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(chǔ)量少的現(xiàn)狀，著重對(duì)一種新的、儲(chǔ)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(jìn)行了介紹，著重對(duì)釷在各種堆型中的利用潛力進(jìn)行了分析，為未來(lái)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(yīng)堆；燃料

人類為滿足能源需求，對(duì)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(diǎn)，但安全性和核廢料的處置兩大問(wèn)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(chǔ)量?jī)H可供人們使用50到70年。

與傳統(tǒng)核燃料鈾相比，釷的儲(chǔ)量更加豐富，約為鈾的3～4倍，且更易進(jìn)行濃縮與提練，在發(fā)電過(guò)程中也只產(chǎn)生相當(dāng)于傳統(tǒng)核電站0.6%的輻射垃圾，核廢料存放時(shí)間遠(yuǎn)小于鈾核電站，因此更容易處理。此外，使用鈾作為核燃料會(huì)產(chǎn)生大量可用來(lái)制造核武器的钚，而釷能核電系統(tǒng)則只會(huì)產(chǎn)生極少量的钚，所以在確保核不擴(kuò)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(guò)兩個(gè)核反應(yīng)能生成可直接作為反應(yīng)堆燃料的易裂變核素U233，轉(zhuǎn)化過(guò)程如下：

90Th232+0n1→90Th233+γ（中子吸收過(guò)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(jiàn)隨著鈾礦的逐漸消耗，釷可能會(huì)成為重要的能源來(lái)源。

2 釷作為核燃料的優(yōu)勢(shì)

釷除了具有儲(chǔ)量大更安全等優(yōu)點(diǎn)，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(yīng)特性

由表1可見(jiàn)：（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(shí)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(yīng)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(shì)。

3 各種堆型的釷利用潛力分析

本節(jié)對(duì)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(jìn)行了詳細(xì)的分析，具體情況如下。

3.1 輕水堆

當(dāng)前關(guān)于輕水堆的釷燃料循環(huán)研究中，釷基燃料組件設(shè)計(jì)幾乎都是種子-再生組件結(jié)構(gòu)或是其衍生設(shè)計(jì)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(lái)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(shí)行一次通過(guò)式的燃料循環(huán)方式。雖然釷燃料循環(huán)具有很多優(yōu)點(diǎn)，但研究表明，當(dāng)前的輕水堆核電站燒釷仍不成熟，存在較多問(wèn)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(guò)”的燃料循環(huán)方式，將導(dǎo)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(huì)造成嚴(yán)重的資源浪費(fèi)。因此，最好進(jìn)行“閉式”燃料循環(huán)，但釷燃料循環(huán)中的強(qiáng)γ輻射會(huì)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(shè)計(jì)給組件制造帶來(lái)困難，并使堆芯比通常的堆芯布置更加復(fù)雜，給燃料管理帶來(lái)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(jì)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(dǎo)致了釷燃料循環(huán)對(duì)當(dāng)前的輕水堆核電站沒(méi)有較大的吸引力。

3.2 重水堆

目前國(guó)內(nèi)外關(guān)于重水堆的釷燃料循環(huán)研究，其組件設(shè)計(jì)基本也都是采用種子-再生燃料組件結(jié)構(gòu)。存在的問(wèn)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(dá)到更高的轉(zhuǎn)換比（超過(guò)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(duì)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(diǎn)對(duì)釷資源的利用很重要。因?yàn)閁233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(yīng)堆內(nèi)實(shí)現(xiàn)這一過(guò)程。

此外，ThO2比UO2具有更好的化學(xué)和輻照穩(wěn)定性、更高的熱導(dǎo)率、更低的熱膨脹系數(shù)，這些優(yōu)勢(shì)使得釷基高溫堆具有更好的運(yùn)行性能，有助于燃耗的提高[2]。通過(guò)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(lái)充分發(fā)揮其在熱中子譜條件下的優(yōu)勢(shì)。

