我国钍燃料循环发展研究
核燃料循环技术的进展与展望
核燃料循环技术的进展与展望一、引言核燃料循环技术是发展核能产业，提高核能利用率的重要途径，近年来得到了国际上广泛的关注和研究。
本文从核燃料循环技术的进展和展望两个方面进行探讨。
二、核燃料循环技术的定义与作用核燃料循环技术是指在核能利用过程中，对核燃料进行再利用或处理的过程，也称为“核燃料后处理”技术。
其作用主要有以下几点：1.提高核燃料利用率。
通过再利用、处理废弃核燃料，可以使废弃核燃料中的未反应核燃料得到更多的利用。
2.减少核废料的产生量。
废弃核燃料中含有很多有价值的未反应核燃料和可分离的放射性核素，经过处理后，这些物质可以被提取出来再利用，从而减少核废料的产生。
3.寻找更好的储存方式。
通过对核燃料的处理，可以将其转化为更稳定的形式，便于长期储存和管理。
三、核燃料循环技术的发展历程核燃料循环技术的发展历程可以分为以下几个阶段：1.化学回收阶段。
20世纪50年代，欧美国家开始对废弃核燃料进行处理和再利用，首先采用的是化学回收技术。
该技术通过钍、铀和钚的分离回收，处理出一些用于制备新的核燃料的物质。
2.全物理循环阶段。
20世纪60年代，采用全物理循环技术可以将废弃核燃料中未反应的核燃料直接再利用。
该技术的难点在于将未反应的核燃料分离出来，这需要高度纯度的技术支持。
3.混合物理化学循环阶段。
20世纪70年代，混合物理化学循环技术的出现，使回收和再利用废弃核燃料的效率得以提高。
该技术先通过化学方法回收有价值的物质，再用物理方法对其中的未反应核燃料进行分离回收。
4.热力学模型优化阶段。
21世纪初期，随着热力学模型研究的进展，核燃料再利用技术得到了加强和推广。
热力学模型可以帮助研究人员更全面的了解核燃料在循环和再利用过程中的性质，从而制定更优化的处理方案。
四、核燃料循环技术的研究进展1.中国的快中子增殖堆技术。
近年来，中国在快中子增殖堆技术方面取得了显著进展。
快中子增殖堆可以利用天然铀等中子资源，实现核燃料的重复利用，避免了核废料带来的压力。
钍的核能利用研究_c1aad360_9d31_4fd3_b5e0_431756c
顾与展望 １ 国外钍的核能利用研究的回顾与展望
国际上钍的核能利用的研究开发， 大体 上可以分为 ３ 个阶段：
上世纪 ６０—７０ 年代： 由于核电站的快 速发展， 为扩大核燃料的供应来源， 美、欧等 发达国家对钍的利用开展了大量的研究开 发。７０ 年代的石油危机， 更促进了核能的发 展。在此期间， 美国、日本、印度、英国、加拿 大等国在不同程度上， 在各种实验堆和动力 堆中使用过钍燃料。
能用钍问题进行认真的可行性研究。对钍7 （转至 ３０２ 页）
２００７ 年 ． 第 ２２ 卷 ． 第 ４ 期 ３０５
政策与管理研究
Ｐ ｏｌｉｃｙ ＆ Ｍａ ｎａ ｇｅ ｍｅ ｎｔ Ｒｅ ｓ ｅ ａ ｒｃｈ
长期处于比较分散的科学管理格局， 往往导 致任何单一行政部门难以深入研究跨部门 的 国 家 层 面 的 宏 观 环 境 问 题 。中 科 院 虽 有 长 期的环境基础和应用研究的知识积累与队 伍 ， 有 多 学 科 交 叉 与 综 合 、不 受 部 门 利 益 制 约 、客 观 公 正 的 优 势 ， 但 由 于 国 家 体 制 机 制 的原因， 我院开展环境研究的相关支撑条件
钍基燃料对各种堆型的适应性较好， 世 界各国对钍基燃料的研究开发经验表明， 钍 基燃料可在现有的各种热堆中使用， 无需对 现有反应堆的燃料组件和堆芯几何尺寸及 相应的结构材料等做重大改变。
２００７ 年 ． 第 ２２ 卷 ． 第 ４ 期 ３０３
院士与学部
ＣＡＳ Ｍｅ ｍｂｅ ｒｓ ＆ Ａｃａ ｄｅ ｍｉｃ Ｄｉｖｉｓ ｉｏｎｓ
功率堆实验； 压水堆中进钍方式的理论探
２ 我国钍的核能利用研究的回顾与展望
讨。
我国早在 １９６５ 年在上海嘉定曾召开全
综上所述， 我国钍的核能利用已有一定
钍基先进CANDU堆燃料循环方式研究
行 的方 案 。Ｏ ＴＴ方 案 在 Ｃ ＡＮＤ 堆 中有 两 种 Ｕ 实现 途径 ［ ： ）混 合 堆 芯 方案 ， 部 分 燃料 通 】１ ］ 大 道装 驱动燃 料 ＵＯ ， 小部 分 通道 内装 Ｔ Ｏ ； 在 ｈ ２ ）混合 棒束方 案 ， 棒束 内部 同时布 置钍 棒 和 在
钍 基 先进 Ｃ ＤＵ堆燃 料循 环 方 式 研 究 ＡＮ
申 王永刚 ， 侃 ， 世飞 ， 王 胡永明 ， 刘勇进
（．清 华 大 学 工程 物 理 系 ， 京 １ 北 １ ０ ８ ；．清华 大学 核 能 与 新 能 源 技术 研 究 院 ， 京 ００４２ 北 １０ ８ ） ０ ０ ４
摘 要 ： 钍 基 先 进 Ｃ Ｄ 堆 的概 念 设 计 中 ， 在 ＡＮ Ｕ 钍燃 料 的循 环 利 用方 式 是 一 重 要 问题 。文 章 采 用 中 心 两 圈 为 钍 燃 料 、 面 两 圈为 稍 加 浓 缩 铀 燃料 的 Ｃ 外 ＡＮＦ Ｅ Ｌ Ｘ燃 料 棒 束 ， 过 对 燃 料 棒 束 栅 元 物 理 特 性 的研 究 ， 通 提 出 了一 套 切实 可行 的直 接 自身 再 循 环 的燃 料 棒 束 循 环 方 案 。
本 工作 采用混 合棒 束方案 中的直接 自身再
用轻 水冷 却 ， 重水慢化 ， 着重 考虑钍 燃料 的应用
和钍 燃料循 环 。 由于对 钍燃料 的 回收再循 环 的研 究 目前 尚
循 环 方式 。在该方 式 中 ， ｈ燃 料棒 束在 经过 １ Ｔ
