天然的同位素一種可轉換材料

天然的同位素一種可轉換材料

1易嬗變核型的治療天然精煉只有232個相位，與238個u型材料是可轉換的。232Th通過中子俘獲和β衰變,轉換為易裂變(fissile)的233U。在反應堆中,易裂變核235U或239Pu在裂變過程中釋放的中子照射232Th,使之轉換為易裂變的233U。生成的233U參與裂變,便形成233U→232Th→233U燃料循環(huán),或稱釷/鈾燃料循環(huán)。釷/鈾燃料循環(huán)工藝尚不成熟,尚未建立工業(yè)體系。但研究表明,從釷基乏燃料中提取233U,并制成233U燃料的工藝技術可行。1.1r-醇燃料循環(huán)的優(yōu)勢1.1.1和鈾燃料循環(huán)表1列舉了釷、鈾、钚重要同位素的核反應特性。由表1給出的數(shù)據(jù)可見,232Th與233U具有良好的核性質,主要體現(xiàn)在以下幾個方面:1)232Th/233U的轉換效率較高。232Th的熱中子俘獲截面(7.4×1028m2)大約為238U(2.7×10-28m2)的3倍,這意味在相同的熱中子通量下,232Th/233U的轉換率比238U/239Pu的轉換率高得多,與此相應的是熱中子被反應堆內冷卻劑、慢化劑和結構材料的吸收損失也少,中子的經(jīng)濟性較好。另一方面,233U的熱中子俘獲截面(45.76×1028m2)比239Pu的(270.33×10-28m2)小的多。232Th與238U以及233U與與239Pu的上述核性質的差異,使得在熱中子反應堆(熱堆)中233U的產(chǎn)出率高于239Pu,而233U的消耗率又低于239Pu。所以,在熱堆中輻照釷元件時,釷中233U的飽和濃度可達1.5%;而低濃鈾在熱堆中即使經(jīng)過長期輻照,其239Pu濃度始終低于1%(約0.6%);由于天然鈾在堆內停留時間較短,其239Pu濃度僅為0.3%左右。2)釷/鈾燃料循環(huán)在熱堆中也能實現(xiàn)增殖。233U和239Pu的熱中子裂變截面相差不大,但在熱堆中較寬的熱中子能譜范圍內233U吸收一個中子后,裂變所釋放的平均中子數(shù)(η)比239Pu多0.2左右。這意味著,熱堆中232Th/233U燃料循環(huán)的轉換比CR(CR=η-1-L)可以大于1,即在熱堆中也可以實現(xiàn)核燃料增殖。例如,美國希平港輕水增殖堆的增殖比CR≈1.013,ORNL設計的熔鹽增殖堆(MS-BR)的增殖比CR≈1.06。而熱堆中238U/239Pu的轉換比均小于1(在重水堆、壓水堆和模塊化高溫氣冷堆中的CR值分別為0.8、0.6和0.4)。233U較高的η值還意味著釷燃料在熱堆內反應性的降低速率較低,從而可以實現(xiàn)較高的燃耗。3)釷/鈾燃料循環(huán)產(chǎn)生較少的钚和長壽命次錒系核素。由于233U的熱中子俘獲截面(45.76×10-28m2)比239Pu的(270.33×1028m2)小的多,所以,與238U/239Pu循環(huán)相比,在熱堆中232Th/233U循環(huán)生成的钚和長壽命次錒系(MinorActinides,MA)核素(如237Np、241Am、242Cm等)的量要少得多。此外,233U需要多次吸收中子后才能生成239Pu以及240Pu以上的MA核素。上述兩個因素使得熱堆中232Th/233U循環(huán)生成的Pu和MA的量要比238U/239Pu循環(huán)低一個數(shù)量級。