核能發電是能源危機中的新寵。但由於核裂變反應堆中使用的低價鈾不斷被大量使用，估計到本世紀末就會耗盡。屆時，它將被迫使用經濟價值較低的高價鈾，並建造更多的精煉廠，這將增加發電成本。
在新能源還沒有開發成功之前，解決方案仍然可以被快中子增殖爐引用(增殖？反應堆)，從再加工中獲得的239鈈可用於快中子反應堆，從而緩解對壹些天然鈾的需求。另壹種方法，就是用釷來繁殖，因為釷礦比鈾礦豐富，它在地球上的埋藏量大約是鈾的3 ~ 5倍，而且更便宜。更重要的是，它能在熱中子反應堆中產生可分裂的233U。另壹個好處是更容易改變輕水爐的設計。不僅可以減少對鈾的需求，提高利用率(提高50倍左右)，減少分離廠的建立，還可以延長反應堆的使用壽命，降低發電成本。
釷鈾核反應
233U、235U、239Pu三種易裂燃料中，只有235U是天然存在的，而且在壹般的輕水反應堆(light？水？反應堆(LWR)必須使用低濃縮鈾(2 ~ 5%)，而233U和239Pu分別由232和238U吸收壹個中子後轉化而來。圖1顯示了將232nd轉換為233U的過程。
在轉變過程中，最重要的是:
這種轉化最大的好處是釷以232Th存在，其他同位素很少，不需要濃縮，提取比鈾簡單。另壹個特點是，釷作為反應堆燃料時，以金屬狀態存在，易於加工，而ThO2可以承受比同等鈾化合物更大的輻射劑量，即可以允許更大的中子通量，使功率密度更高。形成的233U的η值(每吸收壹個中子釋放的平均中子數)大於235U(在任何中子能量下)，在中子能量小於40KeV時也大於239Pu(見附表)，使233U成為熱中子堆中唯壹最有希望增殖反應的核燃料。然而，在快中子反應堆中，239Pu的某些性能優於233U。
釷燃料循環
釷的燃料循環(見圖2)描述如下:
1.礦石提煉:獨居石是釷資源中最豐富的礦物，壹般釷含量為1 ~ 15%。先將獨居石溶於硫酸或氫氧化鈉中，過濾沈澱，再溶於硝酸中，最後用有機溶劑萃取形成硝酸釷。但由於它往往與壹些俘獲截面很大的稀土元素共存，如Gd、Sm、Eu、Dy等，所以有必要對其進行細化。，而且主要是用有機溶劑萃取法，再用離子交換法來制取核純的釷。
2.加料:壹般以Th(NO3)4·4h2o為原料，加入部分濃縮鈾、239Pu或233U作為第壹可裂解原料，維持鏈式反應。
3.燃料元件的制造:將進料轉化為所需的化合物，如ThO2或ThC2，然後混合制成ThO2-UO2或ThC2-UC2的燃料芯塊或燃料棒，然後放入合適的護套中，如鋯合金-2或鋁合金，以組裝燃料元件。
4.反應堆內的輻射輻照:經過必要的試驗和檢查後，將組件放入爐芯進行輻照，在可裂變物質燃盡的過程中，利用多余的中子將釷轉化為233U，充分輻照後取出燃料並冷卻。
5.冷卻:核燃料元件在反應堆中的服役期通常在三到四年左右，然後被取出。由於裂變產物的高放射性，它們被暫時放置在水池中三到四個月，以允許裂變產物中半衰期短的放射性核素衰變，然後它們被放入有固體屏蔽的鋼桶中，然後被運送到燃料掩埋廠。雖然它們被冷卻了，但在後處理過程中，這些輻照燃料仍然需要被重元素屏蔽。
6.輻照燃料的運輸:運輸用過的核燃料的鋼桶是壹個精心設計的容器，必須符合國家原子能法規的各種測試，以防止輻照燃料在運輸過程中泄漏出去汙染環境。