个 辐照 循环后 ， 将原 有 的 Ｔ ｈ棒束 拆 卸 下来 ， 静 置 一 段 时 间 ， 其 中 的船 Ｐ 让 。 ａ尽 可 能 地 转 化 为 船 Ｕ， 。 直接 与新 的 Ｓ Ｕ（ 加 浓缩 铀 ） 料 棒再 Ｅ 稍 燃
CANDU堆内钍-铀增殖循环初步研究
（— ２ ３）
压 力 管 外 半径 ／ｍ ｃ 排 管 内半 径／ｍ ｃ 排 管 外 半 径／ｍ ｃ
栅 距 ／ｍ ｃ
２ 一
施建 锋 ， 光 文 ， 波 ： Ａ Ｕ堆 内钍一 增 殖 循 环 初 步 研 究 毕 杨 Ｃ Ｎ Ｄ 铀
３ １ 初始ａＵ含量 对增 殖性 能的 影 响 ． ａ
棒 束在 堆 内辐照 寿期 的初 、 、 。 中 末 由图２ ２ 知 ， —可
对 于典 型 的Ｃ Ｎ Ｕ ６ Ａ Ｄ 一 堆芯 ．不 同 的燃 耗 条件 下 中子 能谱 的差异 很小 ， 乎可 以忽 略 。 几
图３ １ Ａ Ｆ Ｅ 棒 束 的截 面示 意 图 — Ｃ Ｎ Ｌ Ｘ
表 ３ １ ＣＡ Ｆ Ｘ 束 的主 要 参 数 － Ｎ Ｉ 棒 Ｅ
５１８ ．６ ９ ５６ １ ．２ ０ ６ ４８ ． ７ ４ ６ ０２ ． ０ ６
２ ．７ ８５ ５
』 Ｔ３Ｅ Ｅｔ Ｅ ２（ ｌ ｈ２ ）（ ） ｄ
，
ＣＢＰＩ ＝
Ｊ （）（，ｄ 盯 Ｅ Ｅｔ Ｅ ）
这样 ， （— ） 式 ２ ２ 可表示 为 ：
一
ｒ Ｕ ３ ２３
料 栅 格 内转 换 或增 殖 的基本 规 律 ， 析 了实 现燃 分 料 增 殖 的基本 条件 。随后 ， 针对装 载 均匀 的ｆ ， ｍＵ
围 内 ， 具 有更 高 的 值 。 Ｕ
ｆ
Ｔ ） 料 的棒束 进 行 了一 系 列计 算 ，以分 析 在 ｈＯ 燃
不 同的初 始 Ｕ含量 和 功率水 平 下 ，反应 性 和 易 裂 变 核素 随燃 耗 的变 化 过程 。为 获 取初 始 的搦Ｕ 核素 ， 对外 层装 载低 富集 度Ｕ 内层装 载Ｔ Ｏ 的 Ｏ、 ｈ： 分 立 燃 料组 件 进 行 了直接 自身 再 循 环 的计 算 分 析。 最后 ， 于 以上理 论分 析 和计算 的结 果 ， 出 基 提
CANDU堆中铀-钍自持循环的研究
众 所 周 知 ， 黯 Ｕ 类 似 ， Ｕ 的 裂 变 截 面 与 。
比较大 ， 是一种很 好 的裂变 材料 ， 孙 Ｕ 在 自然 但 。 界 中并 不 存在 的 ， 过它 可 以 由天 然蕴 藏 量 比 不
将越来 越大 ， 天然 铀 的资 源非常 有 限， 作为 但 钍
可 转 化 为 核 燃 料 的 资 源 ， 一 种 核 能 发 展 的 潜 是 在 资 源 。 我 国 是 一 个 铀 矿 资 源 比 较 贫 乏 ， 钍 而 储 量 相 对 比较 丰 富 的 国 家 ［ 。 因 此 寻 找 一 条 高 效 的 钍 资 源 的利 用 途 径 对 于解 决 核 燃 料 的 短 缺
Ｊ ｎ ２ １ ｕ ． ０ ０
Ｃ ＡＮＤＵ 堆 中铀 一 自持 循 环 的 研 究 钍
王天磊 ， 李金鸿
（ ．中 同 程物 理 研 究 院北 京 研 究 生 部 ， 京 １ ０ ８ １ 北 ００ ８
２ 北 京应 ｊ 理 与计 算 数 学 研 究所 ， 京 ｌ ０ ８ ） ． 【物 ｝ 北 ０ ０ ８
摘 要 ： 究 了在 重 水 反 应堆 ＣＡＮＤＵ ｃ 现 Ｕ 研 宴 Ｔｈ燃 料 自持 循 环 的可 行 性 。研 究 结 果 表 明 ， 用 外 圈 为 采
高 ”Ｕ 浓 度 的钍 基 燃 料 ， ＿ 圈 为 低 Ｕ 浓 度 的 钍 基 燃 料 方 案 ， 可 以 实 现 在 Ｃ Ｄ 功 率 堆 中 Ｕ— ｈ 内 Ｊ 就 ＡＮ Ｕ Ｔ 的 自持 循 环 。
Ａｂ ｔ ａ ｔ Ｔｈｅ ｐａ ｒ ｍａ ｅ ａ ｓ ｕ ｙ ｏ ｈｅｐｏ ｓｂ ｌｔ ｈ Ｔｈ ｓ ｌ— ｕ ｔ ｉ ｎｇ ｃ ｌ ｎ ｓｒ ｃ ： ｐｅ ｄ ｔ ｄ ｎ ｔ ｓ ｉ ｉｉｙ ｏｆｔ ｅ Ｕ— ｅｆｓ ｓ ａ ｎｉ ｙｃｅ ｉ
钍基核燃料循环和发展现状
是在运送过程中，不使放射性物质外泄 ，以免污染环境 。
２７ 化学后处理 ．
钍燃料的处理方式与铀燃料相似 ，先以机械方式切断燃料棒 ，再 以浓硝酸溶解 ，只 有金属钍在硝酸中呈 “ 怠惰性”，故需添加少量 Ｈ ，使之易于溶解 ，但氟离子易与铀 Ｆ 及钍形成化合物，影响萃取效果 ，且引起强烈的腐蚀问题 。解决方法可采用硝酸铝 ，因 其可使氟与硝酸铀铣及硝酸钍铣完全化合 。溶解之后，再蒸馏硝酸盐溶液 ，直至清除所 有游离酸且稍过量。再加硝酸铝，并将此溶液移入萃取设备中，在烃类中溶解 ４． ２ ％磷 ５ 酸三丁酯（Ｂ ） Ｔ Ｐ稀溶液行逆流萃取 ，同时萃取出钍及铀 。最后分离钍及 ∞ｕ，用硝酸稀 溶液选择性萃取钍，以 Ｔ Ｐ洗涤其水溶液 ，再萃取少量铀 ，对硝酸钍水溶液再进行草 Ｂ 酸盐沉淀、结晶等法处理 。整个过程称为 Ｔ ｏ ｘ ｈｒ 法。 ｅ
关键 词 ：钍 ；钍燃料 ；钍一 ” 钚燃 料
１ 前 言 核能发电 目前是 以 ｕ 为主要原料 ，但铀含量高的矿藏正在急剧减少 。能取代 。 ｕ 的核燃料之一是 ｕ，但它在 自然界并不存在 ，需要由 Ｔ ｈ来制造 。钍是一种天 然放射性金属 ，在地壳中的储 量是铀 的 ３ ５倍 。钍资源 中产量最 多的矿 物为独 居石 ～ （ ｏ ａｉＸ 中氧化钍的含量可达到 １％ 。扣 Ｔ ｍ ｎｚ ｅ 其 ｔ ２ ） ｈ的衰变缓慢 ，其半衰期长达 １ １亿 ４ 年 ，是地球年龄（６亿年） ３倍多 ，但在 弱 ｈ和铀的衰变链中还存在其他 的钍 同位 ４ 的 Ｔ 素 ，而大部分钍同位素都是短寿命同位素 。其放射性要远远超出 邪Ｔ ；尽管 玎Ｔ 本身 ｈ ｈ 不是易裂变材料 ， 其能够吸收慢 中子 ，从而产生易裂变材料 玎ｕ。因此 ，与铀 ２ ８ 但 ３ 一 样， Ｔ ｈ也是一种增殖材料。值得注意的是 ，由于 ｕ 的中子产额更高 ，因此 ，它比 ＂ ｕ和 ９ｕ更有优势 ，可以据此建立起效率更高的增殖循环 。 Ｔ 在反应堆 中吸收中 ｐ ｈ 子会生成 Ｔ ， ｈ 后者通常会衰变为 Ｐ ，进而生成 ｕ ｕ 。将辐照后的钍燃料从反应堆 中卸出，分离出 Ｕ，然后将 Ｕ 作为燃料用于另外的反应堆中。从而形成 闭式的燃 弱