所以,在熱堆中232Th/233U燃料循環(huán)既有利于防擴散(產(chǎn)生的钚量少),又有利于減少長壽命MA核廢物的產(chǎn)生。4)在快堆中生產(chǎn)233U比燃燒233U更合適。在快中子譜條件下,232Th的裂變截面(0.01×10-28m2)比238U(0.04×10-28m2)低,且引發(fā)232Th裂變的中子能量閾值也較高(1.4MeV)。例如在快堆中,238U在238U-239Pu燃料中的裂變貢獻接近15%,而232Th在232Th-233U燃料中的裂變貢獻僅為2%。此外,在快中子譜條件下,隨著中子能量的提高,239Pu裂變時釋放的二次中子數(shù)迅速增加,而233U裂變所釋放的平均中子數(shù)增加不多,且少于239Pu裂變時所釋放的平均中子數(shù)。上述數(shù)據(jù)表明,在快中子堆(快堆)中,232Th或233U的裂變性能不如238U或239Pu。但是,232Th的快中子俘獲截面比238U略高,所以,232Th比較適合于在快堆增殖層中增殖233U,經(jīng)后處理分離,233U應在熱堆中燃燒,以充分發(fā)揮其在熱中子譜條件下的優(yōu)勢。1.1.2明基燃料與UO2相比,ThO2具有較好的化學和輻照穩(wěn)定性、較高的熱導率、較低的熱膨脹系數(shù)。這表明釷基燃料在堆內具有較好的運行性能,有助于燃耗的提高。事實上,美國、德國和英國早期的高溫氣冷堆的釷基混合氧化物和混合碳化物燃料均已取得過良好的運行記錄。此外,UO2容易被氧化成結構比較疏松的U3O8和UO3;ThO2則不易被氧化,故釷基燃料長期儲存的穩(wěn)定性也較好。1.2r-關于燃料轉化的問題1.2.1型輻照u/33s在釷/鈾燃料循環(huán)過程中,232Th、233Pa和233U通過(n,2n)等反應/衰變鏈均可得到232U,而由于232Th的(n,2n)反應截面最高,所以是釷/鈾燃料循環(huán)過程中232U的主要來源,其反應/衰變鏈為232U經(jīng)a衰變生成228Th,其半衰期為73.6a。232U造成的輻射危害主要來自其子體228Th的短壽命衰變產(chǎn)物(如212Pb、212Bi和208Tl)的γ輻射,其中主要是208Tl,其γ輻射能量高達2.6MeV。由于化學法無法分離232U/233U或228Th/232Th,所以232U和228Th在后處理過程中均分別與233U和232Th一起回收,造成很強的γ輻射場。這意味著后處理和燃料再加工必須進行遠距離操作。無疑,這將加大燃料循環(huán)成本。從20世紀90年代末,印度開始研究232U/233U的激光分離。該方法的物理原理可行,但是否具有經(jīng)濟性,目前尚未見到相關的評估報告。俄羅斯學者認為,采用離心分離技術分離232U/233U也是可行的。另一個可能的解決方案是降低釷元件在堆照過程中232U的產(chǎn)生量。如前所述,232Th的(n,2n)反應是反應堆照射過程中產(chǎn)生232U的主要貢獻者。該核反應的中子能量閾值為6.37MeV,對于能量高于6MeV的中子譜,壓水堆燃料孔道的比例最高,快堆增殖層的比例很低,重水堆釷靶件孔道的比例最低。這表明在相同中子通量照射下壓水堆輻照燃料中232U的增長最快。相反,釷靶件在重水堆中輻照,可以獲得很純的233U產(chǎn)品,當釷靶件中233U的含量為0.2%時,232U的產(chǎn)生量低于1mg/kg。由于快堆增殖層中中子能量高于6MeV的比例很低,俄羅斯學者的計算顯示,有可能在快堆增殖層提供最佳的增殖233U的中子譜,生產(chǎn)很純的233U(232U含量僅為10-6～10-7),從而降低輻照釷元件的γ放射性水平,以利于233U燃料元件的制備?？