钍与核能

宋旺旺+++邓海军+++甘霖+++石慧

摘 要：文章基于核电所面临的安全性、核废料处置及铀储量少的现状，着重对一种新的、储量更丰富、能代替铀作核燃料且更安全、产生的辐射垃圾更少的元素钍进行了介绍，着重对钍在各种堆型中的利用潜力进行了分析，为未来核电能更持久的发展提供了一种新的选择。

关键词：钍；反应堆；燃料

人类为满足能源需求，对铀和钚核电技术的研究已有六七十年。虽然核电有其不可替代的优点，但安全性和核废料的处置两大问题一直引起广泛关注，而且研究表明，如果核电技术得不到提高的话，目前全球的铀储量仅可供人们使用50到70年。

与传统核燃料铀相比，钍的储量更加丰富，约为铀的3～4倍，且更易进行浓缩与提练，在发电过程中也只产生相当于传统核电站0.6%的辐射垃圾，核废料存放时间远小于铀核电站，因此更容易处理。此外，使用铀作为核燃料会产生大量可用来制造核武器的钚，而钍能核电系统则只会产生极少量的钚，所以在确保核不扩散方面更具保障性，钍能核电系统也因此可能成为和平利用核能的最佳选择。

1 钍可作为核燃料的依据

Th232虽然不是易裂变材料，但它通过两个核反应能生成可直接作为反应堆燃料的易裂变核素U233，转化过程如下：

90Th232+0n1→90Th233+γ（中子吸收过程）

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

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

可见随着铀矿的逐渐消耗，钍可能会成为重要的能源来源。

2 钍作为核燃料的优势

钍除了具有储量大更安全等优点，还具有良好的核性质，如表1所示[1]。

表1 钍、铀、钚重要同位素的核反应特性

由表1可见：（1）Th232的热中子俘获截面将近U238的3倍，所以在热堆中，钍/铀燃料转换率要明显大于铀/钚燃料转换的效率。（2）在热中子区，U233的有效裂变中子数比Pu239大，意味着钍在热堆中可实现较高的燃耗。（3）快堆中Th232的裂变截面比U238低，而且在快中子谱条件下，Pu239有效裂变中子数比U233大。但Th232的快中子俘获截面比U238略高，所以Th232比较适合于在快堆中转化为U233，经处理分离，U233应在热堆中燃烧，以充分发挥其在热中子谱条件下的优势。

3 各种堆型的钍利用潜力分析

本节对轻水堆、重水堆、高温气冷堆、快中子堆、ADS、熔盐堆和聚变-裂变混合堆等各种堆型利用钍的潜力进行了详细的分析，具体情况如下。

3.1 轻水堆

当前关于轻水堆的钍燃料循环研究中，钍基燃料组件设计几乎都是种子-再生组件结构或是其衍生设计形式。这些燃料组件中，中心区的种子燃料元件采用富集度较高的UO2或Pu239的混合燃料来提供中子。外部再生区的元件棒一般采用ThO2棒或ThO2和UO2的混合物，Th232吸收种子区提供的中子后生成U233并就地裂变，即实行一次通过式的燃料循环方式。虽然钍燃料循环具有很多优点，但研究表明，当前的轻水堆核电站烧钍仍不成熟，存在较多问题。具体表现在以下几方面：（1）在传统的轻水堆核电站上烧钍并不能较多地节省易裂变燃料。（2）“一次通过”的燃料循环方式，将导致需处置的乏燃料体积大大增加；另一方面，乏燃料中还有大量未被利用的U233和Th232，这会造成严重的资源浪费。因此，最好进行“闭式”燃料循环，但钍燃料循环中的强γ辐射会给U233燃料的加工和后处理造成很大的障碍。（3）钍燃料循环的种子-再生燃料组件设计给组件制造带来困难，并使堆芯比通常的堆芯布置更加复杂，给燃料管理带来了较大的挑战。

因此，轻水堆利用钍燃料循环在节省天然铀、经济性能和后处理方面并不优于传统的铀钚燃料循环，这导致了钍燃料循环对当前的轻水堆核电站没有较大的吸引力。

3.2 重水堆

目前国内外关于重水堆的钍燃料循环研究，其组件设计基本也都是采用种子-再生燃料组件结构。存在的问题与轻水堆基本相同。

3.3 高温气冷堆

研究表明，高温气冷堆是利用钍资源的一种优良堆型。一方面，高温气冷堆采用石墨作慢化剂、包壳和堆芯结构材料，使得堆芯具有良好的中子特性。IAEA的研究表明，高温气冷堆烧钍可以达到更高的转换比（超过0.8），而且与轻水堆利用钍比较，可节约天然铀50%，分离功也可节约50%。