中国钍熔融盐核反应堆研究和发展
中国钍熔融盐核反应堆研究和发展收藏本帖回复主题前不久看到英国《每日邮报》一则报导说：“中国制造钍核电池，将助“嫦娥4号”探月，上天入海显神通……目前，中国科学家们已经在“银基发展”即中国最大的钍金属资源公司，开发制造利用钍代替铀作为新型核燃料的钍核电池技术，钍核电池高科技产品被列入中国重点火炬与星火计划、中国重点新产品计划和中国高新能源技术产业化推进项目，为解决人类未来的能源需求，人类研究应用铀和钚的核电技术已经有六七十年了，虽然钚核电相对于煤电有其不可替代的优点，但是安全性和核废料的处置两大问题一直引起广泛关注”。
这条新闻来自国外，给人感觉有点距离远一点，这不由得使人们又回想起两年前，也就是2011年初，中科院副院长李家洋宣布计划用二十年左右的时间研发钍基熔盐堆核能系统，这条消息引起世界上广泛的注意。
李家洋表示，目前国内已探明的铀矿储量比较有限，中科院正在重点研发采用钍元素进行裂变的核电技术，这将有助于解决国内核能发电的原材料瓶颈问题。
钍基熔盐核反应堆是一种什么核反应堆？我们先说一件往事，二战结束后，美国与前苏联因意识形态的巨大差别，不到十年分别成立北约和华约两大军事集团对立的组织。
美国与前苏联两国也由最初的暗斗趋于明朗化。
1954年美国的第一艘核动力潜艇“鹦鹉螺”号下水之后，核动力反应堆成功地用于舰船的技术经验，使得美国不由的提出一项雄心雄心勃勃计划，要研制一种不烧航空煤油，加一次燃料可用几年甚至十几年的轰炸机。
但是这种核动力的燃料如果仍然要用铀来作核燃料，显然是不合适的，因为用铀作为核燃料的反应堆无论从制造上还是工艺上都太复杂，无论把核反应堆怎样缩小，也放不进一架轰炸机的肚子里去，换话说一架轰炸造得如何大，也大不到一艘潜艇程度。
于是美国人就不得别另辟新路，寻找新的核材料，这种核材料必须满足三个基本条件：一是能为飞机引擎提供足够高的功率密度，要能推动满载五十吨左右的轰炸机，比如空中保垒B29轰炸机；二是在制造上能使核反应堆做得可大可小，做得大将来可用于舰船，做的小可用于飞机；三是制造工艺上要相对铀燃料反应堆简单得多，能方便在线添加燃料并可方便在线维护。
压水堆内钍-铀增殖循环研究——乏燃料特性分析
ｕ ｉ ｇ ０ＲＩ ｓｎ ＧＥＮ— ｏ ｅ ｃ ｍｐ ｒ ｄ ｗｉｈ ｕ ａ ｉ ｍ— ａ ｅ ｕ １ Ｓ ｃ ａ ａ ｔ ｒ ｓ ｒ ｄ ｏ Ｓ ｃ ｄ ａ ｅ ｔ ｒ ｎ ｕ ｂ ｓ ｄ ｆ ｅ ． ｕ ｈ ｐ ｒ ｍｅ ｅ ｓ ａ ａ ｉ—
ａ ｔｖ ｔ ｃ ｉ ｉｙ，ｒ ｄｏｔ ｘｉｉｙ，ｄ ｃ ｙ ｈｅ ｔ ｎ ｍｍａ ｒ ｙ ｗｅ ｅ ｃ ｓ ｄ ｒ ｄ Ｒｅ ａ ｉ ｅ ｕｌｓ ｉ ａ ｉ ｏ ｃｔ ｅ ａ ａ ，ａ ｄ ｇａ ａ ｒ ｏｎ ｉ ｅ ｅ ． ｌ ｔｖｅ ｒ ｓ ｔ ｎ ｔ ｉ ｒ ｏｕ ｄ ｐｒ ｖｉ ｅ ｓ ｍ ｅ ｒ ｆ ｒ ｎ ｅ ｉ ｏ ｍａ ｉ ｎｓ ｆ ｒ ｓｏｒ ｇ ｈ ｓ ｗｏ ｋ ｃ ｌ ｏ ｄ ｏ ｅ ｅ ｅ ｃ ｎｆ ｒ ｔｏ ｏ ｔ ａ ｅ，ｒ ｐｒ ｃ ｓ ｉ ｇ ａ ｄ ｄｉ— ｅ ｏ ｅ ｓｎ ｎ ｓ
燃 料 ， 这 一 能量 附 近 的 射 线 强 度 在 卸 料 后 约 １ 而 Ｏ年 达 到局 部 峰 值 ， 以 ， 基 乏 燃 料 的后 处 理 最 好 避 所 钍
开此 时间 。 关 键 词 ： 一 燃 料 循 环 ； 燃 料 ； 射 性 毒 性 ； 变 热 ； 射 线 钍 铀 乏 放 衰 ７ 中图分类号 ： ２９ ＴＬ ４ 文 献 标 志码 ： Ａ 文 章 编 号 ： ０ ０ ６ ３ （ ０ ２ ０ — ９ １０ １ ０—９ １２ １） ８０ ６－７
第４ 卷第 ８ ６ 期
２ １年 ８ ０２ 月
原
子
能
科
学
技
术
Ｖ ｏ１ ４ ＮＯ． ． ６， ８ Ａｕ ｇ． ２ １ ０２
Ａｔ ｏｍｉ ｃ Ｅｎｅ ｇｙ Ｓｃｅ ｃ ｎ ｃ ｏｌ ｇｙ ｒ ｉ ｎ ｅ ａ ｄ Ｔｅ ｈｎ ｏ
固态燃料熔盐冷却快堆的钍铀增殖特性研究
固态燃料熔盐冷却快堆的钍铀增殖特性研究钍增殖堆的研究对于我国加快利用钍燃料具有重要意义,是解决核燃料可持续性发展的重要手段。
钍基燃料在各类堆型中的利用,已有大量研究。
液态燃料氟盐热堆MSRs和液态燃料氟盐快堆MSFRs分别是钍利用最理想的热堆和快堆堆型。
Nagy以FLiBe为冷却剂,分析了MSRs实现燃料自持,需要在线快速去除裂变产物FP和次锕系元素MA,并且萃取233Pa放到堆外转变为233U后,重新返回堆芯,燃料盐的在线处理的速度和难度是一项巨大挑战。
钍基MSFRs具有良好的中子经济性,相比其他快堆更具安全优势。
但是MSFRs 堆芯运行的主要挑战有:（1）采用罐式结构,内部无慢化和结构材料,堆芯外壁在高温下需承受强中子辐照;（2）在高温高中子通量下的在线处理等。
本文提出了固态燃料熔盐冷却快堆LSFR（Liquid-Salt-cooled Fast Reactor）的钍铀增殖特性研究。