7.再處理:處理方法類似於鈾燃料。燃料棒先用機械切斷，再用濃硝酸溶解。而金屬釷在硝酸中是“惰性”的，所以必須加入少量的HF，使其易於溶解。但氟離子容易與鈾、釷形成錯誤的化合物，影響萃取效果，引起強烈的腐蝕問題。溶液可以是硝酸鋁，因為它能使氟與硝酸鈾酰和硝酸釷酰完全結合。溶解後，蒸餾硝酸鹽溶液，直到所有遊離酸都被除去且略微過量。加入硝酸鋁，將該溶液移入提取設備，用溶解在烴中的磷酸三丁酯(TBP)稀溶液進行逆流提取，同時提取釷和鈾。
最後分離釷和鈾-233，用稀硝酸溶液選擇性提取釷，水溶液用TBP洗滌，然後提取少量鈾。硝酸釷的水溶液通過草酸鹽沈澱和結晶進行處理。整個過程稱為Thorex方法(見圖3)。
八、廢物處理:由於易裂解燃料的經濟價值高，必須通過再加工廠回收，既能降低發電成本，又能避免資源浪費。但再加工後的廢液中含有裂變過程中留下的裂變產物，有些放射性高達數百萬居裏，半衰期數萬年甚至上億年，必須謹慎處理。其中，B、I、Xe、Kr、Ru等揮發性裂變產物可被活性炭反復吸附直至無害，再從吸附塔排出。剩余的放射性廢物應儲存壹段時間，使其放射性自然衰減，然後濃縮並儲存在桶中。但由於其中仍含有137Cs、90Sr等半衰期較長的核種，且受廢液的熱量和腐蝕性影響，材料強度下降，因此需要再次采取固化處理。固化廢物有以下優點:
(1)放射性種子固化成無流動性、機械強度高的固體(種子的浸出率低)，從而降低貯存容器的腐蝕率，並能防止放射性種子從周圍環境中逸出，即能密封放射性種子，抑制其逸出。
(2)可以減少存儲所需的空間體積。
(3)穩定性好。
(4)高溫儲存是可能的。
(5)提高了安全性，易於操作，便於運輸、搬運和廢物運至隔離場所。
(6)不需要像液體儲存那樣嚴格儲存和監控。
其中，最重要的方法是玻璃固化。由於玻璃的溶解度和成分浸出率極低，體積縮減系數相當大，所以利用既定的玻璃制造技術，將高放射性廢液玻璃化，將放射性種子固定在玻璃中。但相反，設備復雜，處理成本高，高溫(900 ~ 1200℃)處理所需的設備材料和放射性種子揮發問題壹直沒有解決。
因此，也有人提出，有兩種完整的處置方法:壹種是將極高放射性廢物裝入火箭，扔到外太空；或者使用大功率高密度中子源、高能質子加速器或核聚變反應堆對長半衰期核素(90Sr、137Co、85Kr、99Tc、129I等)進行改造。)在裂變產物中被中子輻照成短半衰期、極長半衰期或穩定的核素。前者現在只是紙上談兵，技術還有待攻克，沒有實用前景，還會造成太空垃圾，也是不負責任的行為。後者只是在審查階段，還有很多技術和經濟上的困難需要解決，但這種方法更符合治療原則，安全性更高。
放射性廢物的處理不僅會影響自然界的生態平衡，還會影響和平利用核能的發展，所以它實際上是核能行業的壹個關鍵問題，需要從事核能研究的學者和專家的合作。
釷、鈾和釙燃料循環
釷、鈾和釙的燃料循環分別參見圖2、圖4和圖5。
與鈾和釙循環相比，釷循環具有以下優勢:
第壹，有壹個很大的η值(η =？2.287)，使育種成為可能。此外，快中子的繁殖也大有可為。
第二，有很高的轉化率(轉化率？比率)和更長的燃料壽命。
第三，燃料價格更低，比濃縮鈾或回收鈈便宜。
四、有足夠的增殖燃料維持反應堆內燃料的鏈式反應，不添加其他可裂變燃料。
五個？除了降低燃料循環的價格，低價鈾燃料可以得到更有效的利用。
第六，可以承受更高的輻射劑量，易於加工。
然而，釷循環也有以下令人不快的缺點:
