū)，U233的有效裂變中子數(shù)比Pu239大，意味著釷在熱堆中可實現(xiàn)較高的燃耗。（3）快堆中Th232的裂變截面比U238低，而且在快中子譜條件下，Pu239有效裂變中子數(shù)比U233大。但Th232的快中子俘獲截面比U238略高，所以Th232比較適合于在快堆中轉(zhuǎn)化為U233，經(jīng)處理分離，U233應在熱堆中燃燒，以充分發(fā)揮其在熱中子譜條件下的優(yōu)勢。

3 各種堆型的釷利用潛力分析

本節(jié)對輕水堆、重水堆、高溫氣冷堆、快中子堆、ADS、熔鹽堆和聚變-裂變混合堆等各種堆型利用釷的潛力進行了詳細的分析，具體情況如下。

3.1 輕水堆

當前關(guān)于輕水堆的釷燃料循環(huán)研究中，釷基燃料組件設計幾乎都是種子-再生組件結(jié)構(gòu)或是其衍生設計形式。這些燃料組件中，中心區(qū)的種子燃料元件采用富集度較高的UO2或Pu239的混合燃料來提供中子。外部再生區(qū)的元件棒一般采用ThO2棒或ThO2和UO2的混合物，Th232吸收種子區(qū)提供的中子后生成U233并就地裂變，即實行一次通過式的燃料循環(huán)方式。雖然釷燃料循環(huán)具有很多優(yōu)點，但研究表明，當前的輕水堆核電站燒釷仍不成熟，存在較多問題。具體表現(xiàn)在以下幾方面：（1）在傳統(tǒng)的輕水堆核電站上燒釷并不能較多地節(jié)省易裂變?nèi)剂?。?）“一次通過”的燃料循環(huán)方式，將導致需處置的乏燃料體積大大增加；另一方面，乏燃料中還有大量未被利用的U233和Th232，這會造成嚴重的資源浪費。因此，最好進行“閉式”燃料循環(huán)，但釷燃料循環(huán)中的強γ輻射會給U233燃料的加工和后處理造成很大的障礙。（3）釷燃料循環(huán)的種子-再生燃料組件設計給組件制造帶來困難，并使堆芯比通常的堆芯布置更加復雜，給燃料管理帶來了較大的挑戰(zhàn)。

因此，輕水堆利用釷燃料循環(huán)在節(jié)省天然鈾、經(jīng)濟性能和后處理方面并不優(yōu)于傳統(tǒng)的鈾钚燃料循環(huán)，這導致了釷燃料循環(huán)對當前的輕水堆核電站沒有較大的吸引力。

3.2 重水堆

目前國內(nèi)外關(guān)于重水堆的釷燃料循環(huán)研究，其組件設計基本也都是采用種子-再生燃料組件結(jié)構(gòu)。存在的問題與輕水堆基本相同。

3.3 高溫氣冷堆

研究表明，高溫氣冷堆是利用釷資源的一種優(yōu)良堆型。一方面，高溫氣冷堆采用石墨作慢化劑、包殼和堆芯結(jié)構(gòu)材料，使得堆芯具有良好的中子特性。IAEA的研究表明，高溫氣冷堆燒釷可以達到更高的轉(zhuǎn)換比（超過0.8），而且與輕水堆利用釷比較，可節(jié)約天然鈾50%，分離功也可節(jié)約50%。

另一方面，高溫氣冷堆對于采用各種燃料循環(huán)都具有很大的靈活性。它可以采用低濃鈾钚燃料循環(huán)，也可采用鈾釷循環(huán)，這一特點對釷資源的利用很重要。因為U233在自然界不存在，所以在釷鈾燃料循環(huán)初必須先采用U235作為燃料。高溫氣冷堆可以在同一座反應堆內(nèi)實現(xiàn)這一過程。

此外，ThO2比UO2具有更好的化學和輻照穩(wěn)定性、更高的熱導率、更低的熱膨脹系數(shù)，這些優(yōu)勢使得釷基高溫堆具有更好的運行性能，有助于燃耗的提高[2]。通過以上分析可以看出：高溫堆是采用釷燃料循環(huán)的理想堆型。

3.4 快中子堆

表1中的結(jié)論3表明，可利用快堆增殖層輻照釷，用于生產(chǎn)U233，再將U233放在熱堆中燃燒來充分發(fā)揮其在熱中子譜條件下的優(yōu)勢。

