基本介紹
- 中文名：釷燃料
- 外文名：Thorium fuel
- 含義：代鈾-235的核燃料鈾-233的釷-232
- 目的：以製成核子純度級的釷
- 領域：核能
背景,世界各國釷燃料的研究動向,白俄羅斯,中國,法國,印度,韓國,釷─鈾核反應,獨居石,釷燃料循環,礦的提煉,進料,燃料元件的製造,反應器中的輻射照射,冷卻,照射過燃料運送,再處理,廢料處理,釷循環較鈾、鈽循環的優點與缺點,優點,缺點,釷燃料滋生式反應爐,氣冷式快滋生反應器（GCFBR）,熔鹽反應器（MSR）,釷在台灣的潛力,總結,
背景
核能發電目前是以鈾-235為主要原料，鈾含量高的礦藏正在急遽下降。能取代鈾-235的核燃料之一是鈾-233，但它在自然界並不存在，得要從釷-232來製造。核能發電是能源危機中的新寵，但由於核分裂反應器所使用的低價位鈾正不斷地大量使用，預估將於本世紀末耗盡，屆時勢必被迫使用經濟價值較低的高價位鈾，並建立更多的提煉工廠，如此將提高發電成本。
在新能源尚未開發成功前，解決之道尚可引用快中子滋生爐（breeding reactor），由再處理而得的鈽239，它可適用於快中子反應器，如此緩和了一部分天然鈾的需求量。另一方法，即利用釷來滋生，由於釷礦的蘊藏量較鈾礦豐富，在地球上的埋藏量約為鈾之3～5倍，且較便宜，而更重要的是在熱中子反應器中，可以產生可分裂的233U。另一優點是，在變更輕水爐的設計時，較為簡便。不但可以降低鈾的需求量，達更好的利用率（約增大50倍），減少分離工廠的設立，另可延長反應器的使用年限，降低發電成本。
世界各國釷燃料的研究動向
白俄羅斯
從70 年代初期開始為反應堆特性計算而進行核數據評價研究, 一部分BROND-2( 俄羅斯核資料庫) 正在被採用。Th-U 循環的數據很少, 根據不同的核資料庫, 甚至是對於像keff 那樣基本的量, 也產生很大的差別。尤其是關於在ADS ( 加速器驅動系統) 的( n, X n) 反應的效應差別很大, 為解決此問題採用14 MeV 中子源, 並用聚乙烯慢化劑和10% UO2 濃縮燃料的8 cm×8 cm× 60cm 輻照盒, 堆成40 cm×40 cm×60 cm, 再用100 cm×100 cm×120 cm 反射體圍起來的體系( 0. 9< keff < 0. 99) 。計畫用此來測定 長壽命核裂變產物( FP) 和MA ( 高序數錒系元素) 的轉化率。經計算確證該體系的中子譜近似於ADS。
中國
中國在正在計畫進行的模組型HTR 概念設計中採用了熱功率200 MW 的球床堆 ( PBR) 為對象, 以PuO2-T hO2 為燃料, 在連續燃料交換的平衡循環中進行Pu 的燃耗分 析。計算程式採用德國的處理雙重非均勻效應的VSOP。分析的結果表明,WG-Pu( 94%239Pu) 和RG-Pu( 裂變性鈽70Wt% ) 的情形各異。為了使慢化劑反應性溫度係數為負值, WG-Pu 情況下需要每個燃料球含11 g重金屬; RG-Pu 情況下則需要每個燃料球含7 g 的重金屬。燃料球的直徑為6 cm, 燃料區的直徑為5 cm, 塗敷顆粒的半徑為0. 025cm, 包層材料為C/ C/ Si/ C= 0. 009/ 0. 004/0. 0035/ 0. 0035。針對WG-Pu 富集度為 12%、每個球含有13 g 重金屬的情況, 計算失水事故的熱工水力特性, 其最高溫度為 1448 ℃, 低於塗敷顆粒放出FP 的溫度( 1600℃) 。說明該反應堆具有固有的安全設計。