采用固态燃料形式,具有放射性包容优势,可以提高燃料装载量,获得较硬的能谱,燃耗深度高,可提高堆型的经济性,其增殖不需依赖在线处理技术,技术要求低。
堆芯燃料采用UC/ThC陶瓷燃料,包壳采用SiC材料,反射层采用Zr3Si2材料,燃料组件形式为棒状燃料元件六边形排布,三维堆芯布置参考了伯克利增殖焚烧堆的设计。
本文研究固态燃料熔盐快堆钍铀增殖的可行性区域,堆芯平衡态物理特性,闭式燃料循环的特点和给出堆芯参考设计方案。
首先,进行了快谱下熔盐冷却剂的筛选和固态燃料熔盐快堆钍铀增殖的可行性研究。
无限单组件模型下,在五种备选熔盐中选择了性能优秀、成本合理的FNaBe盐作为钍基燃料氟盐冷却快堆的冷却剂。
在钍铀增殖可行性的研究中,首先,论证了简化无限均匀介质堆芯模型下,中子平衡分析方法和最小二乘法对LSFR系统参数化研究的准确性和有效性。
随后,使用该方法系统研究了燃料体积分数、清除裂变气体、中子损失项和功率密度水平等因素对中子平衡演化的影响,给出了钍铀增殖的可行性区域,表明实现LSFR 的钍铀增殖是切实可行的。
钍在快堆中的利用及其物理特性研究
的勘探力 度 ， 重视对 钍等 潜在 核能 资源 的利用 开
发 。另一 方 面积极 发展先 进核 能技 术 ， 例如加 快
数 的 比较 。选 择 合适 的堆 芯布 置 方 案 和 驱动 燃
料 ， 高钍在 快 堆 中的利用效 率 。 提
快 中子增 殖堆 等第 四代先 进核 能 的研发 。表 １ 列 出 了在地 壳 中钍 资源 和铀 资 源 的储 量 。数据 表
快 堆 中 的利 用 。应 用 法 国引 进 的 Ｅ Ａ Ｏ （ｕ Ｒ Ｎ ＳＥ —
ｒｐ ａ ｅｃ ｒ ｎ ｌｓ ｐｉ ｉ ｄＳｓ ｍ 程序 进 ｏ ｅｎＲ ａ ｔ ａｙｉ Ｏ ｔ ｚ ｙｔ ） ｏＡ ｓ ｍ ｅ ｅ
行 计 算 ，通过 对转 换 区 的转 换 比 、 瑚Ｕ比产额 、 年 产 量 、２ 含 量 、 空泡 系 数 、 料 温 度 系数 等 参 ２Ｕ ３ 钠 燃
导致 了２ １的裂变 效 率不 高 。例 如 ，在 快堆 中 ， ３ａ ￣
瑚Ｕ在瑚Ｕ一 ｕ 料 中 的 裂 变 贡 献 接 近 １ ％ 。 燃 ５ 而 ２ Ｆ 在 Ｉ 一 燃 料 中的裂 变贡献 仅 为２ 而且 ３ｈ ￣ １ 脚Ｕ ｝ ｌ ％。 在快 中子谱 下 ．随 着 中子 能量 的提 高 。９ｕ 变 邵Ｕ 变所 释 裂
核 燃料 。但 是ｚ １可 以通 过 吸收 中子 和Ｂ ｒａ ５ 衰变转
一
４ 一 ２
陈仪煜 ， 直 ， 刚 赵金坤 ， 宏 ： 喻 钍在 快堆 中的利 用及 其物理特性研 究
放 的平 均 中子数 增 加不 多 ， 少 于２ ｕ 变 时所 且 ３ 裂 ９ ｐ
释放 的平 均 中子数 。上述 数据 表 明 ， 在快 中子 堆
１ 引 言
根据 我 国核能 中长期 发展 规划 ， ｏ ｏ 我 Ｎ２ ２ 年
核聚变反应器氘氚燃料循环系统的研究
核聚变反应器氘氚燃料循环系统的研究核聚变反应在能源领域具有巨大的潜力，因为它能够释放出比核裂变反应所释放的能量多得多的能量，而且不会产生放射性核废物。
由于核聚变反应器需要使用氘和氚等重水作为燃料，所以相关燃料循环技术的研究就变得非常重要了。
氘和氚是非常稀有的元素，而且在自然界中很难分离和提取。
目前，大多数氘和氚的生产都依赖于靶表面还原反应和电极制备等技术，这些技术的成本较高。
因此，开发一种高效的氘和氚燃料循环系统对于核聚变反应器的商业应用至关重要。
氘氚燃料循环系统的核心是氚回收技术。
氚是重水反应堆中氢同位素中的一种，比氘更稀有。
在反应堆中，氘和氚在核聚变反应中结合，产生高能带电粒子，这些粒子在与反应堆结构材料碰撞过程中会释放出能量。
为了使反应器高效地运作，需要尽量回收氚，以保证其可再生利用。
目前，氚的回收技术已经有了显著进展。
一种常见的方法是在反应堆中将氘和氚组成的混合物泵送到一个氚回收器中，再用这些混合物冷却和控制反应堆中的温度。
燃料循环系统会将氧和氖注入回收器中，氚会与这些气体反应生成氚化物。
在此过程中，必须控制生成氚的数量，以充分回收燃料，同时避免过度放大的链式反应导致氚的过度损失或不适当的反应。
之后，燃料流向另一个系统，该系统通过控制氚化物的电极电位来从氢同位素燃料中去除氚。
这种氢同位素燃料也可以用于切割和化学处理等其他技术。
氘氚燃料循环系统还需要一些其他的技术，这些技术与回收氚并行。
例如，燃料循环系统需要处理高浓度的氘和氚混合物，以避免反应堆中反应速率的下降。
目前，一种常用的方法是使用分离燃料通道来控制两种氢同位素的流量，这样可以减少中子吸收和核聚变反应中的不稳定性，从而提高反应堆的效率。
除此之外，氘氚燃料循环系统还需要考虑燃料的转运和储存等问题，以确保燃料不会泄漏或失效。
因此，对于燃料储存材料的选择和开发以及燃料加工流程和容器的设计都非常重要。
总之，氘氚燃料循环系统的研究对于核聚变反应器的可行性和推广应用至关重要。
钍元素开发利用
钍元素开发利用
钍元素的开发利用主要包括以下领域：
1.核聚变反应堆：钍是核聚变反应堆中的重要燃料，可以通过聚变反应产生能量。
相比核裂变反应，核聚变反应不会产生高放射性废料和核武器材料，因此被认为是理想的清洁能源技术之一。
钍的丰富性和安全性使其成为核聚变反应堆中的主要燃料。
2.钍基反应堆：钍基反应堆是一种将钍和铀结合在一起使用的核反应堆，它可以大大减少核废料的产生。
钍基反应堆使用钍来产生中子，中子可以与铀反应，产生能量。
