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展提供了一種新的選擇。

關鍵詞：釷；反應堆；燃料

人類為滿足能源需求，對鈾和钚核電技術的研究已有六七十年。雖然核電有其不可替代的優點，但安全性和核廢料的處置兩大問題一直引起廣泛關注，而且研究表明，如果核電技術得不到提高的話，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，在發電過程中也只產生相當于傳統核電站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生大量可用來制造核武器的钚，而釷能核電系統則只會產生極少量的钚，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

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 釷作為核燃料的優勢

釷除了具有儲量大更安全等優點，還具有良好的核性質，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/鈾燃料轉換率要明顯大于鈾/钚燃料轉換的效率。（2）在熱中子區，U233的有效裂變中子數比Pu239大，意味著釷在熱堆中可實現較高的燃耗。（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化為U233，經處理分離，U233應在熱堆中燃燒，以充分發揮其在熱中子譜條件下的優勢。

3 各種堆型的釷利用潛力分析

本節對輕水堆、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

當前關于輕水堆的釷燃料循環研究中，釷基燃料組件設計幾乎都是種子-再生組件結構或是其衍生設計形式。這些燃料組件中，中心區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。外部再生區的元件棒一般采用ThO2棒或ThO2和UO2的混合物，Th232吸收種子區提供的中子后生成U233并就地裂變，即實行一次通過式的燃料循環方式。雖然釷燃料循環具有很多優點，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。具體表現在以下幾方面：（1）在傳統的輕水堆核電站上燒釷并不能較多地節省易裂變燃料。（2）“一次通過”的燃料循環方式，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，但釷燃料循環中的強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。

因此，輕水堆利用釷燃料循環在節省天然鈾、經濟性能和后處理方面并不優于傳統的鈾钚燃料循環，這導致了釷燃料循環對當前的輕水堆核電站沒有較大的吸引力。

3.2 重水堆

目前國內外關于重水堆的釷燃料循環研究，其組件設計基本也都是采用種子-再生燃料組件結構。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、包殼和堆芯結構材料，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換比（超過0.8），而且與輕水堆利用釷比較，可節約天然鈾50%，分離功也可節約50%。

另一方面，高溫氣冷堆對于采用各種燃料循環都具有很大的靈活性。它可以采用低濃鈾钚燃料循環，也可采用鈾釷循環，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實現這一過程。

此外，ThO2比UO2具有更好的化學和輻照穩定性、更高的熱導率、更低的熱膨脹系數，這些優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的理想堆型。

3.4 快中子堆

表1中的結論3表明，可利用快堆增殖層輻照釷，用于生產U233，再將U233放在熱堆中燃燒來充分發揮其在熱中子譜條件下的優勢。

3.5 加速器驅動次臨界系統、熔鹽堆和聚變-裂變混合堆

加速器驅動次臨界系統、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都不成熟，因此沒有哪個堆型是應該優先發展的堆型。加速器驅動次臨界系統必須首先解決加速器及其整個系統的長期穩定可靠運行及其可維護性等一系列具有挑戰性的問題。熔鹽堆將易裂變和可轉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的候選堆型之一。熔鹽堆可實現在線后處理，去除熔鹽中的裂變產物，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-裂變混合堆的實現將和快堆一樣是解決核能發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，混合堆的技術遠不如快堆成熟，目前僅僅停留在工業可行性論證和概念設計階段。它的實現，需要聚變和裂變技術方面共同做很多努力。

4 結束語

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和高溫堆上燒釷。在將來快堆和熱中子堆同時發展與并存的階段，釷資源的利用是有希望的。此外，需要說明的是，由于缺乏相關的數據，對于任何使用釷基燃料的核能系統而言，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電成本結構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展提供了一種新的選擇。

關鍵詞：釷；反應堆；燃料

人類為滿足能源需求，對鈾和钚核電技術的研究已有六七十年。雖然核電有其不可替代的優點，但安全性和核廢料的處置兩大問題一直引起廣泛關注，而且研究表明，如果核電技術得不到提高的話，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，在發電過程中也只產生相當于傳統核電站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生大量可用來制造核武器的钚，而釷能核電系統則只會產生極少量的钚，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

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 釷作為核燃料的優勢

釷除了具有儲量大更安全等優點，還具有良好的核性質，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/鈾燃料轉換率要明顯大于鈾/钚燃料轉換的效率。（2）在熱中子區，U233的有效裂變中子數比Pu239大，意味著釷在熱堆中可實現較高的燃耗。（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化為U233，經處理分離，U233應在熱堆中燃燒，以充分發揮其在熱中子譜條件下的優勢。

3 各種堆型的釷利用潛力分析

本節對輕水堆、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

當前關于輕水堆的釷燃料循環研究中，釷基燃料組件設計幾乎都是種子-再生組件結構或是其衍生設計形式。這些燃料組件中，中心區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。外部再生區的元件棒一般采用ThO2棒或ThO2和UO2的混合物，Th232吸收種子區提供的中子后生成U233并就地裂變，即實行一次通過式的燃料循環方式。雖然釷燃料循環具有很多優點，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。具體表現在以下幾方面：（1）在傳統的輕水堆核電站上燒釷并不能較多地節省易裂變燃料。（2）“一次通過”的燃料循環方式，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，但釷燃料循環中的強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。