3.5 加速器驅(qū)動次臨界系統(tǒng)、熔鹽堆和聚變-裂變混合堆

加速器驅(qū)動次臨界系統(tǒng)、熔鹽堆和聚變-裂變混合堆是釷資源利用的理想途徑。但是由于這幾種反應堆技術(shù)都不成熟，因此沒有哪個堆型是應該優(yōu)先發(fā)展的堆型。加速器驅(qū)動次臨界系統(tǒng)必須首先解決加速器及其整個系統(tǒng)的長期穩(wěn)定可靠運行及其可維護性等一系列具有挑戰(zhàn)性的問題。熔鹽堆將易裂變和可轉(zhuǎn)換材料融于氟化物熔鹽中作為燃料和冷卻劑，它也被列入第四代核能系統(tǒng)的候選堆型之一。熔鹽堆可實現(xiàn)在線后處理，去除熔鹽中的裂變產(chǎn)物，并不斷地在熔鹽中添加釷。最近幾年，法國、俄羅斯、美國和OECD等都在重新研究和評估釷燃料在熔鹽堆中的應用。但熔鹽堆燃料回路的高放射性帶來的維修問題，設備和管路的腐蝕等問題，需要進一步解決[3]。

聚變-裂變混合堆的實現(xiàn)將和快堆一樣是解決核能發(fā)展中核燃料短缺以及提前利用聚變能的一種有效方式。然而應該指出，混合堆的技術(shù)遠不如快堆成熟，目前僅僅停留在工業(yè)可行性論證和概念設計階段。它的實現(xiàn)，需要聚變和裂變技術(shù)方面共同做很多努力。

4 結(jié)束語

原則上任何一種堆型都可以燒釷，在所有的熱中子反應堆中，只有高溫堆的燃料能達到很高的燃耗。當前釷資源利用的有效途徑是在快堆上生產(chǎn)和高溫堆上燒釷。在將來快堆和熱中子堆同時發(fā)展與并存的階段，釷資源的利用是有希望的。此外，需要說明的是，由于缺乏相關(guān)的數(shù)據(jù)，對于任何使用釷基燃料的核能系統(tǒng)而言，進行有意義的成本估算幾乎是不可能的。但可以明確的是，釷基燃料費用在整個發(fā)電成本結(jié)構(gòu)中所占的比重將比較小，與鈾燃料費用相當甚至更低。

參考文獻

[1]顧忠茂.釷資源的核能利用問題探討[J].核科學與工程，2007，27（2）：97-105.

[2]Jing Xingqing，Xu Yunlin. Thorium-Based Fuel Cycles in the Modular High Temperature Reactor[J]. TSINGHUA SCIENCE AND TECHNOLOGY，2006，11（6）：731-738.

[3]左嘉旭，張春明.熔鹽堆的安全性介紹[J].核安全，2011，3：73-77.

作者簡介：宋旺旺（1991-），女。endprint

摘 要：文章基于核電所面臨的安全性、核廢料處置及鈾儲量少的現(xiàn)狀，著重對一種新的、儲量更豐富、能代替鈾作核燃料且更安全、產(chǎn)生的輻射垃圾更少的元素釷進行了介紹，著重對釷在各種堆型中的利用潛力進行了分析，為未來核電能更持久的發(fā)展提供了一種新的選擇。

關(guān)鍵詞：釷；反應堆；燃料

人類為滿足能源需求，對鈾和钚核電技術(shù)的研究已有六七十年。雖然核電有其不可替代的優(yōu)點，但安全性和核廢料的處置兩大問題一直引起廣泛關(guān)注，而且研究表明，如果核電技術(shù)得不到提高的話，目前全球的鈾儲量僅可供人們使用50到70年。

與傳統(tǒng)核燃料鈾相比，釷的儲量更加豐富，約為鈾的3～4倍，且更易進行濃縮與提練，在發(fā)電過程中也只產(chǎn)生相當于傳統(tǒng)核電站0.6%的輻射垃圾，核廢料存放時間遠小于鈾核電站，因此更容易處理。此外，使用鈾作為核燃料會產(chǎn)生大量可用來制造核武器的钚，而釷能核電系統(tǒng)則只會產(chǎn)生極少量的钚，所以在確保核不擴散方面更具保障性，釷能核電系統(tǒng)也因此可能成為和平利用核能的最佳選擇。

1 釷可作為核燃料的依據(jù)