由于钍的丰富性和铀和钍的反应产生的核废料较少，因此钍基反应堆被认为是另一种潜在的清洁能源技术。
3.钍热堆：钍热堆是一种利用钍和铀反应来产生能量的核反应堆。
它使用钍和铀反应来产生高温，高温再用来产生蒸汽，进而产生电力。
钍热堆可以使用天然的钍矿石作为燃料，因此对环境的影响较小，被认为是一种潜在的清洁能源技术。
此外，钍燃料发电也被视为一种具有前景的能源，其优点包括蕴藏量丰富、燃料装造较简易、产生较少核废料和不易制成武器等。
在研究利用钍的可行性之后，核物理学家爱德华·泰勒等人曾建议重新采用被摒弃30年的钍能发电和建造原型核反应堆。
总的来说，钍元素在核能领域具有广泛的应用前景，对于解决能源危机和环境保护问题具有重要意义。
钍反应堆应用技术开发方案(二)
钍反应堆应用技术开发方案产业结构改革是指通过调整和优化产业结构，推动经济结构转型升级，实现经济可持续发展的一项重要任务。
钍反应堆作为一种新型的核能应用技术，具有高效、安全、环保等特点，对于推动产业结构改革具有重要意义。
本文将从产业结构改革的角度，探讨钍反应堆应用技术的开发方案。
一、实施背景随着全球能源需求的不断增长和对环境保护的要求，传统能源形式已经难以满足社会经济的发展需求。
同时，核能作为一种清洁、高效的能源形式，具有巨大的潜力。
然而，传统核能技术存在核废料处理和安全性等问题。
钍反应堆作为一种新型的核能技术，可以有效解决这些问题，具有巨大的应用前景。
二、工作原理钍反应堆是一种基于钍-铀燃料循环的核能技术。
其工作原理是利用钍-232（Th-232）经过中子轰击转变为铀-233（U-233），并通过裂变释放能量。
钍反应堆采用液态钠作为冷却剂和传热介质，通过中子反应将钍-232转变为铀-233，同时释放出大量的能量。
钍反应堆的工作原理相较于传统核能技术更加高效、安全，且核废料产生量较低。
三、实施计划步骤1. 技术研发阶段：开展钍反应堆的关键技术研发，包括燃料循环技术、冷却剂技术、裂变产物处理技术等。
2. 实验验证阶段：在实验室和小型试验堆中进行钍反应堆的验证实验，验证其工作原理和性能。
3. 中试阶段：在中型试验堆中进行钍反应堆的中试，验证其在实际工况下的运行情况和安全性。
4. 工程建设阶段：在选定的地点建设钍反应堆示范工程，包括核设施建设、设备安装等。
5. 运行维护阶段：对钍反应堆进行长期运行和维护，确保其安全、高效运行。
四、适用范围钍反应堆技术可以广泛应用于能源领域，包括电力供应、热能供应和燃料生产等。
此外，钍反应堆还可以应用于核废处理和裂变产物利用等领域。
五、创新要点1. 钍反应堆采用钍-铀燃料循环，可以有效解决核废料处理问题，减少对自然铀的依赖。
2. 钍反应堆采用液态钠作为冷却剂和传热介质，具有良好的传热性能和稳定性。
钍储量二氧化钍
钍储量二氧化钍1.引言1.1 概述概述钍（Th）是一种稀有金属元素，具有广泛的用途和重要的经济价值。
它是周期表中的第90号元素，属于镧系元素。
钍在化学性质上与镧、钇等元素相似，但是在物理性质和用途上有所不同。
钍有很多重要的特性和用途。
首先，钍具有很高的密度，是周期表中最重的元素之一，相对密度为11.72。
这使得钍在核能反应中具有重要的应用，可以用于制造核燃料以及控制和调节核反应堆的裂变速率。
同时，钍也是一种重要的燃料，可以通过核裂变反应产生大量的热能，用于发电和供暖。
其次，钍具有良好的热传导性能和耐高温的特性。
这使得钍在航空航天、电子科技和核工业等领域有广泛的应用。
钍可以用于制造高温热电材料、高温耐腐蚀材料和高功率激光设备等。
此外，钍还可以用于制造光纤和半导体材料，使得信息技术和通信技术得到快速发展。
钍是一种稀有的元素，其储量有限。
目前，世界上已知的可开采钍矿石主要分布在澳大利亚、加拿大、中国和印度等地。
然而，随着全球经济的快速发展和能源需求的增长，钍的需求也在不断增加，储量的压力也越来越大。
因此，对于钍储量的开发和利用具有重要的战略意义和经济价值。
本文的目的是对钍储量的现状和未来发展进行深入研究和分析。
通过对钍的特性和用途进行全面理解，探讨钍储量的分布和产量情况，以及钍储量的重要性和未来发展趋势，为相关产业的发展提供科学依据和战略指导。
同时，本文也旨在引起社会各界对钍资源保护和可持续利用的重视，促进资源节约型社会的建设。
1.2文章结构1.2 文章结构本文将按照以下顺序展开内容：首先，我们会对钍的特性和用途进行介绍，探讨其在各个领域的应用。
接下来，我们将详细探讨钍储量的分布和产量，包括不同地区的储量情况以及目前的采掘量。
最后，我们将对钍储量的重要性进行论述，并对其未来发展进行展望。
通过这样的文章结构，我们将全面了解钍储量的现状和前景，并深入了解其在各个领域的应用前景。
文章1.3 目的部分的内容可以如下所示：1.3 目的本文的目的是调查和分析钍储量二氧化钍，并探讨其在能源行业中的重要性和未来发展前景。
钍基熔盐堆燃料循环与启动策略研究