傊?利用快堆增殖層輻照釷可以生產(chǎn)232U含量較低的233U,即比較“干凈”的233U產(chǎn)品,有利于降低燃料加工過程中的γ輻射,這對于閉式燃料循環(huán)的初期是有利的。當然,釷基燃料一旦進入熱堆燃料循環(huán),乏燃料中不可避免地會積累較高含量的232U。1.2.2后處理的技術難度對于釷基乏燃料的后處理,迄今只有20世紀50年代中期美國ORNL開發(fā)的一個不成熟的THOREX流程,且只有少數(shù)國家開展過該流程的實驗室或中試規(guī)模研究,取得的研究數(shù)據(jù)和經(jīng)驗很少,離商業(yè)應用尚有很大距離。在后處理過程的首端,由于ThO2非常穩(wěn)定,必須在HNO3引入少量HF后才能溶解乏燃料,這樣加劇了設備和管線的腐蝕。對于高溫氣冷堆的乏燃料,基于“破碎—燃燒—浸取”或“破碎—研磨—除碳—浸取”的首端處理技術難度更大,且高溫堆燃料中石墨含量在90%以上,除了揮發(fā)性裂變產(chǎn)物之外,還有14C問題。鈾基乏燃料的后處理主要考慮鈾和钚的提取與分離;釷基乏燃料的后處理除了需要考慮釷和鈾的提取與分離,對于(Th,Pu)O2乏燃料的后處理,需要考慮釷、鈾和钚的提取與分離。2u的循環(huán)方法在反應堆中將可轉換核素232Th轉變?yōu)橐琢炎兒怂?33U后,233U的利用可以按下列2種循環(huán)方式進行:“一次通過”(Once-through)燃料循環(huán)或閉式燃料循環(huán)(Closedfuelcycle)。2.1和鈾燃料u“一次通過”循環(huán)方式,是指在反應堆內輻照232Th,生成的233U在堆內就地燃燒。乏燃料不進行后處理而直接處置?！耙淮瓮ㄟ^”循環(huán)方式的典型例子是在輕水堆內進行的RTF(RadkowskyThoriumFuel)循環(huán)。20世紀90年代初,美國前海軍堆計劃首席科學家Radkowsky提出了一種在輕水堆中進行的“一次通過”式的釷燃料循環(huán),稱作RTF循環(huán)。RTF循環(huán)的反應堆堆芯由點火—增殖單元(SeedBlanketUnit,SBU)組成,即堆芯由兩個區(qū)域構成,內區(qū)(點火區(qū))裝載235U豐度低于20%的金屬鈾燃料,由它產(chǎn)生裂變中子;外區(qū)(增殖區(qū))裝載ThO2和少量235U豐度低于20%的鈾,232Th吸收點火區(qū)提供的中子后,生成233U,從而獲得反應性而參與裂變。對于“一次通過”循環(huán)方式,為了最大限度地使233U在堆內燃燒,一般設計的燃料組件的燃耗高達100GWd/t或者更高。釷/鈾燃料“一次通過”循環(huán)方式的主要優(yōu)點是:①乏燃料直接處置的過程最為簡單,具有較好的經(jīng)濟性;②可避免后處理分離出的233U可能導致的核擴散問題,且乏燃料中高含量232U所產(chǎn)生的強γ輻射屏障也有利于防止核擴散。釷/鈾燃料“一次通過”循環(huán)方式只強調在反應堆內的233U產(chǎn)生和就地燃燒,但乏燃料中還有大量未被利用的233U和232Th?！耙淮瓮ㄟ^”循環(huán)方式的釷資源利用率太低,不利于釷資源的充分利用,造成嚴重的資源浪費。據(jù)報道,全世界已探明的經(jīng)濟可開采的釷儲量為1.2×106t,顯然,如果采用“一次通過”循環(huán)方式,這點釷資源對全球核能發(fā)展只是杯水車薪而已。