法國
60 年代末到80 年代, CEA 和EDF 進行了理論研究。接著在NOVAT OM 和CEA 的協助下, 進行了以ThC 為燃料的稱為RHT F2 的Fo rt St . Vrain 型的HT R 研究, 但研究於1978 年被放棄。進入90 年代後, 從廢物處理的觀點出發, 做了各種研究, 這些研究可分為以下幾類:
( 1) 通過把238U 轉換成釷以減少MA 產生的PWR 和FBR; ( 2) 以提高錒系元素燃耗為目的的CABRA 計畫中的釷利用;
( 3) 以節約天然資源, 最大限度地有效利用鈽以及改進廢物管理法為目的的評價釷 燃料可行性的PWR 研究;
( 4) 與加速器驅動反應堆等混合型反應堆概念相關的核數據的研究。因此, 1998 年中期, 進行了MASU RU CA 堆裝1. 2 噸ThO2 燃料的次臨界實驗。PWR 的研究, 以一個循環287 個有效滿功率天數( EFPD) 、平均燃耗為33 GWd/ t、每次換1/ 3 料的功率為900 MW 的PWR 為對象, 進行了與以下5 種燃料配置( 質量平衡) 及動態特性相關的參量分析。 T h+ 235U ( 高濃縮U) ( HEU / T h) , Th+ RG- Pu ( 第一代) ( RG/ T h) , 含Th+ 233U 的U ( UT / T h) , Th+ 235U ( 中濃U , U < 20% )( MEU/ T h) , Th+ WG- Pu (WG/ T h) 。分析的結果是, UT / Th 的裂變產物消費最小, MA 的產生量較少, 轉換率最大。但是,UT 必須在Pu/ T h 的後處理中得到, Pu/ Th的裂變產物消費最大, MA 的產生量也很大。但該循環不會產生含91% 233U 的鈾。另外,由於MEU/ T h 燃料在循環結束時, 核裂變同位素的比率將會變得很高, 所以為節省資源最好進行長循環後處理。觀察動態特性的相關係數, 便可發現釷有使Pu/ Th 燃料的動態特性係數穩定的傾向。但是, 由於使用釷會使慢化劑係數變得很大, 這將導致蒸汽管破損事故更加嚴重。eff 將使掉棒事故的控制度變得困難。為此,法國與義大利及瑞士一同進行分離鈾與鈽、針對鈽採用局部慢化劑體積比大的APA 型燃料組件的研究。製造釷燃料採用與製造UO2 燃料同樣的乾式粉末冶金法, 可得到理論密度為98%的燃料。今後的計畫如下:
( 1) 改善針對T h 和Pu 的若干核數據。 ( 2) 通過臨界實驗確認動態特性係數及控制性能。 ( 3) 進行高燃耗照射和驗證試驗。
( 4) 為解決國內將會發生的種種問題, 工業部門應確定面臨的和考慮的組件及配置。
印度
印度有鈾資源5 萬噸, 有釷資源36 萬噸。所以印度決定分三階段開發核能:
( 1) 以PHWR ( 加壓型重水堆) 利用天然鈾;
( 2) FBR ( 使用第一階段得來的Pu 和233U )
( 3) 利用釷的熱中子堆。
為此目的, 到目前為止一直在進行以下的開發研究。
( 1) 為了使初期的功率輸出比較穩定, 在格格拉帕爾核電站的2 台機組上以燃料棒束的形式裝了500 kg 的T hO2。在研究堆CYRUS 的壓水池中對6 根裝釷燃料的組件( T hO2-4% PuO2) 進行照射,照射後納入試驗系統。另外, 正在對兩組6 根裝T hO2-6. 75% Pu2 的燃料組件進行照射。