钍基熔盐堆燃料循环与启动策略研究陈其昌;司胜义;卑华;赵金坤【摘要】研究了熔盐燃料在堆内外循环以及考虑特殊核素的添加、提取等在线处理过程的熔盐堆燃耗计算模型,在多功能组件计算程序SONG的基础上开发了相应的燃料循环计算功能并进行了初步验证.在此基础上,分别针对氧化铍慢化的热谱熔盐堆和无慢化的快谱熔盐堆进行计算,并根据堆芯反应性长期稳定的基本要求,分析了利用233U和工业Pu启动熔盐堆时配套的在线处理方案以及相应的易裂变核添加要求.通过对核素添加、提取以及燃料内核密度的平衡计算,分析了不同的在线处理方案与启动策略对钍-铀燃料循环效率的影响,并据此提出了初步的熔盐堆燃料循环技术路线.结果表明:压水堆乏燃料提取的工业Pu较233U更适宜用于钍铀燃料循环启动,因工业Pu启动的快谱熔盐堆的233U产率明显高于233U启动熔盐堆,而当有了足够的233U积累后,233U启动的热谱熔盐堆是更好的选择,因其燃料倍增时间更短且燃料初装量也小得多.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2018(052)008【总页数】7页(P1393-1399)【关键词】钍-铀燃料循环;启动策略;熔盐堆【作者】陈其昌;司胜义;卑华;赵金坤【作者单位】上海核工程研究设计院有限公司,上海200233;上海核工程研究设计院有限公司,上海200233;上海核工程研究设计院有限公司,上海200233;上海核工程研究设计院有限公司,上海200233【正文语种】中文【中图分类】TL333当前，全世界核能的发展主要是以铀资源利用为基础的，而从长远发展角度来看，钍资源的利用将是铀资源的重要补充和后备选择。
为更好地利用铀资源和钍资源，需通过增殖反应堆和相应的燃料后处理分别实现铀-钚和钍-铀燃料循环。
几十年来，随着快堆技术以及干法后处理技术的不断发展，铀-钚燃料循环技术正逐步得到实现。
而相对于铀-钚燃料循环，钍-铀燃料循环在某些方面存在一些固有缺陷，反应堆和后处理技术方面的发展也相对滞后。
钍的用途——精选推荐
钍的⽤途 1828年瑞典化学家贝采利乌斯从挪威的⿊⾊矿⽯中发现钍并分离出钍，并以北欧传说中的战神Thor命名为Thorium。
1884年德国韦尔斯巴赫在煤⽓⽩炽灯罩中⾸次使⽤钍盐，促进了钍⼯业的发展。
1898年居⾥夫⼈和施密特发现钍的放射性。
1940年后，科学家发现钍在中⼦轰击下能⽣成可裂变的铀233，从⽽拉开了钍核能利⽤研究的序幕。
中国于1957年⽤熔盐电解法制得⾦属钍，1973年⽤钙热法制得公⽄级核纯⾦属钍。
⾦属钍呈银⽩⾊，属天然放射性元素，在空⽓中表⾯⽣成氧化膜⽽⾊泽变暗，除惰性⽓体外，所有⾮⾦属元素可与钍⽣成化合物，许多钍的⾦属互化物（如与铜、银、⾦）很易⾃燃。
钍元素以化合物的形式存在于矿物内（例如独居⽯和钍⽯），通常与稀⼟⾦属共⽣。
钍的⽤途包括能源⽤途和⾮能源⽤途。
在⾮能源领域，钍⽤于制作合⾦、催化剂、⾼温陶瓷材料、光电管、电⼦管、特殊焊条以及吸⽓剂等，钍还是制造⾼级透镜的常⽤原料。
在冶⾦⼯业中，镁钍合⾦在温度超过200℃时仍有很⾼的机械强度，⽤于飞机和⽕箭。
钍铝合⾦除可增⼤延展性外，还能耐海⽔的侵蚀。
在铁、钴、铜、银、铂、⾦、钨等⾦属中加⼊钍，可使合⾦获得良好的结构和耐热性。
氧化钍⽤来作耐⽕材料及研磨物质的组成部分。
新钍能发现钢铁中的裂隙，同时它具有⾼度极化性，可⽤来清除积聚在机械上的静电。
钍的强烈的α射线可⽤于医学。
在能源领域，钍经过中⼦轰击可转化为原⼦燃料铀233，因此它是潜在的核燃料。
20世纪40年代，美、欧等发达国家开始对钍资源核能利⽤开展⼤量的研究开发⼯作，并在各种实验堆和动⼒堆中予以应⽤，⽇本则始终把钍资源核能利⽤列为潜在的能源之⼀，印度已建⽴了⽐较完整的钍循环研发体系，德国是钍燃料的积极推动者，其开发的⾼温堆都是基于钍燃料循环，我国钍核能利⽤研究始于20世纪60年代。
钍元素核能发电的重要燃料
钍元素核能发电的重要燃料核能作为一种清洁、高效的能源形式，对解决能源问题和减少碳排放具有重要作用。
作为核燃料中的一种重要元素，钍元素在核能发电中发挥着重要的角色。
本文将深入探讨钍元素作为核能发电的重要燃料的意义和应用。
一、钍元素的特性与资源储量钍（Th）元素是一种自然界中常见的放射性元素，其原子序数为90，属于镧系元素。
钍具有高密度、高融点、强烈的辐射能力等特性，在核能领域有着广泛的应用。
目前，全球已发现的钍资源较为丰富，主要分布在澳大利亚、巴西、印度以及中国等地。
据统计，全球钍资源矿藏总量超过700万吨。
由于钍的资源丰富，其作为核能发电的重要燃料成为可能。
二、钍元素在核能发电中的应用1. 钍燃料棒钍燃料棒是一种采用钍作为主要燃料的核燃料材料。
钍燃料棒可以作为缓冲材料，在核能反应过程中吸收中子，并将中子转化为可利用的原子燃料，进一步推动核裂变反应的进行。
钍燃料棒的使用可以提高核能发电的效率和利用率，同时减少对于其他核燃料的需求。
2. 钍元素补充材料钍元素在核能发电中还可以作为补充材料使用。
由于钍元素具有较长的半衰期，可以充当稳定剂，降低核能发电过程中的辐射损耗。
通过将钍元素添加到核燃料中，可以提高燃料的稳定性和耐用性，延长核燃料的使用寿命。
三、钍元素核能发电的优势与前景1. 资源丰富钍作为一种丰富的资源，储量大且分布广泛。
其在核能发电中的应用可以减少对其他有限资源的需求，保证长期的能源供应。
2. 减少核废料钍元素的应用可以有效减少核废料的产生。
在燃料循环过程中，钍可以吸收并转化中子，从而减少核废料的产生量。
与传统的核燃料相比，钍元素的使用可以降低核废料的处理量和处理难度，减轻环境的压力。
3. 促进可持续发展钍元素核能发电具有良好的可持续性，能够满足未来的能源需求。
其低碳排放和高效利用的特点与可再生能源的发展趋势相契合，为推动可持续发展提供了可靠的能源选择。
综上所述，钍元素作为核能发电的重要燃料具有重要意义和广阔的应用前景。
CANDU—6型重水堆钍—铀燃料循环的技术经济性分析
Science &Technology Vision 科技视界1课题研究意义及背景。
,,。
,。
,。
,。
3~4。
,,。
100%232Th,。
