60 年代末到80 年代, CEA 和EDF 进行了理论研究。接着在NOVAT OM 和CEA 的协助下, 进行了以ThC 为燃料的称为RHT F2 的Fo rt St . Vrain 型的HT R 研究, 但研究于1978 年被放弃。进入90 年代后, 从废物处理的观点出发, 做了各种研究, 这些研究可分为以下几类:

( 1) 通过把238U 转换成钍以减少MA 产生的PWR 和FBR; ( 2) 以提高锕系元素燃耗为目的的CABRA 计划中的钍利用;

( 3) 以节约天然资源, 最大限度地有效利用钚以及改进废物管理法为目的的评价钍 燃料可行性的PWR 研究;

( 4) 与加速器驱动反应堆等混合型反应堆概念相关的核数据的研究。因此, 1998 年中期, 进行了MASU RU CA 堆装1. 2 吨ThO2 燃料的次临界实验。PWR 的研究, 以一个循环287 个有效满功率天数( EFPD) 、平均燃耗为33 GWd/ t、每次换1/ 3 料的功率为900 MW 的PWR 为对象, 进行了与以下5 种燃料配置( 质量平衡) 及动态特性相关的参量分析。 T h+ 235U ( 高浓缩U) ( HEU / T h) , Th+ RG- Pu ( 第一代) ( RG/ T h) , 含Th+ 233U 的U ( UT / T h) , Th+ 235U ( 中浓U , U < 20% )( MEU/ T h) , Th+ WG- Pu (WG/ T h) 。分析的结果是, UT / Th 的裂变产物消费最小, MA 的产生量较少, 转换率最大。但是,UT 必须在Pu/ T h 的后处理中得到, Pu/ Th的裂变产物消费最大, MA 的产生量也很大。但该循环不会产生含91% 233U 的铀。另外,由于MEU/ T h 燃料在循环结束时, 核裂变同位素的比率将会变得很高, 所以为节省资源最好进行长循环后处理。观察动态特性的相关系数, 便可发现钍有使Pu/ Th 燃料的动态特性系数稳定的倾向。但是, 由于使用钍会使慢化剂系数变得很大, 这将导致蒸汽管破损事故更加严重。eff 将使掉棒事故的控制度变得困难。为此,法国与意大利及瑞士一同进行分离铀与钚、针对钚采用局部慢化剂体积比大的APA 型燃料组件的研究。制造钍燃料采用与制造UO2 燃料同样的干式粉末冶金法, 可得到理论密度为98%的燃料。今后的计划如下:

( 1) 改善针对T h 和Pu 的若干核数据。 ( 2) 通过临界实验确认动态特性系数及控制性能。 ( 3) 进行高燃耗照射和验证试验。

( 4) 为解决国内将会发生的种种问题, 工业部门应确定面临的和考虑的组件及配置。

印度有铀资源5 万吨, 有钍资源36 万吨。所以印度决定分三阶段开发核能:

( 1) 以PHWR ( 加压型重水堆) 利用天然铀;

( 2) FBR ( 使用第一阶段得来的Pu 和233U )

( 3) 利用钍的热中子堆。

为此目的, 一直在进行以下的开发研究。

( 1) 为了使初期的功率输出比较稳定, 在格格拉帕尔核电站的2 台机组上以燃料棒束的形式装了500 kg 的T hO2。在研究堆CYRUS 的压水池中对6 根装钍燃料的组件( T hO2-4% PuO2) 进行照射,照射后纳入试验系统。另外, 正在对两组6 根装T hO2-6. 75% Pu2 的燃料组件进行照射。

( 3) 制造采用板状Al-233U ( 20%) 燃料的组件, 巴巴原子能研究中心的临界实验 ( PU RNIMA-Ⅱ ) 之后, Indira GanelhiCenter 运行着功率为30 kW 的中子源反应堆。