( 3) 製造採用板狀Al-233U ( 20%) 燃料的組件, 巴巴原子能研究中心的臨界實驗 ( PU RNIMA-Ⅱ ) 之後, Indira GanelhiCenter 運行著功率為30 kW 的中子源反應堆。
( 4) 快實驗堆FBT R 的再生區使用T hO2 燃料組件。
( 5) 開發以釷燃料提取233U 的技術。
( 6) 同樣地, 開發PHWR 用的釷燃料棒束製造法, 並且也開發T hO2-PuO2 燃料塊製造法。
( 7) 正在設計能有效利用釷的新型重水堆( AHWR) 。該
韓國
受能源限制, 韓國對釷的利用及DUPIC燃料頗為關心。稱為HYPER 計畫的1000 MW 的反應堆每年可消耗380 kg 的MA, 這將作為以生產能源為目的的ADS 研究來實 施, 並計畫在2001 年之前開發出次臨界反應堆的基礎性技術, 在2006 年之前製造出了熱 功率為5 MW 的試驗裝置。1 GeV、1 6 mA 的質子加速器正在設計之中, 並決定以熔鹽的形式利用釷。
韓國的核燃料循環有以下特點: 1不建濃縮設施; 2 不把鈽與其他T RU 分離; 3 將 用高溫化學法分離的T RU 以氟化物的形式與釷混合; 沒有分離Pa 的工序。根據採用MCNP 和ORIGEN 的預算,先裝20. 9 t 釷和8. 89 t T RU , 700 天后先除去FP 再裝上100 kgTRU, 以後, 每隔1000天去除一次FP, 裝80 kg 的T RU 。計算結果是, T RU 中的裂變性鈽將由59. 8%下降到17. 6% , 32 年時間可消費6114 kg T RU 和8160 kg 釷, 將剩下1662 kg 233U 。可見, 釷循環在處理PWR 的乏燃料上是積極有效 的。循環後端剩下的T RU 可在快中子( 光譜) 能譜下燃燒。
釷─鈾核反應
在三種易裂燃料鈾233、鈾235、鈽239中，只有鈾235是天然存在，且在一般的輕水式反應爐（light water reactor，LWR）須使用低濃縮鈾（2～5%），而鈾233、鈽239則分別由釷232、鈾238吸收一中子後轉化而來，圖一表示了232Th轉化成233U的過程。
在轉化過程中，最主要的是：
此轉化的最大優點在於釷礦中，釷全以釷232存在，很少有別的同位素，不需濃縮且提煉較鈾簡單；另一特性乃釷在作為反應器燃料時，以金屬態存在，易於加工，而二氧化釷比相當的鈾化合物可耐更大的輻射劑量，即可允許更大的中子通率，使功率密度更大。所形成的鈾233，其η值（每吸收一中子所放出的平均中子數）較鈾235大（在任何中子能量），而當中子能量小於40KeV時，亦較鈽239大（見附表），使得鈾233在熱中子反應器中，為唯一最有希望產生滋生反應的核燃料。不過鈽239在快中子反應器中，則有些性質較鈾233為優。
獨居石
獨居石是稀土金屬礦的主要礦物之一，常含釷、鋯等。單斜晶系,晶體呈細小板狀。棕紅、黃或黃綠色，油脂光澤或玻璃光澤,貝殼狀至參差狀斷口。性脆，硬度5～5.5,密度4.9～5.5g/cm3。在紫外光照射下發鮮綠色螢光。因常含鈾、釷、鐳，故具有放射性。主要產於偉晶岩、花崗岩及其與之有關的期後礦床中,共生礦物可有氟碳鈰礦、磷釔礦、鋰輝石、鋯石、綠柱石、磷灰石、金紅石、鈦鐵礦、螢石、重晶石或鈮鐵礦等。由於獨居石的化學性質比較穩定、密度較大，故常形成濱海砂礦和沖積砂礦。獨居石溶於硫酸,與KOH溶合後加鉬酸銨便出現磷鉬酸銨黃色沉澱。