239Pu 235U 232Th 233U ,(1)~(3):232Th+n→vn+X A +X B +200MeV (1)232Th+n→233Th β-23.5min →233Pa β-27.4d233U (2)233U+n→vn+X A +X B +200MeV(3),233U 。
2计算方法介绍,:C =7i =1∑F i-9j =8∑FjE(4):F 1F 2F 3F 4F 5F 6/F 7F 8F 9CANDU-6型重水堆钍-铀燃料循环的技术经济性分析班钊(中核核电运行管理有限公司运行五处,浙江嘉兴314000)【摘要】文章在已有的大量关于CANDU 型重水堆应用钍基燃料循环体系的研究基础上,提炼出几种技术上较为可行的方案,并利用改进的九因子公式对各方案进行简单的经济性计算及敏感性分析。
通过比较各种技术方案的平准化发电成本,提出对秦山三厂两座重水堆发电站引入钍基燃料循环体系,在有效控制发电成本的基础上解决天然铀资源短缺问题的方案和建议。
【关键词】Candu-6;钍-铀燃料循环;技术方案;经济性分析;平准化成本;九因子公式中图分类号:TK40文献标识码:ADOI :10.19694/ki.issn2095-2457.2021.12.46【Abstract 】This text refines a viable project of techniques already had in great quantities researchfoundation concerning CANDU heavy water reactor applied Th -U fuel circulation,and make use of improved nine factor formulaes to carry on simple economic sex calculation and sensitivity analysis to everyone's case.The balance that passes more various technique project turns to generate electricity cost and put forward two units of 3rd Qin Shan Nuclear Power Plant to lead into a Th -U fuel circulating system,at effectively controlgenerate electricity the foundation of cost up solve the project and suggestion of the natural uranium resources running-out problem.【Key words 】CANDU—6;Thorium—Uranium fuel circulation ;Technique project ;Economy analysis ;The balanceturn cost;Nine factor formulae 139. All Rights Reserved.Science &Technology Vision科技视界3技术方案的比较和选择3.1燃料循环模式3.1.1(SSET)SSET,self-sufficient equilibrium thorium cycle。
钍的核反应堆
钍的核反应堆钍核反应堆是一种新型的核能发电技术，它利用钍的放射性衰变产生的热能进行发电。
钍核反应堆有很多优点，例如燃料资源丰富、可持续发展、较高的热效率等。
然而，钍核反应堆也面临着一些挑战，如燃料提取和处理的技术难题以及核废料的处理等。
钍的核反应堆发展前景广阔，但仍需要进一步研究和改进。
钍是一种丰富的地壳元素，被广泛认为是一种燃料资源。
根据估计，地球上钍的储量比铀多得多。
这意味着通过开发和利用钍反应堆，可以为人类提供可持续发展的电力能源。
与石油、煤炭等化石燃料相比，钍反应堆不会产生大量的温室气体和空气污染物，对环境影响较小。
而且，钍核燃料燃烧的热效率远高于传统燃烧燃料的热效率，可以提供更多的电能输出。
钍核反应堆的基本原理是利用钍（Th-232）的放射性衰变产生的热能。
钍-232在经过衰变过程后会变成铀-233，铀-233是一种裂变性物质，可以产生大量的热能。
由于钍-232的半衰期相对较长（约14亿年），因此钍式反应堆可以被视为一种长期的能源解决方案。
相对于铀燃料反应堆，钍反应堆的燃烧时间更长，因此不需要频繁补充新燃料，减少了运维成本和燃料循环的复杂性。
然而，钍核反应堆的技术和设备仍然处于早期阶段，许多技术和工艺问题仍待解决。
首先，钍的提取和处理技术还没有得到完全成熟，这是由于钍原子相对较大以及与其他元素的化学反应性较强，使得它在提取和处理过程中更难被纯化。
另外，钍-232的裂变横截面较小，需要更高的中子速度来引发裂变反应，这在加速器驱动裂变系统中提出了一定的挑战。
钍核反应堆还面临着核废料的处理难题。
虽然钍反应堆产生的核废料相对较少且辐射性较低，但仍需要进行妥善处理。
当前，对于钍核反应堆产生的废物的处理还没有一个明确的方案，需要进一步的研究和实践。
此外，钍核反应堆的建设和运行成本也较高，这也是一个需要解决的问题。
尽管钍核反应堆面临一些技术和经济上的挑战，但它仍然具有巨大的发展潜力。
随着科学技术的进步和工艺的改进，上述问题将逐渐得到解决。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