( 4) 快实验堆FBT R 的再生区使用T hO2 燃料组件。

( 5) 开发以钍燃料提取233U 的技术。

( 6) 同样地, 开发PHWR 用的钍燃料棒束制造法, 并且也开发T hO2-PuO2 燃料块制造法。

( 7) 正在设计能有效利用钍的新型重水堆( AHWR) 。该

受能源限制, 韩国对钍的利用及DUPIC燃料颇为关心。称为HYPER 计划的1000 MW 的反应堆每年可消耗380 kg 的MA, 这将作为以生产能源为目的的ADS 研究来实 施, 并计划在2001 年之前开发出次临界反应堆的基础性技术, 在2006 年之前制造出了热 功率为5 MW 的试验装置。1 GeV、1 6 mA 的质子加速器正在设计之中, 并决定以熔盐的形式利用钍。

韩国的核燃料循环有以下特点: 1不建浓缩设施; 2 不把钚与其他T RU 分离; 3 将 用高温化学法分离的T RU 以氟化物的形式与钍混合; 没有分离Pa 的工序。根据采用MCNP 和ORIGEN 的预算,先装20. 9 t 钍和8. 89 t T RU , 700 天后先除去FP 再装上100 kgTRU, 以后, 每隔1000天去除一次FP, 装80 kg 的T RU 。计算结果是, T RU 中的裂变性钚将由59. 8%下降到17. 6% , 32 年时间可消费6114 kg T RU 和8160 kg 钍, 将剩下1662 kg 233U 。可见, 钍循环在处理PWR 的乏燃料上是积极有效 的。循环后端剩下的T RU 可在快中子( 光谱) 能谱下燃烧。

在三种易裂燃料铀233、铀235、钚239中，只有铀235是天然存在，且在一般的轻水式反应炉（light water reactor，LWR）须使用低浓缩铀（2～5%），而铀233、钚239则分别由钍232、铀238吸收一中子后转化而来，图一表示了232Th转化成233U的过程。

在转化过程中，最主要的是：

此转化的最大优点在于钍矿中，钍全以钍232存在，很少有别的同位素，不需浓缩且提炼较铀简单；另一特性乃钍在作为反应器燃料时，以金属态存在，易于加工，而二氧化钍比相当的铀化合物可耐更大的辐射剂量，即可允许更大的中子通率，使功率密度更大。所形成的铀233，其η值（每吸收一中子所放出的平均中子数）较铀235大（在任何中子能量），而当中子能量小于40KeV时，亦较钚239大（见附表），使得铀233在热中子反应器中，为唯一最有希望产生滋生反应的核燃料。不过钚239在快中子反应器中，则有些性质较铀233为优。

独居石成分为（Ce，La，Nd，Th）〔PO4〕的磷酸盐矿物。单斜晶系，晶体为板状或柱状。因经常呈单晶体而得名。棕红色、黄色，有时褐黄色，油脂光泽，解理完全，莫氏硬度5～5.5，比重4.9～5.5。常具放射性。主要作为副矿物产在花岗岩、正长岩、片麻岩和花岗伟晶岩中，与花岗岩有关的热液矿床中也有产出。

独居石是稀土金属矿的主要矿物之一，常含钍、锆等。单斜晶系,晶体呈细小板状。棕红、黄或黄绿色，油脂光泽或玻璃光泽,贝壳状至参差状断口。性脆，硬度5～5.5,密度4.9～5.5g/cm3。在紫外光照射下发鲜绿色荧光。因常含铀、钍、镭，故具有放射性。主要产于伟晶岩、花岗岩及其与之有关的期后矿床中,共生矿物可有氟碳铈矿、磷钇矿、锂辉石、锆石、绿柱石、磷灰石、金红石、钛铁矿、萤石、重晶石或铌铁矿等。由于独居石的化学性质比较稳定、密度较大，故常形成滨海砂矿和冲积砂矿。独居石溶于硫酸,与KOH溶合后加钼酸铵便出现磷钼酸铵黄色沉淀。

矿的提炼

钍资源中产量最多的矿物为独居石（monazite），以制成核子纯度级的钍。

进料

一般以Th(NO3)4.4H2O作为原料，另再加上一些浓缩铀、钚239或铀233，作为最先维持连锁反应的可裂原料。

燃料元件的制造

将进料转变成所希求的化学化合物，如二氧化钍或碳化钍，再混合制成ThO2-UO2或ThC2-UC2的燃料丸或燃料棒，而后装入合适的护套中，如Zircaloy-2或铝合金，组合成燃料元件。