另一方面，高温气冷堆对于采用各种燃料循环都具有很大的灵活性。它可以采用低浓铀钚燃料循环，也可采用铀钍循环，这一特点对钍资源的利用很重要。因为U233在自然界不存在，所以在钍铀燃料循环初必须先采用U235作为燃料。高温气冷堆可以在同一座反应堆内实现这一过程。

此外，ThO2比UO2具有更好的化学和辐照稳定性、更高的热导率、更低的热膨胀系数，这些优势使得钍基高温堆具有更好的运行性能，有助于燃耗的提高[2]。通过以上分析可以看出：高温堆是采用钍燃料循环的理想堆型。

3.4 快中子堆

表1中的结论3表明，可利用快堆增殖层辐照钍，用于生产U233，再将U233放在热堆中燃烧来充分发挥其在热中子谱条件下的优势。

3.5 加速器驱动次临界系统、熔盐堆和聚变-裂变混合堆

加速器驱动次临界系统、熔盐堆和聚变-裂变混合堆是钍资源利用的理想途径。但是由于这几种反应堆技术都不成熟，因此没有哪个堆型是应该优先发展的堆型。加速器驱动次临界系统必须首先解决加速器及其整个系统的长期稳定可靠运行及其可维护性等一系列具有挑战性的问题。熔盐堆将易裂变和可转换材料融于氟化物熔盐中作为燃料和冷却剂，它也被列入第四代核能系统的候选堆型之一。熔盐堆可实现在线后处理，去除熔盐中的裂变产物，并不断地在熔盐中添加钍。最近几年，法国、俄罗斯、美国和OECD等都在重新研究和评估钍燃料在熔盐堆中的应用。但熔盐堆燃料回路的高放射性带来的维修问题，设备和管路的腐蚀等问题，需要进一步解决[3]。

聚变-裂变混合堆的实现将和快堆一样是解决核能发展中核燃料短缺以及提前利用聚变能的一种有效方式。然而应该指出，混合堆的技术远不如快堆成熟，目前仅仅停留在工业可行性论证和概念设计阶段。它的实现，需要聚变和裂变技术方面共同做很多努力。

4 结束语

原则上任何一种堆型都可以烧钍，在所有的热中子反应堆中，只有高温堆的燃料能达到很高的燃耗。当前钍资源利用的有效途径是在快堆上生产和高温堆上烧钍。在将来快堆和热中子堆同时发展与并存的阶段，钍资源的利用是有希望的。此外，需要说明的是，由于缺乏相关的数据，对于任何使用钍基燃料的核能系统而言，进行有意义的成本估算几乎是不可能的。但可以明确的是，钍基燃料费用在整个发电成本结构中所占的比重将比较小，与铀燃料费用相当甚至更低。

参考文献

[1]顾忠茂.钍资源的核能利用问题探讨[J].核科学与工程，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，张春明.熔盐堆的安全性介绍[J].核安全，2011，3：73-77.

作者简介：宋旺旺（1991-），女。endprint

摘 要：文章基于核电所面临的安全性、核废料处置及铀储量少的现状，着重对一种新的、储量更丰富、能代替铀作核燃料且更安全、产生的辐射垃圾更少的元素钍进行了介绍，着重对钍在各种堆型中的利用潜力进行了分析，为未来核电能更持久的发展提供了一种新的选择。

关键词：钍；反应堆；燃料

人类为满足能源需求，对铀和钚核电技术的研究已有六七十年。虽然核电有其不可替代的优点，但安全性和核废料的处置两大问题一直引起广泛关注，而且研究表明，如果核电技术得不到提高的话，目前全球的铀储量仅可供人们使用50到70年。

与传统核燃料铀相比，钍的储量更加丰富，约为铀的3～4倍，且更易进行浓缩与提练，在发电过程中也只产生相当于传统核电站0.6%的辐射垃圾，核废料存放时间远小于铀核电站，因此更容易处理。此外，使用铀作为核燃料会产生大量可用来制造核武器的钚，而钍能核电系统则只会产生极少量的钚，所以在确保核不扩散方面更具保障性，钍能核电系统也因此可能成为和平利用核能的最佳选择。