3.5 加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)、熔鹽堆和聚變-裂變混合堆

加速器驅(qū)動(dòng)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(yīng)堆技術(shù)都不成熟，因此沒(méi)有哪個(gè)堆型是應(yīng)該優(yōu)先發(fā)展的堆型。加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)必須首先解決加速器及其整個(gè)系統(tǒng)的長(zhǎng)期穩(wěn)定可靠運(yùn)行及其可維護(hù)性等一系列具有挑戰(zhàn)性的問(wèn)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(shí)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(guó)、俄羅斯、美國(guó)和OECD等都在重新研究和評(píng)估釷燃料在熔鹽堆中的應(yīng)用。但熔鹽堆燃料回路的高放射性帶來(lái)的維修問(wèn)題，設(shè)備和管路的腐蝕等問(wèn)題，需要進(jìn)一步解決[3]。

聚變-裂變混合堆的實(shí)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(yīng)該指出，混合堆的技術(shù)遠(yuǎn)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(shè)計(jì)階段。它的實(shí)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(yǔ)

原則上任何一種堆型都可以燒釷，在所有的熱中子反應(yīng)堆中，只有高溫堆的燃料能達(dá)到很高的燃耗。當(dāng)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(lái)快堆和熱中子堆同時(shí)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(shuō)明的是，由于缺乏相關(guān)的數(shù)據(jù)，對(duì)于任何使用釷基燃料的核能系統(tǒng)而言，進(jìn)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(fèi)用在整個(gè)發(fā)電成本結(jié)構(gòu)中所占的比重將比較小，與鈾燃料費(fèi)用相當(dāng)甚至更低。

參考文獻(xiàn)

[1]顧忠茂.釷資源的核能利用問(wèn)題探討[J].核科學(xué)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(jiǎn)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(chǔ)量少的現(xiàn)狀，著重對(duì)一種新的、儲(chǔ)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(jìn)行了介紹，著重對(duì)釷在各種堆型中的利用潛力進(jìn)行了分析，為未來(lái)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(yīng)堆；燃料

人類為滿足能源需求，對(duì)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(diǎn)，但安全性和核廢料的處置兩大問(wèn)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(chǔ)量?jī)H可供人們使用50到70年。

與傳統(tǒng)核燃料鈾相比，釷的儲(chǔ)量更加豐富，約為鈾的3～4倍，且更易進(jìn)行濃縮與提練，在發(fā)電過(guò)程中也只產(chǎn)生相當(dāng)于傳統(tǒng)核電站0.6%的輻射垃圾，核廢料存放時(shí)間遠(yuǎn)小于鈾核電站，因此更容易處理。此外，使用鈾作為核燃料會(huì)產(chǎn)生大量可用來(lái)制造核武器的钚，而釷能核電系統(tǒng)則只會(huì)產(chǎn)生極少量的钚，所以在確保核不擴(kuò)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(guò)兩個(gè)核反應(yīng)能生成可直接作為反應(yīng)堆燃料的易裂變核素U233，轉(zhuǎn)化過(guò)程如下：

90Th232+0n1→90Th233+γ（中子吸收過(guò)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(jiàn)隨著鈾礦的逐漸消耗，釷可能會(huì)成為重要的能源來(lái)源。

2 釷作為核燃料的優(yōu)勢(shì)

釷除了具有儲(chǔ)量大更安全等優(yōu)點(diǎn)，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(yīng)特性

由表1可見(jiàn)：（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(shí)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(yīng)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(shì)。

3 各種堆型的釷利用潛力分析

本節(jié)對(duì)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(jìn)行了詳細(xì)的分析，具體情況如下。

3.1 輕水堆

當(dāng)前關(guān)于輕水堆的釷燃料循環(huán)研究中，釷基燃料組件設(shè)計(jì)幾乎都是種子-再生組件結(jié)構(gòu)或是其衍生設(shè)計(jì)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(lái)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(shí)行一次通過(guò)式的燃料循環(huán)方式。雖然釷燃料循環(huán)具有很多優(yōu)點(diǎn)，但研究表明，當(dāng)前的輕水堆核電站燒釷仍不成熟，存在較多問(wèn)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(guò)”的燃料循環(huán)方式，將導(dǎo)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(huì)造成嚴(yán)重的資源浪費(fèi)。因此，最好進(jìn)行“閉式”燃料循環(huán)，但釷燃料循環(huán)中的強(qiáng)γ輻射會(huì)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(shè)計(jì)給組件制造帶來(lái)困難，并使堆芯比通常的堆芯布置更加復(fù)雜，給燃料管理帶來(lái)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(jì)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(dǎo)致了釷燃料循環(huán)對(duì)當(dāng)前的輕水堆核電站沒(méi)有較大的吸引力。