Th232雖然不是易裂變材料，但它通過兩個核反應能生成可直接作為反應堆燃料的易裂變核素U233，轉(zhuǎn)化過程如下：

90Th232+0n1→90Th233+γ（中子吸收過程）

90Th233→-1β0+91Pa233（β衰變，半衰期T1/2=22.3min）

91Pa233→-1β0+92U233（β衰變，半衰期T1/2=27days）

可見隨著鈾礦的逐漸消耗，釷可能會成為重要的能源來源。

2 釷作為核燃料的優(yōu)勢

釷除了具有儲量大更安全等優(yōu)點，還具有良好的核性質(zhì)，如表1所示[1]。

表1 釷、鈾、钚重要同位素的核反應特性

由表1可見：（1）Th232的熱中子俘獲截面將近U238的3倍，所以在熱堆中，釷/鈾燃料轉(zhuǎn)換率要明顯大于鈾/钚燃料轉(zhuǎn)換的效率。（2）在熱中子區(qū)，U233的有效裂變中子數(shù)比Pu239大，意味著釷在熱堆中可實現(xiàn)較高的燃耗。（3）快堆中Th232的裂變截面比U238低，而且在快中子譜條件下，Pu239有效裂變中子數(shù)比U233大。但Th232的快中子俘獲截面比U238略高，所以Th232比較適合于在快堆中轉(zhuǎn)化為U233，經(jīng)處理分離，U233應在熱堆中燃燒，以充分發(fā)揮其在熱中子譜條件下的優(yōu)勢。

3 各種堆型的釷利用潛力分析

本節(jié)對輕水堆、重水堆、高溫氣冷堆、快中子堆、ADS、熔鹽堆和聚變-裂變混合堆等各種堆型利用釷的潛力進行了詳細的分析，具體情況如下。

3.1 輕水堆

當前關(guān)于輕水堆的釷燃料循環(huán)研究中，釷基燃料組件設計幾乎都是種子-再生組件結(jié)構(gòu)或是其衍生設計形式。這些燃料組件中，中心區(qū)的種子燃料元件采用富集度較高的UO2或Pu239的混合燃料來提供中子。外部再生區(qū)的元件棒一般采用ThO2棒或ThO2和UO2的混合物，Th232吸收種子區(qū)提供的中子后生成U233并就地裂變，即實行一次通過式的燃料循環(huán)方式。雖然釷燃料循環(huán)具有很多優(yōu)點，但研究表明，當前的輕水堆核電站燒釷仍不成熟，存在較多問題。具體表現(xiàn)在以下幾方面：（1）在傳統(tǒng)的輕水堆核電站上燒釷并不能較多地節(jié)省易裂變?nèi)剂稀＃?）“一次通過”的燃料循環(huán)方式，將導致需處置的乏燃料體積大大增加；另一方面，乏燃料中還有大量未被利用的U233和Th232，這會造成嚴重的資源浪費。因此，最好進行“閉式”燃料循環(huán)，但釷燃料循環(huán)中的強γ輻射會給U233燃料的加工和后處理造成很大的障礙。（3）釷燃料循環(huán)的種子-再生燃料組件設計給組件制造帶來困難，并使堆芯比通常的堆芯布置更加復雜，給燃料管理帶來了較大的挑戰(zhàn)。

因此，輕水堆利用釷燃料循環(huán)在節(jié)省天然鈾、經(jīng)濟性能和后處理方面并不優(yōu)于傳統(tǒng)的鈾钚燃料循環(huán)，這導致了釷燃料循環(huán)對當前的輕水堆核電站沒有較大的吸引力。

3.2 重水堆

目前國內(nèi)外關(guān)于重水堆的釷燃料循環(huán)研究，其組件設計基本也都是采用種子-再生燃料組件結(jié)構(gòu)。存在的問題與輕水堆基本相同。

3.3 高溫氣冷堆

研究表明，高溫氣冷堆是利用釷資源的一種優(yōu)良堆型。一方面，高溫氣冷堆采用石墨作慢化劑、包殼和堆芯結(jié)構(gòu)材料，使得堆芯具有良好的中子特性。IAEA的研究表明，高溫氣冷堆燒釷可以達到更高的轉(zhuǎn)換比（超過0.8），而且與輕水堆利用釷比較，可節(jié)約天然鈾50%，分離功也可節(jié)約50%。