1 钍可作为核燃料的依据

Th232虽然不是易裂变材料，但它通过两个核反应能生成可直接作为反应堆燃料的易裂变核素U233，转化过程如下：

90Th232+0n1→90Th233+γ（中子吸收过程）

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

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

可见随着铀矿的逐渐消耗，钍可能会成为重要的能源来源。

2 钍作为核燃料的优势

钍除了具有储量大更安全等优点，还具有良好的核性质，如表1所示[1]。

表1 钍、铀、钚重要同位素的核反应特性

由表1可见：（1）Th232的热中子俘获截面将近U238的3倍，所以在热堆中，钍/铀燃料转换率要明显大于铀/钚燃料转换的效率。（2）在热中子区，U233的有效裂变中子数比Pu239大，意味着钍在热堆中可实现较高的燃耗。（3）快堆中Th232的裂变截面比U238低，而且在快中子谱条件下，Pu239有效裂变中子数比U233大。但Th232的快中子俘获截面比U238略高，所以Th232比较适合于在快堆中转化为U233，经处理分离，U233应在热堆中燃烧，以充分发挥其在热中子谱条件下的优势。

3 各种堆型的钍利用潜力分析

本节对轻水堆、重水堆、高温气冷堆、快中子堆、ADS、熔盐堆和聚变-裂变混合堆等各种堆型利用钍的潜力进行了详细的分析，具体情况如下。

3.1 轻水堆

当前关于轻水堆的钍燃料循环研究中，钍基燃料组件设计几乎都是种子-再生组件结构或是其衍生设计形式。这些燃料组件中，中心区的种子燃料元件采用富集度较高的UO2或Pu239的混合燃料来提供中子。外部再生区的元件棒一般采用ThO2棒或ThO2和UO2的混合物，Th232吸收种子区提供的中子后生成U233并就地裂变，即实行一次通过式的燃料循环方式。虽然钍燃料循环具有很多优点，但研究表明，当前的轻水堆核电站烧钍仍不成熟，存在较多问题。具体表现在以下几方面：（1）在传统的轻水堆核电站上烧钍并不能较多地节省易裂变燃料。（2）“一次通过”的燃料循环方式，将导致需处置的乏燃料体积大大增加；另一方面，乏燃料中还有大量未被利用的U233和Th232，这会造成严重的资源浪费。因此，最好进行“闭式”燃料循环，但钍燃料循环中的强γ辐射会给U233燃料的加工和后处理造成很大的障碍。（3）钍燃料循环的种子-再生燃料组件设计给组件制造带来困难，并使堆芯比通常的堆芯布置更加复杂，给燃料管理带来了较大的挑战。

因此，轻水堆利用钍燃料循环在节省天然铀、经济性能和后处理方面并不优于传统的铀钚燃料循环，这导致了钍燃料循环对当前的轻水堆核电站没有较大的吸引力。

3.2 重水堆

目前国内外关于重水堆的钍燃料循环研究，其组件设计基本也都是采用种子-再生燃料组件结构。存在的问题与轻水堆基本相同。

3.3 高温气冷堆

研究表明，高温气冷堆是利用钍资源的一种优良堆型。一方面，高温气冷堆采用石墨作慢化剂、包壳和堆芯结构材料，使得堆芯具有良好的中子特性。IAEA的研究表明，高温气冷堆烧钍可以达到更高的转换比（超过0.8），而且与轻水堆利用钍比较，可节约天然铀50%，分离功也可节约50%。

另一方面，高温气冷堆对于采用各种燃料循环都具有很大的灵活性。它可以采用低浓铀钚燃料循环，也可采用铀钍循环，这一特点对钍资源的利用很重要。因为U233在自然界不存在，所以在钍铀燃料循环初必须先采用U235作为燃料。高温气冷堆可以在同一座反应堆内实现这一过程。

此外，ThO2比UO2具有更好的化学和辐照稳定性、更高的热导率、更低的热膨胀系数，这些优势使得钍基高温堆具有更好的运行性能，有助于燃耗的提高[2]。通过以上分析可以看出：高温堆是采用钍燃料循环的理想堆型。

3.4 快中子堆

表1中的结论3表明，可利用快堆增殖层辐照钍，用于生产U233，再将U233放在热堆中燃烧来充分发挥其在热中子谱条件下的优势。

3.5 加速器驱动次临界系统、熔盐堆和聚变-裂变混合堆

加速器驱动次临界系统、熔盐堆和聚变-裂变混合堆是钍资源利用的理想途径。但是由于这几种反应堆技术都不成熟，因此没有哪个堆型是应该优先发展的堆型。加速器驱动次临界系统必须首先解决加速器及其整个系统的长期稳定可靠运行及其可维护性等一系列具有挑战性的问题。熔盐堆将易裂变和可转换材料融于氟化物熔盐中作为燃料和冷却剂，它也被列入第四代核能系统的候选堆型之一。熔盐堆可实现在线后处理，去除熔盐中的裂变产物，并不断地在熔盐中添加钍。最近几年，法国、俄罗斯、美国和OECD等都在重新研究和评估钍燃料在熔盐堆中的应用。但熔盐堆燃料回路的高放射性带来的维修问题，设备和管路的腐蚀等问题，需要进一步解决[3]。