Ｒ ＆ Ｄ ｆ ｏ ｔ ｈ ｕ ｄ ｂ ｅ ｏ ｅ ｎ ａ ｖ ｎ ｅ ｎ ｍｍａ ｕ ｅ ｒ ａ ｔ ｒ ｔ ｃ ｎ ｌ ｇ ｅ ｎ ｔ ａ ｆ ｅｆ ｒｓｓ ｏ ｌ ｅｄ ｖ ｔ ｄ ｏ ｄ ａ ｃ ｄ ａ ｄ ｉ ｔ ｒ ｅ ｃｏ ｅ ｈ ｏ ｏ ｉｓｉｓ ｅ ｄ ｏ
（ ． ｉ ａ ｎｕ ｌ ａ ｏ ｒ ｔ ｃ ｎ ｌ ｇ ｅ ｅ ｒ ｈ ｉ ｓ ｉｕ ｅ，Ｓｈ ｎ ｈ ｎ ｏ ａ ｇ ｏ ｇ Ｐｒ ｖ ５ ８ ２ １ Ｃｈ ｎ ｃｅ ｒ ｐ ｗｅ ｅ ｈ ｏ ｏ ｙ ｒ ｓ ａ ｃ ｎ ｔｔ ｔ ｅ ｚ ｅ ｆＧｕ ｎ ｄ ｎ ｏ ． １ ０ ６，Ｃｈ ｎ ｉａ
２ Ｔｓ ｇ ｕ ｉｅ ｓ ｙ Ｂ ｉｎ ０ ０ ４ Ｃ ｉａ ． ｉ ｈ ａ Ｕｎｖ ｒｉ ， ｅ ｉｇ １ ０ ８ ， ｈ ｎ ） ｎ ｔ ｊ
Ａｂ ｔ ａ ｔ ｓ ｒ ｃ ：Ｔｈｅ ｆ ａ ｕ ｅ ｆ ｔ ｒｕｍ ｕｅ ｙ ｌ ｒ ｎ ｌ ｚ ｄ ａ ｎ ｏ ｅ ｖｉｗ ｆｄｅ ｅ ｏ ｅ ｔ ｒ ｓ ｏ ｈｏ ｉ ｆ ｌｃ ｃ ｅ ａ ｅ ａ ａ ｙ ｅ ｎｄ ａ ｖ ｒ ｅ ｏ ｖ ｌ ｐｍｅ ｔ ｎ ｏ ｈｅ ｔ ｏｒｕ ｒ ｅ ｙ ｌ Ｓ ｃ ｒ ｉ ｄ ｏｕ ． Ｏｎ ｔ ｓｓ ｏ ｅ ａｌ ｄ ａ ａ ｙｓ ｓ ｏ ｏｔ ｎｔａ ｓ ｏ ｆｔ ｈ ｉ ｍ ｕ ｌｃ ｃ ｅ ｉ ａ ｒｅ ｔ ｈｅ ｂａ ｉ ｆ ｄ ｔ ｉｅ ｎ ｌ ｅ ｎ ｐ ｅ ｉ ｌ ｆ ｕ ｉｉｉ ｈ ｉ ｍ ｒ ｓ ｕｒ ｅ ｉ ａ ｌ ｎ ｏ ｒ ａ ｔ ｒ ｔｌｚｎｇ ｔ ｏｒｕ ｅｏ ｃｓ ｎ ｌ ｋｉ ｄｓ ｆ ｅ ｃ ｏ ｓ， ｓ ｇｇ ｓ ｉ ｎｓ ｎ ｕ ｅ ｔｏ ｏ ｄｅ ｅ ｏ ｖ ｌ ｐｍｅ ｔ ｆ ｔ ｎ ｏ ｈｅ ｔ ｏｒｕ ｆ ｅ ｃ ｃ ｅ ｉ ｈ ｉ ｍ ｕ ｌ ｙ ｌ ｎ ｏｕｒ ｏ ｃ ｕｎｔｙ ｒ ｐｕｔ ｏ ｗａ ｄ ｆ ｌｏｗｉ ｔ ｏ ｌ ｋ ｆ ｕｓ ａｎａ ｅ ｒ ａ ｅ ｆ ｒ ｒ ｏ ｌ ｎｇ ｈｅ ｕｔｏｏ ｏ ｓ ｔ ｉ ｂｌ
Ｓ ｕ ｎｄ ｓ ｇ ｅ ｔｏ ｓ ｏ ｅ ｅ ｏ ｍ ｅ ｆ ｔ ｅ ｔ ｄｙ ａ ｕ ｇ ｓ ｉ ｎ ｎ ｄ ｖ ｌ ｐ ｎｔｏ ｈ ｔ ｏ ｉ ｍ ｕ ｌｃ ｃ ｅ ｉ ｈ ｒｕ ｆ ｅ ｙ ｌ ｎ Ｃｈｉ ｎａ
ＳＨ ＩＸ ｉ — ｎ Ｈ Ｕ ｏｎ — ｉ ｕ ａ ． Ｙ ｇ ｍ ｎｇ
我 国钍 燃 料 循 环 发 展 研 究
石秀安 ， 胡永明
（ ．中 科 华 核 电 技 术研 究 院 ， １ 广东 深 圳 ５ ８ ２ ； ．清 华 大 学 ， 京 １ ０ ８ ） １０ ６ ２ 北 ０ ０ ４
摘 要 ： 研 分 析 了钍 燃 料 循 环 的优 缺 点 和 国 内 外 研 究 现 状 。通 过 详 细 分 析 研 究 各 种 堆 型 的 钍 资 源 利 用 潜 调
ｄ ｖ ｌ ｐ ｎ ｆ ｕ ｌ ａ ｅ ｅ ｇ ：（ ） ｃ ｒ ｅ ｔ ｅ ｃ ｏ ｓ ａ ’ ｅ ｅ ｏ ｍｅ ｔ ｏ ｎ ｃ ｅ ｒ ｎ ｒ ｙ １ ｕ ｒ ｎ ｒ ａ ｔ ｒ ｃ ｎ ｔ ｍａ ｅ ｕ ｌ ｓ ｏ ｈ ｒｕ ｋ ｆ ｌ ｕ ｅ ｆ ｔ ｏ ｉ ｍ
ｒ ｓ ｕｒ ｅ ｒ ｍ ｎ ｓ ｒａ ｅ ｅ ｏ ｃ ｓ ｆ ｏ ｉ ｄｕ ｔ ｉｌｖｉｗｐｏ ｎ ｓ ｏ ｈ ｒｔ ｎ Ｈ ＴＲｓ （ ｉ ｔ ｔ ｅ ｈａ ； ２）ａ ｄｖ ｎ ｅ ｙｎ ｒ ｃｆ ｅ ｙｃｅ ｎ ａ ａ ｃ ｄ ｓ ｅ ｇｉ ｕ ｌｃ ｌ ｏ ａ ｔｒ ａ ｔ ｒ ｎｄ ｔ ｒ ｌｒ ａ ｔ ｒ ｓ ｓ ｇ ｓ ｅ Ｏ ｆｆ ｓ ｅ ｃ ｏ ｓ ａ ｈｅ ｍａ ｅ ｃ ｏ ｓ ｉ ｕ ｇｅ ｔ ｄ ｔ ｕｔｌｚ ｈｏ ｉ ｉｉｅ ｔ ｒｕｍ ｒ ｓ ｕｒ ｅ （３ ｍｏ ｅ ｅ ｏ ｃ ｓ； ） ｒ
力 ， 核 能 可 持 续 发 展 的角 度 出发 ， 出 了 我 国 钍 燃 料 循 环 发 展 的有 关 结 论 和 建 议 ： １ 从 提 （ ）当前 的 核 电 堆 型 除 高 温 堆 外 都 不 适 合 进 行 钍 利 用 ；２ （ ）建 议 采 用 快 堆 ／ 中子 堆 联 合 钍 燃 料 循 环 的 方 式 进 行 钍 资 源 利 用 ； 热
（）先进 反应 堆 研 究 应 集 中于 其 堆 型 本 身 的 研 发 ；４ ３ （ ）当 前 应 该 加 强 钍 资 源 核 能 利 用 的基 础 研 究 工 作 。
关键词 ： 燃料循环 ； 钍 发 建议
中 图分 类 号 ： Ｌ ２ Ｔ ２
文章标志码 ： Ａ
文 章 编 号 ：２８０ １ （ ０ １０ —２ １Ｏ ０ ５—９ ８ ２ １） ３０ ８ 一８
第 ３ １卷 第 ３期
２ １ ０ １年 ９月
核 科 学 与 工 程
Ｃｈ ｎ ｓ ｏ ｒ ａ ｆＮ ｕ ｌａ ｃｅ ｃ ｎ ｇｎ ｅ ｉｇ ｉｅ ｅＪ ｕ ｎ ｌｏ ｃｅ ｒＳ ｉｎ ｅａ ｄ Ｅｎ ｉｅ ｒｎ
Ｖ ｏ． ＮＯ １ ３１ ．３ Ｓｅ ． ｐ ２ １ Ｏ１
ｔ ｈｏ ｉ ｈｅ ｔ ｒｕｍ ｉｉａ ｉ ｎ ｏ ｈｅ ｅ ｒ ａ ｔ ｒ （ ｕｔｌｚ ｔｏ ｆｔ ｓ ｅ ｃ ｏ ｓ； ４）ｃ ｒ ｎ ｌ ｕｃ ｕ ａ ｎｔ ｌｒ ｓ ａ ｃ ｒ ｎ ｕｒ ｅ ｔｙ ｍ ｈ ｆ ｎｄ ｍｅ ａ ｅ ｅ ｒ ｈ ｗｏ ｋ ｏ ｔ ｈｏ ｉ ｍ ｔｌ ａ ｉ ｎ ｓ ｕｌ ｅ ｄｏ ． ｈｅ ｔ ｒｕ ｕ ｉｉ ｔｏ ｈｏ ｄ ｂ ｎｅ ｚ