因此，輕水堆利用釷燃料循環在節省天然鈾、經濟性能和后處理方面并不優于傳統的鈾钚燃料循環，這導致了釷燃料循環對當前的輕水堆核電站沒有較大的吸引力。

3.2 重水堆

目前國內外關于重水堆的釷燃料循環研究，其組件設計基本也都是采用種子-再生燃料組件結構。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、包殼和堆芯結構材料，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換比（超過0.8），而且與輕水堆利用釷比較，可節約天然鈾50%，分離功也可節約50%。

另一方面，高溫氣冷堆對于采用各種燃料循環都具有很大的靈活性。它可以采用低濃鈾钚燃料循環，也可采用鈾釷循環，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實現這一過程。

此外，ThO2比UO2具有更好的化學和輻照穩定性、更高的熱導率、更低的熱膨脹系數，這些優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的理想堆型。

3.4 快中子堆

表1中的結論3表明，可利用快堆增殖層輻照釷，用于生產U233，再將U233放在熱堆中燃燒來充分發揮其在熱中子譜條件下的優勢。

3.5 加速器驅動次臨界系統、熔鹽堆和聚變-裂變混合堆

加速器驅動次臨界系統、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都不成熟，因此沒有哪個堆型是應該優先發展的堆型。加速器驅動次臨界系統必須首先解決加速器及其整個系統的長期穩定可靠運行及其可維護性等一系列具有挑戰性的問題。熔鹽堆將易裂變和可轉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的候選堆型之一。熔鹽堆可實現在線后處理，去除熔鹽中的裂變產物，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-裂變混合堆的實現將和快堆一樣是解決核能發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，混合堆的技術遠不如快堆成熟，目前僅僅停留在工業可行性論證和概念設計階段。它的實現，需要聚變和裂變技術方面共同做很多努力。

4 結束語

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和高溫堆上燒釷。在將來快堆和熱中子堆同時發展與并存的階段，釷資源的利用是有希望的。此外，需要說明的是，由于缺乏相關的數據，對于任何使用釷基燃料的核能系統而言，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電成本結構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展提供了一種新的選擇。

關鍵詞：釷；反應堆；燃料

人類為滿足能源需求，對鈾和钚核電技術的研究已有六七十年。雖然核電有其不可替代的優點，但安全性和核廢料的處置兩大問題一直引起廣泛關注，而且研究表明，如果核電技術得不到提高的話，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，在發電過程中也只產生相當于傳統核電站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生大量可用來制造核武器的钚，而釷能核電系統則只會產生極少量的钚，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

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 釷作為核燃料的優勢

釷除了具有儲量大更安全等優點，還具有良好的核性質，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/鈾燃料轉換率要明顯大于鈾/钚燃料轉換的效率。（2）在熱中子區，U233的有效裂變中子數比Pu239大，意味著釷在熱堆中可實現較高的燃耗。（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化為U233，經處理分離，U233應在熱堆中燃燒，以充分發揮其在熱中子譜條件下的優勢。

3 各種堆型的釷利用潛力分析

本節對輕水堆、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

當前關于輕水堆的釷燃料循環研究中，釷基燃料組件設計幾乎都是種子-再生組件結構或是其衍生設計形式。這些燃料組件中，中心區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。外部再生區的元件棒一般采用ThO2棒或ThO2和UO2的混合物，Th232吸收種子區提供的中子后生成U233并就地裂變，即實行一次通過式的燃料循環方式。雖然釷燃料循環具有很多優點，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。具體表現在以下幾方面：（1）在傳統的輕水堆核電站上燒釷并不能較多地節省易裂變燃料。（2）“一次通過”的燃料循環方式，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，但釷燃料循環中的強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。

因此，輕水堆利用釷燃料循環在節省天然鈾、經濟性能和后處理方面并不優于傳統的鈾钚燃料循環，這導致了釷燃料循環對當前的輕水堆核電站沒有較大的吸引力。

3.2 重水堆

目前國內外關于重水堆的釷燃料循環研究，其組件設計基本也都是采用種子-再生燃料組件結構。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、包殼和堆芯結構材料，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換比（超過0.8），而且與輕水堆利用釷比較，可節約天然鈾50%，分離功也可節約50%。

另一方面，高溫氣冷堆對于采用各種燃料循環都具有很大的靈活性。它可以采用低濃鈾钚燃料循環，也可采用鈾釷循環，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實現這一過程。

此外，ThO2比UO2具有更好的化學和輻照穩定性、更高的熱導率、更低的熱膨脹系數，這些優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的理想堆型。

3.4 快中子堆

表1中的結論3表明，可利用快堆增殖層輻照釷，用于生產U233，再將U233放在熱堆中燃燒來充分發揮其在熱中子譜條件下的優勢。

3.5 加速器驅動次臨界系統、熔鹽堆和聚變-裂變混合堆

加速器驅動次臨界系統、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都不成熟，因此沒有哪個堆型是應該優先發展的堆型。加速器驅動次臨界系統必須首先解決加速器及其整個系統的長期穩定可靠運行及其可維護性等一系列具有挑戰性的問題。熔鹽堆將易裂變和可轉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的候選堆型之一。熔鹽堆可實現在線后處理，去除熔鹽中的裂變產物，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-裂變混合堆的實現將和快堆一樣是解決核能發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，混合堆的技術遠不如快堆成熟，目前僅僅停留在工業可行性論證和概念設計階段。它的實現，需要聚變和裂變技術方面共同做很多努力。

4 結束語

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和高溫堆上燒釷。在將來快堆和熱中子堆同時發展與并存的階段，釷資源的利用是有希望的。此外，需要說明的是，由于缺乏相關的數據，對于任何使用釷基燃料的核能系統而言，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電成本結構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