聚变-裂变混合堆的实现将和快堆一样是解决核能发展中核燃料短缺以及提前利用聚变能的一种有效方式。然而应该指出，混合堆的技术远不如快堆成熟，目前仅仅停留在工业可行性论证和概念设计阶段。它的实现，需要聚变和裂变技术方面共同做很多努力。

4 结束语

原则上任何一种堆型都可以烧钍，在所有的热中子反应堆中，只有高温堆的燃料能达到很高的燃耗。当前钍资源利用的有效途径是在快堆上生产和高温堆上烧钍。在将来快堆和热中子堆同时发展与并存的阶段，钍资源的利用是有希望的。此外，需要说明的是，由于缺乏相关的数据，对于任何使用钍基燃料的核能系统而言，进行有意义的成本估算几乎是不可能的。但可以明确的是，钍基燃料费用在整个发电成本结构中所占的比重将比较小，与铀燃料费用相当甚至更低。

参考文献

[1]顾忠茂.钍资源的核能利用问题探讨[J].核科学与工程，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，张春明.熔盐堆的安全性介绍[J].核安全，2011，3：73-77.

作者简介：宋旺旺（1991-），女。endprint

摘 要：文章基于核电所面临的安全性、核废料处置及铀储量少的现状，着重对一种新的、储量更丰富、能代替铀作核燃料且更安全、产生的辐射垃圾更少的元素钍进行了介绍，着重对钍在各种堆型中的利用潜力进行了分析，为未来核电能更持久的发展提供了一种新的选择。

关键词：钍；反应堆；燃料

人类为满足能源需求，对铀和钚核电技术的研究已有六七十年。虽然核电有其不可替代的优点，但安全性和核废料的处置两大问题一直引起广泛关注，而且研究表明，如果核电技术得不到提高的话，目前全球的铀储量仅可供人们使用50到70年。

与传统核燃料铀相比，钍的储量更加丰富，约为铀的3～4倍，且更易进行浓缩与提练，在发电过程中也只产生相当于传统核电站0.6%的辐射垃圾，核废料存放时间远小于铀核电站，因此更容易处理。此外，使用铀作为核燃料会产生大量可用来制造核武器的钚，而钍能核电系统则只会产生极少量的钚，所以在确保核不扩散方面更具保障性，钍能核电系统也因此可能成为和平利用核能的最佳选择。

1 钍可作为核燃料的依据

Th232虽然不是易裂变材料，但它通过两个核反应能生成可直接作为反应堆燃料的易裂变核素U233，转化过程如下：

90Th232+0n1→90Th233+γ（中子吸收过程）

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

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

可见随着铀矿的逐渐消耗，钍可能会成为重要的能源来源。

2 钍作为核燃料的优势

钍除了具有储量大更安全等优点，还具有良好的核性质，如表1所示[1]。

表1 钍、铀、钚重要同位素的核反应特性

由表1可见：（1）Th232的热中子俘获截面将近U238的3倍，所以在热堆中，钍/铀燃料转换率要明显大于铀/钚燃料转换的效率。（2）在热中子区，U233的有效裂变中子数比Pu239大，意味着钍在热堆中可实现较高的燃耗。（3）快堆中Th232的裂变截面比U238低，而且在快中子谱条件下，Pu239有效裂变中子数比U233大。但Th232的快中子俘获截面比U238略高，所以Th232比较适合于在快堆中转化为U233，经处理分离，U233应在热堆中燃烧，以充分发挥其在热中子谱条件下的优势。