而且,“一次通過”循環(huán)方式將導致需要地質處置的核廢物體積大大增加,并對環(huán)境安全構成長期威脅。所以,“一次通過”循環(huán)方式不符合核能可持續(xù)發(fā)展戰(zhàn)略。這與鈾/钚循環(huán)的情形是一樣的。2006年2月6日美國提出了“全球核能合作伙伴”(GNEP)戰(zhàn)略[13,14,15,16,17,18,19],正式提出了恢復后處理和快堆的閉式燃料循環(huán)方案,從而明確否定了其多年來一直鼓吹的乏燃料“一次通過”的燃料循環(huán)方式。2.2重水堆燃料的回收利用釷/鈾燃料閉式循環(huán)方式,是指將輻照后的釷燃料或釷基燃料進行后處理,并將分離回收的233U和釷重新制成燃料,回到反應堆進行再循環(huán)。20世紀90年代以來國際開展的釷/鈾燃料循環(huán)研究都是基于“一次通過”的循環(huán)方式,只有印度堅持研究開發(fā)釷燃料的閉式循環(huán)方式,但規(guī)模不大。所以,釷/鈾燃料閉式循環(huán)的研究開發(fā),總體上仍屬于20世紀50～60年代水平。在印度核能三階段發(fā)展計劃中,每個階段都引入了ThO2燃料。在第一階段的PHWR中,采用ThO2組件(鋯合金包殼)用于堆芯初始中子通量展平。從PHWR包裹層卸出的ThO2乏燃料,經(jīng)后處理分離得到的233U中,約含500×10-6的232U。在第二階段的快堆(試驗快堆)增殖層中裝載ThO2組件(316不銹鋼包殼),快堆中生產(chǎn)的233U中,約含100×10-6的232U。第一、二階段卸出的乏燃料經(jīng)后處理得到的233U,將進入第三階段的“自持釷循環(huán)”(Self-SustainingThoriumCycle,SSTC)循環(huán)。如果233U在AHWR中使用,則設計燃耗為20～24GWd/t,AHWR發(fā)出的電力中將有75%由釷燃料提供。按照SSTC概念,首先用天然鈾給PHWR裝料,生成的钚經(jīng)后處理分離后,與Th一起,回到PHWR中燃燒;產(chǎn)生的233U經(jīng)分離后制成Th/233U燃料,回到PHWR中輻照。最終反應堆可不再需要天然鈾供料,回收的233U與釷一起足以為反應堆供料,從而實現(xiàn)自持平衡,整個過程約需20a。由于重水堆燃料的燃耗很低,使閉式燃料循環(huán)所需的循環(huán)次數(shù)增多,所以重水堆釷燃料的再循環(huán)是否具有經(jīng)濟性值得懷疑。從減少循環(huán)次數(shù)的角度出發(fā),選用壓水堆似乎更加合適。釷基燃料閉式循環(huán)中最關鍵的環(huán)節(jié)是后處理,除了熔鹽堆(MSR)可以進行在線后處理之外,其他堆型產(chǎn)生的乏燃料必須進行離線后處理。鑒于現(xiàn)有的THOREX流程是一個很不成熟的流程,且未必具有工業(yè)應用前景,可以考慮研究開發(fā)更加簡單、經(jīng)濟和具有防擴散能力的后處理技術,關鍵是去除乏燃料中的中子毒劑—稀土裂變產(chǎn)物。例如,可以將乏燃料溶解后,控制溶液pH值,使鈾和釷沉淀而與稀土分離。也可以考慮干法(高溫熔鹽)后處理。經(jīng)后處理分離后的釷基燃料的再加工,其加工技術本身不存在很大問題,主要是γ輻射問題。由于釷基乏燃料中的232U含量一般都會達到幾千mg/kg,所以后處理和燃料再加工等工序都必須進行遠距離操作和自動控制。