第壹，主要缺點是在從232Th轉化到233U的過程中，產生了232U(見圖6)。因為發射高強度γ射線的212Bi和208Tl(見圖7)在從232U再衰變為穩定同位素208Pb的過程中會產生232U和228Th，在再處理過程中會產生232 u和228Th，這樣再處理後制成的燃料元件仍然具有很高的放射性，以至於人們在制造時需要有屏蔽或232Th。
第二，當處理釷燃料時，需要更強的熔劑，即更濃的硝酸，並且使用氟化物作為催化劑。使用這些熔劑後，提取、廢物處理、酸堿調節都會更加復雜。
三、釷燃料溶液必須添加壹些溶液，以除去多余的酸。
(4)在萃取過程中，會形成第三相的相平衡，使其萃取速率比相同設備下的鈾燃料溶液(只有有機相和無機相)慢。
釷燃料增殖反應堆
壹.氣冷快速增殖反應堆
氣體冷卻劑，如空氣、二氧化碳、氫氣、氦氣、甲烷、氨氣、水蒸氣等，在傳熱性能上不如水和液態金屬，但具有輻射和熱穩定性好、易於運輸、危險性低的特性，也可用作冷卻劑。利用壓力容器的厚壁設計提高工作壓力，或者使用陶瓷核燃料並提高工作溫度，可以改善氣體冷卻劑的傳熱性能。
圖8顯示了典型高溫氣冷反應堆的容器結構。其堆芯通常使用高濃度的鈾釷(235U-232Th-233U)作為核燃料，並回收233U。反應堆初期，堆芯中的濃縮鈾-235高達93%，其余以碳化物或氧化物的形式存在了232Th。在未來的核燃料循環中，可以用233U代替用過的235U。鈾和釷燃料的表面通常塗有熱解碳質材料，並與燃料表面結合，以保存燃料中的氣體裂變產物。鈾-235的燃料顆粒表面包覆壹層碳化矽，使金屬裂變產物同時保留在可裂變核燃料中，便於在後期核燃料後處理過程中用於鑒別可裂變和孕核燃料。
使用氣體作為冷卻劑的快速生長爐與液態金屬的快速生長反應堆(LMFBR)壹樣具有吸引力，前者相對於後者具有以下優點:
(1)氣體冷卻劑中的氦是惰性的，不與空氣和水反應，因此不需要設置額外的中間熱交換器。
(2)氦與中子的相互作用反應比液態鈉小，所以所需的過剩反應率低，增殖效果好，可以縮短倍增時間。
(3)氦的放射性汙染小，不像鈉那樣有很高的誘發放射性，易於維護，安全性高。
(4)液態鈉會因溫度過高而引起沸騰，產生氣泡，使燃料元件過熱甚至燃燒，而氦不會產生氣泡，所以不存在這種事故。
(5)風冷型往往配有緩速器，大大提高了釷的利用率。但GCFBR的缺點是氣體的導熱系數很低，傳熱性能差。所以為了提高傳熱效率，需要在高溫高壓下操作，對容器的壓力比較大。同時，當反應堆意外停堆時，不能像液態鈉那樣通過自然對流自行冷卻，而需要通過機械手段徹底冷卻氣體冷卻劑。？
二、熔鹽反應堆(MSR)
熔鹽增殖反應堆是從最初為核動力飛機開發的熔鹽反應堆(MSRE)實驗演變而來的。MSRE使用的熔鹽只是鈾、鋰-7、鈹和氧化鋯的混合物，但不含釷。但由於科技的進步和實驗的證明，已知如果將含232Th和233U的熔鹽作為核燃料，利用增殖原理將增殖核燃料233U轉化為可裂變核燃料，可以獲得最大的經濟使用效果，優於238U和239Pu的組合。
由於熔融核燃料是液體，可以直接在反應堆中使用，不需要另設工廠制造燃料元件，也不需要更換和再加工燃料元件，因此可以降低制造和回收核燃料的成本。熔鹽具有良好的中子性能，可以在很高的溫度和低壓下運行，因此熱效率高，運行成本低。熔鹽增殖反應堆可以使用鈾-233、鈾-235或釙-239來啟動，因此可以使用價格最低的核燃料組合來獲得最經濟的功率。