反应器中的辐射照射

在必要的试验及检查后，将元件放入炉心照射，在燃耗掉可裂物的过程中，利用过剩的中子将钍转化成铀233，经足够的照射后，取出燃料，将之冷却。

冷却

核燃料元件在反应器内使用期间通常约为三～四年，然后移出，由于分裂产物的高放射性，故暂时置于水池内冷却三～四个月，让分裂产物中半衰期较短的放射性核种衰变，然后再装入坚实屏蔽的钢桶中，运往燃料再处埋厂，虽然经过冷却，但于再处理过程中，仍需以重元素来屏蔽这些照射过的燃料。

照射过燃料运送

装运用过核燃料的钢桶是经小心设计的容器，须符合国家原子能法规的种种试验，为的是在运送过程中，不使照射过燃料外泄，污染环境。

再处理

处理的方式与铀燃料相似，先以机械方式切断燃料棒，再以浓硝酸溶解，惟金属钍在硝酸中呈“怠惰性”，故须添加小量氢氟酸，使之易于溶解，但氟离子易与铀及钍形成错化合物，影响萃取效果，且又引起强烈的腐蚀问题，解决之道可采用硝酸铝，因其可使氟与硝酸铀醯及硝酸钍醯完全化合。溶解之后，乃蒸馏硝酸盐溶液，直至清除所有之游离酸且稍过量。再加硝酸铝，并将此溶液移入萃取设备中，以一烃类中溶解42.5%之磷酸三丁酯（TBP）稀溶液行逆流萃取，同时萃取出钍及铀。

最后分离钍及铀-233，用硝酸稀溶液选择性萃取钍，以TBP洗涤之水溶液，再萃取少量的铀，硝酸钍之水溶液再由草酸盐沉淀、结晶等法处理之，整个过程谓Thorex法。

废料处理

由于易裂燃料的经济价值甚高，故须经由再处理厂将其回收，如此不仅可降低发电成本，且可避免资源的浪费。惟经再处理后的废溶液，却含有在分裂过程中所留下的分裂产物，其放射性有的高达数百万居里者，半衰期更达数万年甚至上亿年者，故须谨慎处理。其中硼、碘、氙、氪、钌等挥发性分裂产物，可用活性炭反复吸收，至无害后，再由吸附塔排出。馀下的放射性废料，先贮藏一段时间，使其放射性自然衰减，然后将其浓缩，再装桶贮藏，但因其中仍含有铯137、锶90等长半衰期的核种，另由于废液之发热与腐蚀性导致材料强度之下降，故须再采用固化处理法。将废料固化有下列优点：

(一)将放射性核种固化成无流动性且机械强度大的固体（核种之浸出率小），使贮藏容器之腐蚀速度变小，可防止逸出周遭环境，即可将放射性核种封闭抑制其散逸。

(二)可减小贮藏所需空间容积。

(三)稳定性较好。

(四)高温贮藏成为可能。

(五)安全性提高，操作变易，便于往隔离地点之运送、搬运、废料作业。

(六)不必如液态贮藏时之严格保存、监视。

其中最主要的方法为玻璃固化法，因玻璃之溶解度及含有成分之浸出率极低，且减容系数相当大，应用已确立之玻璃制造技术，将强放射性废液玻璃化，使放射性核种固定于玻璃中；但相反地，装置比较复杂，处理费高，因高温（900～1200℃）处理所需之装置材料、放射性核种之挥发等问题尚未解决。

因此也有人建议以下两种完全之处理处置法，一为将极高放射性废料装入火箭，投弃于外太空；或使用高功率之高密度中子源、高能量质子加速器或核融合反应器，将分裂产物中之长半衰期核种（锶90、铯137、氪-85、锝99、碘129等）以中子照射行核变换，而转成短半衰期、极长半衰期或稳定的核种。前者于只是纸上谈兵作业，技术尚待克服，并无实用远景，且将造成太空垃圾，亦是一种不负责任的行为。后者亦只开始检讨阶段，无论在技术上或经济上尚有诸多困难必须解决，不过此法较符合处理原则，安全性亦较高。