另一方面，高溫氣冷堆對于采用各種燃料循環(huán)都具有很大的靈活性。它可以采用低濃鈾钚燃料循環(huán)，也可采用鈾釷循環(huán)，這一特點對釷資源的利用很重要。因為U233在自然界不存在，所以在釷鈾燃料循環(huán)初必須先采用U235作為燃料。高溫氣冷堆可以在同一座反應堆內(nèi)實現(xiàn)這一過程。

此外，ThO2比UO2具有更好的化學和輻照穩(wěn)定性、更高的熱導率、更低的熱膨脹系數(shù)，這些優(yōu)勢使得釷基高溫堆具有更好的運行性能，有助于燃耗的提高[2]。通過以上分析可以看出：高溫堆是采用釷燃料循環(huán)的理想堆型。

3.4 快中子堆

表1中的結(jié)論3表明，可利用快堆增殖層輻照釷，用于生產(chǎn)U233，再將U233放在熱堆中燃燒來充分發(fā)揮其在熱中子譜條件下的優(yōu)勢。

3.5 加速器驅(qū)動次臨界系統(tǒng)、熔鹽堆和聚變-裂變混合堆

加速器驅(qū)動次臨界系統(tǒng)、熔鹽堆和聚變-裂變混合堆是釷資源利用的理想途徑。但是由于這幾種反應堆技術(shù)都不成熟，因此沒有哪個堆型是應該優(yōu)先發(fā)展的堆型。加速器驅(qū)動次臨界系統(tǒng)必須首先解決加速器及其整個系統(tǒng)的長期穩(wěn)定可靠運行及其可維護性等一系列具有挑戰(zhàn)性的問題。熔鹽堆將易裂變和可轉(zhuǎn)換材料融于氟化物熔鹽中作為燃料和冷卻劑，它也被列入第四代核能系統(tǒng)的候選堆型之一。熔鹽堆可實現(xiàn)在線后處理，去除熔鹽中的裂變產(chǎn)物，并不斷地在熔鹽中添加釷。最近幾年，法國、俄羅斯、美國和OECD等都在重新研究和評估釷燃料在熔鹽堆中的應用。但熔鹽堆燃料回路的高放射性帶來的維修問題，設備和管路的腐蝕等問題，需要進一步解決[3]。

聚變-裂變混合堆的實現(xiàn)將和快堆一樣是解決核能發(fā)展中核燃料短缺以及提前利用聚變能的一種有效方式。然而應該指出，混合堆的技術(shù)遠不如快堆成熟，目前僅僅停留在工業(yè)可行性論證和概念設計階段。它的實現(xiàn)，需要聚變和裂變技術(shù)方面共同做很多努力。

4 結(jié)束語

原則上任何一種堆型都可以燒釷，在所有的熱中子反應堆中，只有高溫堆的燃料能達到很高的燃耗。當前釷資源利用的有效途徑是在快堆上生產(chǎn)和高溫堆上燒釷。在將來快堆和熱中子堆同時發(fā)展與并存的階段，釷資源的利用是有希望的。此外，需要說明的是，由于缺乏相關(guān)的數(shù)據(jù)，對于任何使用釷基燃料的核能系統(tǒng)而言，進行有意義的成本估算幾乎是不可能的。但可以明確的是，釷基燃料費用在整個發(fā)電成本結(jié)構(gòu)中所占的比重將比較小，與鈾燃料費用相當甚至更低。

參考文獻

[1]顧忠茂.釷資源的核能利用問題探討[J].核科學與工程，2007，27（2）：97-105.

[2]Jing Xingqing，Xu Yunlin. Thorium-Based Fuel Cycles in the Modular High Temperature Reactor[J]. TSINGHUA SCIENCE AND TECHNOLOGY，2006，11（6）：731-738.

[3]左嘉旭，張春明.熔鹽堆的安全性介紹[J].核安全，2011，3：73-77.