3.2 重水堆

目前國(guó)內(nèi)外關(guān)于重水堆的釷燃料循環(huán)研究，其組件設(shè)計(jì)基本也都是采用種子-再生燃料組件結(jié)構(gòu)。存在的問(wèn)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(dá)到更高的轉(zhuǎn)換比（超過(guò)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(duì)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(diǎn)對(duì)釷資源的利用很重要。因?yàn)閁233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(yīng)堆內(nèi)實(shí)現(xiàn)這一過(guò)程。

此外，ThO2比UO2具有更好的化學(xué)和輻照穩(wěn)定性、更高的熱導(dǎo)率、更低的熱膨脹系數(shù)，這些優(yōu)勢(shì)使得釷基高溫堆具有更好的運(yùn)行性能，有助于燃耗的提高[2]。通過(guò)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(lái)充分發(fā)揮其在熱中子譜條件下的優(yōu)勢(shì)。

3.5 加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)、熔鹽堆和聚變-裂變混合堆

加速器驅(qū)動(dòng)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(yīng)堆技術(shù)都不成熟，因此沒(méi)有哪個(gè)堆型是應(yīng)該優(yōu)先發(fā)展的堆型。加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)必須首先解決加速器及其整個(gè)系統(tǒng)的長(zhǎng)期穩(wěn)定可靠運(yùn)行及其可維護(hù)性等一系列具有挑戰(zhàn)性的問(wèn)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(shí)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(guó)、俄羅斯、美國(guó)和OECD等都在重新研究和評(píng)估釷燃料在熔鹽堆中的應(yīng)用。但熔鹽堆燃料回路的高放射性帶來(lái)的維修問(wèn)題，設(shè)備和管路的腐蝕等問(wèn)題，需要進(jìn)一步解決[3]。

聚變-裂變混合堆的實(shí)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(yīng)該指出，混合堆的技術(shù)遠(yuǎn)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(shè)計(jì)階段。它的實(shí)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(yǔ)

原則上任何一種堆型都可以燒釷，在所有的熱中子反應(yīng)堆中，只有高溫堆的燃料能達(dá)到很高的燃耗。當(dāng)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(lái)快堆和熱中子堆同時(shí)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(shuō)明的是，由于缺乏相關(guān)的數(shù)據(jù)，對(duì)于任何使用釷基燃料的核能系統(tǒng)而言，進(jìn)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(fèi)用在整個(gè)發(fā)電成本結(jié)構(gòu)中所占的比重將比較小，與鈾燃料費(fèi)用相當(dāng)甚至更低。

參考文獻(xiàn)

[1]顧忠茂.釷資源的核能利用問(wèn)題探討[J].核科學(xué)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(jiǎn)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(chǔ)量少的現(xiàn)狀，著重對(duì)一種新的、儲(chǔ)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(jìn)行了介紹，著重對(duì)釷在各種堆型中的利用潛力進(jìn)行了分析，為未來(lái)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(yīng)堆；燃料

人類為滿足能源需求，對(duì)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(diǎn)，但安全性和核廢料的處置兩大問(wèn)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(chǔ)量?jī)H可供人們使用50到70年。

與傳統(tǒng)核燃料鈾相比，釷的儲(chǔ)量更加豐富，約為鈾的3～4倍，且更易進(jìn)行濃縮與提練，在發(fā)電過(guò)程中也只產(chǎn)生相當(dāng)于傳統(tǒng)核電站0.6%的輻射垃圾，核廢料存放時(shí)間遠(yuǎn)小于鈾核電站，因此更容易處理。此外，使用鈾作為核燃料會(huì)產(chǎn)生大量可用來(lái)制造核武器的钚，而釷能核電系統(tǒng)則只會(huì)產(chǎn)生極少量的钚，所以在確保核不擴(kuò)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(guò)兩個(gè)核反應(yīng)能生成可直接作為反應(yīng)堆燃料的易裂變核素U233，轉(zhuǎn)化過(guò)程如下：

90Th232+0n1→90Th233+γ（中子吸收過(guò)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(jiàn)隨著鈾礦的逐漸消耗，釷可能會(huì)成為重要的能源來(lái)源。