放射性废料的处理不仅会影响大自然的生态平衡，甚至影响核能和平用途的发展，故其实为核能工业的关键课题，有待从事核能研究的学者、专家共同合作来解决。

一、在热中子反应器中有较大的η值（η= 2.287），使滋生可能。另快中子的滋生亦希望无穷。

二、有较高的转化比（conversion ratio）及较长的燃料寿命。

三、燃料价格较低，比浓缩铀或循环回收钚的便宜。

四、有足够的滋生燃料来维持反应炉中燃料的链反应，而不需另添加可裂燃料。

五 、除可降低燃料循环的价格外，另可更有效的利用低价位的铀燃料。

六、可耐较高的辐射剂量，且易于加工。

一、最主要的不利在于由钍232转化成铀233的过程中，产生了铀232。因为由铀232再衰变成稳定同位素铅208的过程中，会产生放射高强度γ-射线的铋212及铊208又其中铀232及钍228会在再处理过程中，伴随在铀233及钍232中产生，使得经过再处理后所制成的燃料元件仍具高放射性，以致在制造时，人需在具有屏蔽或隔离的设备中，增加制造成本。

二、处理钍燃料时，需更多的强力熔剂，即更浓的硝酸，且以氟化物当触媒，而使用这些熔剂后，将使萃取、废料处理、酸碱调整更复杂。

三、钍燃料溶液须另加一些溶液，来去除过量的酸。

四、在萃取时，会形成第三相的相平衡，使得其在相同的设备下，其萃取速率较铀燃料溶液（仅有机相与无机相两相）为慢。

气冷式快滋生反应器（GCFBR）

气体冷却剂如空气、二氧化碳、氢、氦、甲烷、氨及水蒸汽等，其热传递性能虽不如水及液态金属，但具有辐射及热稳定性，容易输送，危险性低等性质，也可用作冷却剂。气体冷却剂的热传递性能可因压力容器的厚壁设计增高操作压力而增加其数值，也可利用陶瓷核燃料，增加操作温度而获得提高。

图八为一典型的高温气冷反应器的容器结构。其核心通常采用浓缩成分很高的铀－钍（235U-232Th-233U）作为核燃料，并使233U再循环使用。在反应器刚启动时，核心所含的浓化铀-235高达93%，其馀为232Th以碳化物或氧化物的形式存在。在以后的核燃料循环中可采用233U以代替用过的235U在铀及钍燃料的表层通常包覆着热解过的含碳物接合于燃料表面，以保存气体分裂产物于燃料之内。在铀-235的燃料颗粒表面并包覆一层碳化矽物质，使金属性分裂产物同时能保持于可裂核燃料内，并容易作为以后核燃料再处理过程中鉴别可裂及可孕核燃料之用。

采用气体作为冷却剂的快滋生炉也如液态金属的快滋生反应炉（LMFBR）那样具有吸引性，而前者较后者有下列几种优点：

(一)气体冷却剂中氦为钝气，不与空气及水起作用，故无需额外设置中间热交换器。

(二)氦气与中子交互作用的反应比液态钠小，故所需的过量反应率低，滋生效果好，可使倍增时间缩短。

(三)氦气的放射性污染小，不像钠那样具有高的诱导放射性，因此维修容易，安全性高。

(四)液态钠由于温度过高会引起沸腾，产生气泡，致过度加热甚至将燃料元件烧毁，氦气则不会产生气泡，故无此意外灾害。

(五)气冷式常置有缓速剂，使钍的利用率大大提高。但GCFBR的缺点则为气体的导热率很低，热传性能欠佳，故为改善热传效率，需操作于高温及高压情况下，容器所遭受的压力较大，同时遇到反应器意外事件停机时，不能像液态钠可利用自然对流方式自行冷却，而需完全靠机械方式使气体冷却剂循环冷却。

熔盐反应器（MSR）

熔盐滋生反应器系由最初发展用作核动力航空器上的熔盐反应器实验（MSRE）衍变而来。MSRE所用的熔盐仅为铀、锂-7、铍及氧化锆的混合物而不含钍元素，但由于科技的进展及实验的证明，得知若利用含232Th及含233U的熔盐作为核燃料，利用滋生原理以变换可孕核燃料钍232为可裂核燃料铀233，则可得最大的经济使用效果，比采用铀238及钚239的组合为佳。