釷燃料循環
礦的提煉
釷資源中產量最多的礦物為獨居石（monazite），以製成核子純度級的釷。
進料
一般以Th(NO3)4.4H2O作為原料，另再加上一些濃縮鈾、鈽239或鈾233，作為最先維持連鎖反應的可裂原料。
燃料元件的製造
反應器中的輻射照射
在必要的試驗及檢查後，將元件放入爐心照射，在燃耗掉可裂物的過程中，利用過剩的中子將釷轉化成鈾233，經足夠的照射後，取出燃料，將之冷卻。
冷卻
核燃料元件在反應器內使用期間通常約為三～四年，然後移出，由於分裂產物的高放射性，故暫時置於水池內冷卻三～四個月，讓分裂產物中半衰期較短的放射性核種衰變，然後再裝入堅實禁止的鋼桶中，運往燃料再處埋廠，雖然經過冷卻，但於再處理過程中，仍需以重元素來禁止這些照射過的燃料。
照射過燃料運送
裝運用過核燃料的鋼桶是經小心設計的容器，須符合國家原子能法規的種種試驗，為的是在運送過程中，不使照射過燃料外泄，污染環境。
再處理
處理的方式與鈾燃料相似，先以機械方式切斷燃料棒，再以濃硝酸溶解，惟金屬釷在硝酸中呈“怠惰性”，故須添加小量氫氟酸，使之易於溶解，但氟離子易與鈾及釷形成錯化合物，影響萃取效果，且又引起強烈的腐蝕問題，解決之道可採用硝酸鋁，因其可使氟與硝酸鈾醯及硝酸釷醯完全化合。溶解之後，乃蒸餾硝酸鹽溶液，直至清除所有之游離酸且稍過量。再加硝酸鋁，並將此溶液移入萃取設備中，以一烴類中溶解42.5%之磷酸三丁酯（TBP）稀溶液行逆流萃取，同時萃取出釷及鈾。
最後分離釷及鈾-233，用硝酸稀溶液選擇性萃取釷，以TBP洗滌之水溶液，再萃取少量的鈾，硝酸釷之水溶液再由草酸鹽沉澱、結晶等法處理之，整個過程謂Thorex法。
廢料處理
(一)將放射性核種固化成無流動性且機械強度大的固體（核種之浸出率小），使貯藏容器之腐蝕速度變小，可防止逸出周遭環境，即可將放射性核種封閉抑制其散逸。
(二)可減小貯藏所需空間容積。
(三)穩定性較好。
(四)高溫貯藏成為可能。
(五)安全性提高，操作變易，便於往隔離地點之運送、搬運、廢料作業。
(六)不必如液態貯藏時之嚴格保存、監視。
其中最主要的方法為玻璃固化法，因玻璃之溶解度及含有成分之浸出率極低，且減容係數相當大，套用已確立之玻璃製造技術，將強放射性廢液玻璃化，使放射性核種固定於玻璃中；但相反地，裝置比較複雜，處理費高，因高溫（900～1200℃）處理所需之裝置材料、放射性核種之揮發等問題尚未解決。
因此也有人建議以下兩種完全之處理處置法，一為將極高放射性廢料裝入火箭，投棄於外太空；或使用高功率之高密度中子源、高能量質子加速器或核融合反應器，將分裂產物中之長半衰期核種（鍶90、銫137、氪-85、鎝99、碘129等）以中子照射行核變換，而轉成短半衰期、極長半衰期或穩定的核種。前者於現在只是紙上談兵作業，技術尚待克服，並無實用遠景，且將造成太空垃圾，亦是一種不負責任的行為。後者亦只開始檢討階段，無論在技術上或經濟上尚有諸多困難必須解決，不過此法較符合處理原則，安全性亦較高。
放射性廢料的處理不僅會影響大自然的生態平衡，甚至影響核能和平用途的發展，故其實為核能工業的關鍵課題，有待從事核能研究的學者、專家共同合作來解決。