3 各种堆型的钍利用潜力分析

本节对轻水堆、重水堆、高温气冷堆、快中子堆、ADS、熔盐堆和聚变-裂变混合堆等各种堆型利用钍的潜力进行了详细的分析，具体情况如下。

3.1 轻水堆

当前关于轻水堆的钍燃料循环研究中，钍基燃料组件设计几乎都是种子-再生组件结构或是其衍生设计形式。这些燃料组件中，中心区的种子燃料元件采用富集度较高的UO2或Pu239的混合燃料来提供中子。外部再生区的元件棒一般采用ThO2棒或ThO2和UO2的混合物，Th232吸收种子区提供的中子后生成U233并就地裂变，即实行一次通过式的燃料循环方式。虽然钍燃料循环具有很多优点，但研究表明，当前的轻水堆核电站烧钍仍不成熟，存在较多问题。具体表现在以下几方面：（1）在传统的轻水堆核电站上烧钍并不能较多地节省易裂变燃料。（2）“一次通过”的燃料循环方式，将导致需处置的乏燃料体积大大增加；另一方面，乏燃料中还有大量未被利用的U233和Th232，这会造成严重的资源浪费。因此，最好进行“闭式”燃料循环，但钍燃料循环中的强γ辐射会给U233燃料的加工和后处理造成很大的障碍。（3）钍燃料循环的种子-再生燃料组件设计给组件制造带来困难，并使堆芯比通常的堆芯布置更加复杂，给燃料管理带来了较大的挑战。

因此，轻水堆利用钍燃料循环在节省天然铀、经济性能和后处理方面并不优于传统的铀钚燃料循环，这导致了钍燃料循环对当前的轻水堆核电站没有较大的吸引力。

3.2 重水堆

目前国内外关于重水堆的钍燃料循环研究，其组件设计基本也都是采用种子-再生燃料组件结构。存在的问题与轻水堆基本相同。

3.3 高温气冷堆

研究表明，高温气冷堆是利用钍资源的一种优良堆型。一方面，高温气冷堆采用石墨作慢化剂、包壳和堆芯结构材料，使得堆芯具有良好的中子特性。IAEA的研究表明，高温气冷堆烧钍可以达到更高的转换比（超过0.8），而且与轻水堆利用钍比较，可节约天然铀50%，分离功也可节约50%。

另一方面，高温气冷堆对于采用各种燃料循环都具有很大的灵活性。它可以采用低浓铀钚燃料循环，也可采用铀钍循环，这一特点对钍资源的利用很重要。因为U233在自然界不存在，所以在钍铀燃料循环初必须先采用U235作为燃料。高温气冷堆可以在同一座反应堆内实现这一过程。

此外，ThO2比UO2具有更好的化学和辐照稳定性、更高的热导率、更低的热膨胀系数，这些优势使得钍基高温堆具有更好的运行性能，有助于燃耗的提高[2]。通过以上分析可以看出：高温堆是采用钍燃料循环的理想堆型。

3.4 快中子堆

表1中的结论3表明，可利用快堆增殖层辐照钍，用于生产U233，再将U233放在热堆中燃烧来充分发挥其在热中子谱条件下的优势。

3.5 加速器驱动次临界系统、熔盐堆和聚变-裂变混合堆

加速器驱动次临界系统、熔盐堆和聚变-裂变混合堆是钍资源利用的理想途径。但是由于这几种反应堆技术都不成熟，因此没有哪个堆型是应该优先发展的堆型。加速器驱动次临界系统必须首先解决加速器及其整个系统的长期稳定可靠运行及其可维护性等一系列具有挑战性的问题。熔盐堆将易裂变和可转换材料融于氟化物熔盐中作为燃料和冷却剂，它也被列入第四代核能系统的候选堆型之一。熔盐堆可实现在线后处理，去除熔盐中的裂变产物，并不断地在熔盐中添加钍。最近几年，法国、俄罗斯、美国和OECD等都在重新研究和评估钍燃料在熔盐堆中的应用。但熔盐堆燃料回路的高放射性带来的维修问题，设备和管路的腐蚀等问题，需要进一步解决[3]。

聚变-裂变混合堆的实现将和快堆一样是解决核能发展中核燃料短缺以及提前利用聚变能的一种有效方式。然而应该指出，混合堆的技术远不如快堆成熟，目前仅仅停留在工业可行性论证和概念设计阶段。它的实现，需要聚变和裂变技术方面共同做很多努力。

4 结束语

原则上任何一种堆型都可以烧钍，在所有的热中子反应堆中，只有高温堆的燃料能达到很高的燃耗。当前钍资源利用的有效途径是在快堆上生产和高温堆上烧钍。在将来快堆和热中子堆同时发展与并存的阶段，钍资源的利用是有希望的。此外，需要说明的是，由于缺乏相关的数据，对于任何使用钍基燃料的核能系统而言，进行有意义的成本估算几乎是不可能的。但可以明确的是，钍基燃料费用在整个发电成本结构中所占的比重将比较小，与铀燃料费用相当甚至更低。

参考文献

[1]顾忠茂.钍资源的核能利用问题探讨[J].核科学与工程，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，张春明.熔盐堆的安全性介绍[J].核安全，2011，3：73-77.

作者简介：宋旺旺（1991-），女。endprint