熔盐核燃料因其为液态，可直接用于反应器内，不必如一般实心固体核燃料需另外设厂制造燃料元件，也无需更换及再处理燃料元件等复杂手续，故可减少核燃料制造及再循环的费用。熔盐又有好的中子使用性能，可在低压下操作于很高的温度，因此热效率高，操作费用低。熔盐滋生反应器可利用铀-233、铀-235或钸-239等起动，因此可采用价格最低的核燃料组合，以得最经济的动力。

熔盐滋生反应器所采用的熔盐核燃料为氟化锂、氟化铍、四氟化钍及四氟化铀等混合物。在四氟化铀及四氟化钍中混入金属氟化物如氟化锂及氟化铍作为稀释剂，可增加及改善核熔盐的化学、金属及物理等性质，同时使熔盐的热传性能增加而利于将热能传送给其他的冷却剂。核熔盐不再与水或空气起作用，不受辐射损害，并具有良好的安全性等，故成为一很好的液态核燃料。

图九显示一典型的熔盐滋生反应器动力厂，在核心中央部，石墨棒与石墨棒间，供给约13V%（体积百分比）的熔盐，为核心装置部分，环绕核心则装配约37V%的熔盐作为围包，使石墨缓速的能力在此部分相对的减少，以增加钍-232吸收或捕获中子的机会，滋生可制核燃料。

另为确保熔盐滋生反应器能滋生可裂核燃料，须将熔盐内因分裂反应而生的中子吸收体继续移除，以免损失过多的中子。分裂产物中可吸收中子的主要物质为氙气（Xe）及稀土元素如钕（Nd）、铕（Eu）、铒（Zr）等。又在钍-232与中子反应形成钍-233时，可蜕变为镤（233Pa），亦为吸收中子的主要元素，需在3～5日的循环过程中，由熔盐内除掉。氚气及一些分裂产物的金属，可利用氦气洒洗移除之，不能清除的气体产物则经过一化学处理厂移除之，并回收铀-233及补充可孕核燃料，再进入反应器内形成一循环系统。

台湾本身的天然资源相当贫乏，除了少量的煤及天然气外，能源几乎全靠进口，连发电成本最低廉的核能亦不例外。依据核能研究所的调查，台湾在嘉义、台南外海一带，蕴藏有约55万吨的重砂，其中含可提炼钍的黑独居石约3万多吨，可提炼铀的黄独居石4千多吨。因此，我们可以考虑研究发展滋生炉，以因应我们本身的能源需求，更由于其不必浓缩，又是自产资源，产量可自我控制，受国际政治与市场供应上的限制较少。

台湾近年来在核能工业上已累积了不少的经验与技术，且培养了不少人才，核能发电的绩效也相当优良，因此应该加速进行建立自己的核能工业，如矿的提炼、萃取、核燃料的制造……等技术之生根与提升，结合学术界与工业界。一方面注意国外的最新发展趋势，将来无论是采取技术合作或整厂输入，才能站在更有利的谈判地位，为我们争取更大的利益。

在这能源短缺的时代，石油价格居高不下，但能源需求日殷，且有走向更大型及更清洁、安全要求的趋势，因此展望未来，太阳能与融合炉势必成为廿一世纪的宠儿。而太阳能的应用，仍有些工程上的技术尚待克服，主要是由于太阳光的能量密度太小，收集不易，太阳电池的效率仍不够高且价格太贵。而若将此设备置于地球轨道大气层外，虽然吸收效果较好，且不受大气层气流的影响，但如何输送这些设备到轨道上及组合问题，则有待太空科技的发展。而融合反应的控制，像温度、时间、材料、能量输出等技术，仍有待开发。由于理论早已证明可行，故美国、苏联、日本、西欧也正加紧研究中，像美、苏就已有同型微功率反应炉正在实验中。

而在这过渡的时期，核分裂反应器虽担任这暂时解决人类能源问题的主要角色，但由于低价位的铀矿正不断地大量消耗，与较不经济的操作、运转方式，更有烦人的核分裂产物，导致社会上反核潮流的压力，增加建造工程申请的困难。故二十世纪末，人们必须开发滋生炉，以因应能源需求的成长，且延伸融合炉的开发技术。所以如何加速滋生炉的发展，又能限制核武器不扩散，实为解决当前人类恐核危机的课题。