釷循環較鈾、鈽循環的優點與缺點
優點
一、在熱中子反應器中有較大的η值（η= 2.287），使滋生可能。另快中子的滋生亦希望無窮。
二、有較高的轉化比（conversion ratio）及較長的燃料壽命。
三、燃料價格較低，比濃縮鈾或循環回收鈽的便宜。
四、有足夠的滋生燃料來維持反應爐中燃料的鏈反應，而不需另添加可裂燃料。
五 、除可降低燃料循環的價格外，另可更有效的利用低價位的鈾燃料。
六、可耐較高的輻射劑量，且易於加工。
缺點
一、最主要的不利在於由釷232轉化成鈾233的過程中，產生了鈾232。因為由鈾232再衰變成穩定同位素鉛208的過程中，會產生放射高強度γ-射線的鉍212及鉈208又其中鈾232及釷228會在再處理過程中，伴隨在鈾233及釷232中產生，使得經過再處理後所製成的燃料元件仍具高放射性，以致在製造時，人需在具有禁止或隔離的設備中，增加製造成本。
二、處理釷燃料時，需更多的強力熔劑，即更濃的硝酸，且以氟化物當觸媒，而使用這些熔劑後，將使萃取、廢料處理、酸鹼調整更複雜。
三、釷燃料溶液須另加一些溶液，來去除過量的酸。
四、在萃取時，會形成第三相的相平衡，使得其在相同的設備下，其萃取速率較鈾燃料溶液（僅有機相與無機相兩相）為慢。
釷燃料滋生式反應爐
氣冷式快滋生反應器（GCFBR）
氣體冷卻劑如空氣、二氧化碳、氫、氦、甲烷、氨及水蒸汽等，其熱傳遞性能雖不如水及液態金屬，但具有輻射及熱穩定性，容易輸送，危險性低等性質，也可用作冷卻劑。氣體冷卻劑的熱傳遞性能可因壓力容器的厚壁設計增高操作壓力而增加其數值，也可利用陶瓷核燃料，增加操作溫度而獲得提高。
圖八為一典型的高溫氣冷反應器的容器結構。其核心通常採用濃縮成分很高的鈾－釷（235U-232Th-233U）作為核燃料，並使233U再循環使用。在反應器剛啟動時，核心所含的濃化鈾-235高達93%，其餘為232Th以碳化物或氧化物的形式存在。在以後的核燃料循環中可採用233U以代替用過的235U在鈾及釷燃料的表層通常包覆著熱解過的含碳物接合於燃料表面，以保存氣體分裂產物於燃料之內。在鈾-235的燃料顆粒表面並包覆一層碳化矽物質，使金屬性分裂產物同時能保持於可裂核燃料內，並容易作為以後核燃料再處理過程中鑑別可裂及可孕核燃料之用。
採用氣體作為冷卻劑的快滋生爐也如液態金屬的快滋生反應爐（LMFBR）那樣具有吸引性，而前者較後者有下列幾種優點：
(一)氣體冷卻劑中氦為鈍氣，不與空氣及水起作用，故無需額外設定中間熱交換器。
(二)氦氣與中子互動作用的反應比液態鈉小，故所需的過量反應率低，滋生效果好，可使倍增時間縮短。
(三)氦氣的放射性污染小，不像鈉那樣具有高的誘導放射性，因此維修容易，安全性高。
(四)液態鈉由於溫度過高會引起沸騰，產生氣泡，致過度加熱甚至將燃料元件燒毀，氦氣則不會產生氣泡，故無此意外災害。
(五)氣冷式常置有緩速劑，使釷的利用率大大提高。但GCFBR的缺點則為氣體的導熱率很低，熱傳性能欠佳，故為改善熱傳效率，需操作於高溫及高壓情況下，容器所遭受的壓力較大，同時遇到反應器意外事件停機時，不能像液態鈉可利用自然對流方式自行冷卻，而需完全靠機械方式使氣體冷卻劑循環冷卻。
熔鹽反應器（MSR）