熔鹽堆中使用的熔鹽核燃料是氟化鋰、氟化鈹、四氟化釷和四氟化鈾的混合物。在UF4和ThF4中混合LiF、BeF2等金屬氟化物作為稀釋劑，可以增加和改善核熔鹽的化學、金屬和物理性能，同時增加熔鹽的傳熱性能，有利於將熱能傳遞給其他冷卻劑。核熔鹽不再與水或空氣反應，不受輻射破壞，安全性好，因此成為良好的液態核燃料。
圖9顯示了壹個典型的熔鹽增殖反應堆發電廠。在堆芯的中心部分，石墨棒之間，供應約13V%%(體積百分比)的熔鹽作為堆芯裝置部分，約37V%%的熔鹽作為外殼聚集在堆芯周圍，使石墨的緩凝能力在該部分相對降低，從而增加釷-232吸收或俘獲中子的機會，滋生核燃料。
此外，為了保證熔鹽增殖反應堆能夠增殖可裂變核燃料，熔鹽中裂變反應產生的中子吸收劑必須不斷取出，以避免損失過多中子。裂變產物中能吸收中子的主要物質是氙(Xe)和稀土元素釹(nd)、銪(Eu)、鉺(Zr)等。當釷-232與中子反應形成釷-233時，它可以轉化為鐠(233Pa)，鐠也是吸收中子的主要元素，需要在3-5天的循環中從熔鹽中除去。氚氣和裂變產物的部分金屬可通過氦氣洗滌去除，不能去除的氣體產物通過化學處理裝置去除，鈾-233回收並補充孕核燃料，然後進入反應堆形成循環系統。
釷在臺灣省的潛力
臺灣省本身自然資源貧乏。除了少量的煤炭和天然氣，幾乎全部依賴進口能源，就連發電成本最低的核能也不例外。根據核能研究所的調查，臺灣省在嘉義、臺南近海約有55萬噸重砂，其中含釷獨居石約3萬噸，含鈾獨居石4000噸。所以可以考慮發展養殖爐，既滿足自己的能源需求，又因為不需要集中，又因為是自產資源，產量可以自己控制，受國際政治和市場供應限制較少。
近年來，臺灣省在核能產業方面積累了很多經驗和技術，培養了很多人才，核能發電的表現也相當優異。因此，我們應該加快建立自己的核能產業，如礦石提煉、提取和核燃料制造等技術的紮根和升級，並將學術界和工業界結合起來。壹方面要關註國外的最新發展動態，未來無論是采取技術合作還是全廠投入，都可以站在更有利的談判地位，為我們爭取更大的利益。
打結？語言
在這個能源短缺的時代，石油價格居高不下，但對能源的需求卻在增加，而且趨向於更大、更清潔、更安全。因此，展望未來，太陽能和聚變爐必將成為21世紀的寵兒。目前太陽能的應用，還有壹些工程技術需要攻克，主要是太陽光的能量密度太小，不容易收集，太陽能電池的效率還不夠高，價格也太貴。但是如果把這個設備放在地球軌道大氣層之外，雖然吸收效果好，不受大氣氣流的影響，但是如何把這些設備運送到軌道上，如何組合，還需要航天科技的發展。然而，聚變反應的控制，如溫度、時間、材料和能量輸出，仍有待發展。因為理論早就被證明是可行的，美國、蘇聯、日本、西歐也在加緊研究。和美國、蘇聯壹樣，類似的微動力反應堆也在測試中。
在這個過渡時期，雖然核裂變反應堆在暫時解決人類能源問題上發揮了重大作用，但是低價的鈾礦石不斷被大量消耗，不經濟的運行和操作方式產生了更多令人討厭的核裂變產物，導致社會上反核潮的壓力，增加了申請建設項目的難度。因此，在二十世紀末，人們必須發展育種爐，以滿足能源需求的增長，並延伸聚變爐的發展技術。因此，如何加快培育爐的發展，限制核武器的不擴散，實際上是解決當前人類核危機的任務。