2 釷作為核燃料的優(yōu)勢(shì)

釷除了具有儲(chǔ)量大更安全等優(yōu)點(diǎn)，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(yīng)特性

由表1可見(jiàn)：（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(shí)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(yīng)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(shì)。

3 各種堆型的釷利用潛力分析

本節(jié)對(duì)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(jìn)行了詳細(xì)的分析，具體情況如下。

3.1 輕水堆

當(dāng)前關(guān)于輕水堆的釷燃料循環(huán)研究中，釷基燃料組件設(shè)計(jì)幾乎都是種子-再生組件結(jié)構(gòu)或是其衍生設(shè)計(jì)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(lái)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(shí)行一次通過(guò)式的燃料循環(huán)方式。雖然釷燃料循環(huán)具有很多優(yōu)點(diǎn)，但研究表明，當(dāng)前的輕水堆核電站燒釷仍不成熟，存在較多問(wèn)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(guò)”的燃料循環(huán)方式，將導(dǎo)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(huì)造成嚴(yán)重的資源浪費(fèi)。因此，最好進(jìn)行“閉式”燃料循環(huán)，但釷燃料循環(huán)中的強(qiáng)γ輻射會(huì)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(shè)計(jì)給組件制造帶來(lái)困難，并使堆芯比通常的堆芯布置更加復(fù)雜，給燃料管理帶來(lái)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(jì)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(dǎo)致了釷燃料循環(huán)對(duì)當(dāng)前的輕水堆核電站沒(méi)有較大的吸引力。

3.2 重水堆

目前國(guó)內(nèi)外關(guān)于重水堆的釷燃料循環(huán)研究，其組件設(shè)計(jì)基本也都是采用種子-再生燃料組件結(jié)構(gòu)。存在的問(wèn)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(dá)到更高的轉(zhuǎn)換比（超過(guò)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(duì)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(diǎn)對(duì)釷資源的利用很重要。因?yàn)閁233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(yīng)堆內(nèi)實(shí)現(xiàn)這一過(guò)程。

此外，ThO2比UO2具有更好的化學(xué)和輻照穩(wěn)定性、更高的熱導(dǎo)率、更低的熱膨脹系數(shù)，這些優(yōu)勢(shì)使得釷基高溫堆具有更好的運(yùn)行性能，有助于燃耗的提高[2]。通過(guò)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(lái)充分發(fā)揮其在熱中子譜條件下的優(yōu)勢(shì)。

3.5 加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)、熔鹽堆和聚變-裂變混合堆

加速器驅(qū)動(dòng)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(yīng)堆技術(shù)都不成熟，因此沒(méi)有哪個(gè)堆型是應(yīng)該優(yōu)先發(fā)展的堆型。加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)必須首先解決加速器及其整個(gè)系統(tǒng)的長(zhǎng)期穩(wěn)定可靠運(yùn)行及其可維護(hù)性等一系列具有挑戰(zhàn)性的問(wèn)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(shí)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(guó)、俄羅斯、美國(guó)和OECD等都在重新研究和評(píng)估釷燃料在熔鹽堆中的應(yīng)用。但熔鹽堆燃料回路的高放射性帶來(lái)的維修問(wèn)題，設(shè)備和管路的腐蝕等問(wèn)題，需要進(jìn)一步解決[3]。

聚變-裂變混合堆的實(shí)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(yīng)該指出，混合堆的技術(shù)遠(yuǎn)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(shè)計(jì)階段。它的實(shí)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(yǔ)

原則上任何一種堆型都可以燒釷，在所有的熱中子反應(yīng)堆中，只有高溫堆的燃料能達(dá)到很高的燃耗。當(dāng)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(lái)快堆和熱中子堆同時(shí)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(shuō)明的是，由于缺乏相關(guān)的數(shù)據(jù)，對(duì)于任何使用釷基燃料的核能系統(tǒng)而言，進(jìn)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(fèi)用在整個(gè)發(fā)電成本結(jié)構(gòu)中所占的比重將比較小，與鈾燃料費(fèi)用相當(dāng)甚至更低。

參考文獻(xiàn)

[1]顧忠茂.釷資源的核能利用問(wèn)題探討[J].核科學(xué)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(jiǎn)介：宋旺旺（1991-），女。endprint