熔鹽滋生反應器系由最初發展用作核動力航空器上的熔鹽反應器實驗（MSRE）衍變而來。MSRE所用的熔鹽僅為鈾、鋰-7、鈹及氧化鋯的混合物而不含釷元素，但由於科技的進展及實驗的證明，得知若利用含232Th及含233U的熔鹽作為核燃料，利用滋生原理以變換可孕核燃料釷232為可裂核燃料鈾233，則可得最大的經濟使用效果，比採用鈾238及鈽239的組合為佳。
熔鹽核燃料因其為液態，可直接用於反應器內，不必如一般實心固體核燃料需另外設廠製造燃料元件，也無需更換及再處理燃料元件等複雜手續，故可減少核燃料製造及再循環的費用。熔鹽又有好的中子使用性能，可在低壓下操作於很高的溫度，因此熱效率高，操作費用低。熔鹽滋生反應器可利用鈾-233、鈾-235或鈽-239等起動，因此可採用價格最低的核燃料組合，以得最經濟的動力。
熔鹽滋生反應器所採用的熔鹽核燃料為氟化鋰、氟化鈹、四氟化釷及四氟化鈾等混合物。在四氟化鈾及四氟化釷中混入金屬氟化物如氟化鋰及氟化鈹作為稀釋劑，可增加及改善核熔鹽的化學、金屬及物理等性質，同時使熔鹽的熱傳性能增加而利於將熱能傳送給其他的冷卻劑。核熔鹽不再與水或空氣起作用，不受輻射損害，並具有良好的安全性等，故成為一很好的液態核燃料。
圖九顯示一典型的熔鹽滋生反應器動力廠，在核心中央部，石墨棒與石墨棒間，供給約13V%（體積百分比）的熔鹽，為核心裝置部分，環繞核心則裝配約37V%的熔鹽作為圍包，使石墨緩速的能力在此部分相對的減少，以增加釷-232吸收或捕獲中子的機會，滋生可制核燃料。
釷在台灣的潛力
台灣本身的天然資源相當貧乏，除了少量的煤及天然氣外，能源幾乎全靠進口，連發電成本最低廉的核能亦不例外。依據核能研究所的調查，台灣在嘉義、台南外海一帶，蘊藏有約55萬噸的重砂，其中含可提煉釷的黑獨居石約3萬多噸，可提煉鈾的黃獨居石4千多噸。因此，我們可以考慮研究發展滋生爐，以因應我們本身的能源需求，更由於其不必濃縮，又是自產資源，產量可自我控制，受國際政治與市場供應上的限制較少。
台灣近年來在核能工業上已累積了不少的經驗與技術，且培養了不少人才，核能發電的績效也相當優良，因此應該加速進行建立自己的核能工業，如礦的提煉、萃取、核燃料的製造……等技術之生根與提升，結合學術界與工業界。一方面注意國外的最新發展趨勢，將來無論是採取技術合作或整廠輸入，才能站在更有利的談判地位，為我們爭取更大的利益。
總結
在這能源短缺的時代，石油價格居高不下，但能源需求日殷，且有走向更大型及更清潔、安全要求的趨勢，因此展望未來，太陽能與融合爐勢必成為廿一世紀的寵兒。而目前太陽能的套用，仍有些工程上的技術尚待克服，主要是由於太陽光的能量密度太小，收集不易，太陽電池的效率仍不夠高且價格太貴。而若將此設備置於地球軌道大氣層外，雖然吸收效果較好，且不受大氣層氣流的影響，但如何輸送這些設備到軌道上及組合問題，則有待太空科技的發展。而融合反應的控制，像溫度、時間、材料、能量輸出等技術，仍有待開發。由於理論早已證明可行，故美國、蘇聯、日本、西歐也正加緊研究中，像美、蘇就已有同型微功率反應爐正在實驗中。
而在這過渡的時期，核分裂反應器雖擔任這暫時解決人類能源問題的主要角色，但由於低價位的鈾礦正不斷地大量消耗，與較不經濟的操作、運轉方式，更有煩人的核分裂產物，導致社會上反核潮流的壓力，增加建造工程申請的困難。故二十世紀末，人們必須開發滋生爐，以因應能源需求的成長，且延伸融合爐的開發技術。所以如何加速滋生爐的發展，又能限制核武器不擴散，實為解決當前人類恐核危機的課題。