作者簡介：宋旺旺（1991-），女。endprint

摘 要：文章基于核電所面臨的安全性、核廢料處置及鈾儲量少的現(xiàn)狀，著重對一種新的、儲量更豐富、能代替鈾作核燃料且更安全、產(chǎn)生的輻射垃圾更少的元素釷進行了介紹，著重對釷在各種堆型中的利用潛力進行了分析，為未來核電能更持久的發(fā)展提供了一種新的選擇。

關(guān)鍵詞：釷；反應堆；燃料

人類為滿足能源需求，對鈾和钚核電技術(shù)的研究已有六七十年。雖然核電有其不可替代的優(yōu)點，但安全性和核廢料的處置兩大問題一直引起廣泛關(guān)注，而且研究表明，如果核電技術(shù)得不到提高的話，目前全球的鈾儲量僅可供人們使用50到70年。

與傳統(tǒng)核燃料鈾相比，釷的儲量更加豐富，約為鈾的3～4倍，且更易進行濃縮與提練，在發(fā)電過程中也只產(chǎn)生相當于傳統(tǒng)核電站0.6%的輻射垃圾，核廢料存放時間遠小于鈾核電站，因此更容易處理。此外，使用鈾作為核燃料會產(chǎn)生大量可用來制造核武器的钚，而釷能核電系統(tǒng)則只會產(chǎn)生極少量的钚，所以在確保核不擴散方面更具保障性，釷能核電系統(tǒng)也因此可能成為和平利用核能的最佳選擇。

1 釷可作為核燃料的依據(jù)

Th232雖然不是易裂變材料，但它通過兩個核反應能生成可直接作為反應堆燃料的易裂變核素U233，轉(zhuǎn)化過程如下：

90Th232+0n1→90Th233+γ（中子吸收過程）

90Th233→-1β0+91Pa233（β衰變，半衰期T1/2=22.3min）

91Pa233→-1β0+92U233（β衰變，半衰期T1/2=27days）

可見隨著鈾礦的逐漸消耗，釷可能會成為重要的能源來源。

2 釷作為核燃料的優(yōu)勢

釷除了具有儲量大更安全等優(yōu)點，還具有良好的核性質(zhì)，如表1所示[1]。

表1 釷、鈾、钚重要同位素的核反應特性

由表1可見：（1）Th232的熱中子俘獲截面將近U238的3倍，所以在熱堆中，釷/鈾燃料轉(zhuǎn)換率要明顯大于鈾/钚燃料轉(zhuǎn)換的效率。（2）在熱中子區(qū)，U233的有效裂變中子數(shù)比Pu239大，意味著釷在熱堆中可實現(xiàn)較高的燃耗。（3）快堆中Th232的裂變截面比U238低，而且在快中子譜條件下，Pu239有效裂變中子數(shù)比U233大。但Th232的快中子俘獲截面比U238略高，所以Th232比較適合于在快堆中轉(zhuǎn)化為U233，經(jīng)處理分離，U233應在熱堆中燃燒，以充分發(fā)揮其在熱中子譜條件下的優(yōu)勢。

3 各種堆型的釷利用潛力分析

本節(jié)對輕水堆、重水堆、高溫氣冷堆、快中子堆、ADS、熔鹽堆和聚變-裂變混合堆等各種堆型利用釷的潛力進行了詳細的分析，具體情況如下。

3.1 輕水堆

當前關(guān)于輕水堆的釷燃料循環(huán)研究中，釷基燃料組件設計幾乎都是種子-再生組件結(jié)構(gòu)或是其衍生設計形式。這些燃料組件中，中心區(qū)的種子燃料元件采用富集度較高的UO2或Pu239的混合燃料來提供中子。外部再生區(qū)的元件棒一般采用ThO2棒或ThO2和UO2的混合物，Th232吸收種子區(qū)提供的中子后生成U233并就地裂變，即實行一次通過式的燃料循環(huán)方式。雖然釷燃料循環(huán)具有很多優(yōu)點，但研究表明，當前的輕水堆核電站燒釷仍不成熟，存在較多問題。具體表現(xiàn)在以下幾方面：（1）在傳統(tǒng)的輕水堆核電站上燒釷并不能較多地節(jié)省易裂變?nèi)剂?。?）“一次通過”的燃料循環(huán)方式，將導致需處置的乏燃料體積大大增加；另一方面，乏燃料中還有大量未被利用的U233和Th232，這會造成嚴重的資源浪費。因此，最好進行“閉式”燃料循環(huán)，但釷燃料循環(huán)中的強γ輻射會給U233燃料的加工和后處理造成很大的障礙。（3）釷燃料循環(huán)的種子-再生燃料組件設計給組件制造帶來困難，并使堆芯比通常的堆芯布置更加復雜，給燃料管理帶來了較大的挑戰(zhàn)。

因此，輕水堆利用釷燃料循環(huán)在節(jié)省天然鈾、經(jīng)濟性能和后處理方面并不優(yōu)于傳統(tǒng)的鈾钚燃料循環(huán)，這導致了釷燃料循環(huán)對當前的輕水堆核電站沒有較大的吸引力。

3.2 重水堆

目前國內(nèi)外關(guān)于重水堆的釷燃料循環(huán)研究，其組件設計基本也都是采用種子-再生燃料組件結(jié)構(gòu)。存在的問題與輕水堆基本相同。

3.3 高溫氣冷堆

研究表明，高溫氣冷堆是利用釷資源的一種優(yōu)良堆型。一方面，高溫氣冷堆采用石墨作慢化劑、包殼和堆芯結(jié)構(gòu)材料，使得堆芯具有良好的中子特性。IAEA的研究表明，高溫氣冷堆燒釷可以達到更高的轉(zhuǎn)換比（超過0.8），而且與輕水堆利用釷比較，可節(jié)約天然鈾50%，分離功也可節(jié)約50%。

另一方面，高溫氣冷堆對于采用各種燃料循環(huán)都具有很大的靈活性。它可以采用低濃鈾钚燃料循環(huán)，也可采用鈾釷循環(huán)，這一特點對釷資源的利用很重要。因為U233在自然界不存在，所以在釷鈾燃料循環(huán)初必須先采用U235作為燃料。高溫氣冷堆可以在同一座反應堆內(nèi)實現(xiàn)這一過程。

此外，ThO2比UO2具有更好的化學和輻照穩(wěn)定性、更高的熱導率、更低的熱膨脹系數(shù)，這些優(yōu)勢使得釷基高溫堆具有更好的運行性能，有助于燃耗的提高[2]。通過以上分析可以看出：高溫堆是采用釷燃料循環(huán)的理想堆型。

3.4 快中子堆

表1中的結(jié)論3表明，可利用快堆增殖層輻照釷，用于生產(chǎn)U233，再將U233放在熱堆中燃燒來充分發(fā)揮其在熱中子譜條件下的優(yōu)勢。

3.5 加速器驅(qū)動次臨界系統(tǒng)、熔鹽堆和聚變-裂變混合堆

加速器驅(qū)動次臨界系統(tǒng)、熔鹽堆和聚變-裂變混合堆是釷資源利用的理想途徑。但是由于這幾種反應堆技術(shù)都不成熟，因此沒有哪個堆型是應該優(yōu)先發(fā)展的堆型。加速器驅(qū)動次臨界系統(tǒng)必須首先解決加速器及其整個系統(tǒng)的長期穩(wěn)定可靠運行及其可維護性等一系列具有挑戰(zhàn)性的問題。熔鹽堆將易裂變和可轉(zhuǎn)換材料融于氟化物熔鹽中作為燃料和冷卻劑，它也被列入第四代核能系統(tǒng)的候選堆型之一。熔鹽堆可實現(xiàn)在線后處理，去除熔鹽中的裂變產(chǎn)物，并不斷地在熔鹽中添加釷。最近幾年，法國、俄羅斯、美國和OECD等都在重新研究和評估釷燃料在熔鹽堆中的應用。但熔鹽堆燃料回路的高放射性帶來的維修問題，設備和管路的腐蝕等問題，需要進一步解決[3]。

聚變-裂變混合堆的實現(xiàn)將和快堆一樣是解決核能發(fā)展中核燃料短缺以及提前利用聚變能的一種有效方式。然而應該指出，混合堆的技術(shù)遠不如快堆成熟，目前僅僅停留在工業(yè)可行性論證和概念設計階段。它的實現(xiàn)，需要聚變和裂變技術(shù)方面共同做很多努力。

4 結(jié)束語

原則上任何一種堆型都可以燒釷，在所有的熱中子反應堆中，只有高溫堆的燃料能達到很高的燃耗。當前釷資源利用的有效途徑是在快堆上生產(chǎn)和高溫堆上燒釷。在將來快堆和熱中子堆同時發(fā)展與并存的階段，釷資源的利用是有希望的。此外，需要說明的是，由于缺乏相關(guān)的數(shù)據(jù)，對于任何使用釷基燃料的核能系統(tǒng)而言，進行有意義的成本估算幾乎是不可能的。但可以明確的是，釷基燃料費用在整個發(fā)電成本結(jié)構(gòu)中所占的比重將比較小，與鈾燃料費用相當甚至更低。

參考文獻

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作者簡介：宋旺旺（1991-），女。endprint