2.3高溫氣冷堆燃料世界各國對釷基燃料的研究開發(fā)經(jīng)驗表明,由于釷基燃料良好的中子經(jīng)濟性,它可用于各種已有的反應堆(包括輕水堆、重水堆、高溫氣冷堆和快堆),無需較大改變堆芯設計。輕水堆(尤其是壓水堆)是國際上釷/鈾循環(huán)研究最多的堆型,其中最具代表性的工作是美、俄合作在俄羅斯VVER—1000堆上開展的釷燃料處置多余武器級钚的研究。壓水堆是目前世界上廣泛采用的最成熟的一種堆型(約占60%),釷燃料的燃耗可高達100GWd/t以上,驅動燃料和增殖燃料的換料周期分別為3a和10a。如果實行閉式燃料循環(huán),則壓水堆燃料的高燃耗可以減少循環(huán)次數(shù)。高溫氣冷堆是20世紀60～80年代美、德、英等國廣泛研究的堆型,并取得了良好的運行記錄。例如,美國的商用高溫氣冷堆試驗過Th和高濃鈾(HEU)的組合燃料,燃耗達到170GWd/t,燃料可在堆內停留5a左右。以美國為首的第四代核能系統(tǒng)(GIV)將極高溫氣冷堆(VHTR)作為候選核能系統(tǒng)之一。由于目前高溫堆使用的顆粒包覆燃料在進行后處理時的難度很大,這種燃料適合于“一次通過”的循環(huán)方式,或許需要開發(fā)適于后處理的新型燃料。例如,法國在高溫氣冷快堆發(fā)展計劃的實驗技術示范堆(ETDR)研究中,正在考慮設計適于后處理的新型燃料芯塊。由于重水的中子慢化比(Moderatingratio)為輕水的80倍左右,所以重水堆的中子經(jīng)濟性遠好于輕水堆。重水堆的主要問題是燃耗太低(20～24GWd/t),導致閉式燃料循環(huán)次數(shù)太多。熔鹽堆由美國橡樹嶺國家實驗室(ORNL)于20世紀60年代開發(fā)成功,它以石墨為慢化劑,將易裂變和可轉換材料融于氟化物熔鹽(7LiF-BeF2)中作為燃料和一回路冷卻劑。這種堆型的特色在于熔鹽的多重功能:①核燃料及其核反應的介質;②反應堆的熱傳遞載體;③化學后處理載體。熔鹽堆也被列入第四代核能系統(tǒng)的候選堆型之一。熔鹽堆可以實現(xiàn)在線后處理,去除熔鹽中的裂變產(chǎn)物,并不斷地在熔鹽中添加釷。最近幾年,法、俄、美和OECD等都在重新研究和評估釷燃料在熔鹽堆中的應用。但熔鹽堆燃料回路的高放射性水平帶來的維修問題,設備與管線的腐蝕問題等,尚需進一步得到解決。如前所述,在快堆中232Th或233U的裂變性能不如238U或239Pu,但快堆比較適合于在增殖層中將232Th轉換為233U,經(jīng)后處理分離,使233U在熱堆中燃燒。利用快堆增殖層輻照釷可以生產(chǎn)232U含量較低的233U,即比較“干凈”的233U產(chǎn)品,有利于降低燃料加工過程中的γ輻射。加速器驅動次臨界系統(tǒng)(AcceleratorDrivenSub-criticalSystems,ADS)是帶有散裂(spallation)10-28m2的高能質子加速器與次臨界堆的結合,ADS與快堆的中子譜比較相近,但ADS的安全性明顯優(yōu)于快堆。在ADS系統(tǒng)輻照釷燃料,233U的含量可達10g/kg。ADS必須解決加速器及其整個系統(tǒng)的長期穩(wěn)定可靠運行及其可維護性等一系列具有挑戰(zhàn)性的問題。3國際物質資源利用的研究和開發(fā)3.1和鈾燃料循環(huán)的研究開發(fā)從20世紀60年代開始,美國對釷燃料循環(huán)的研究開發(fā)投入最大,并在商用堆上取得了使用釷燃料的經(jīng)驗,還研究開發(fā)了釷燃料后處理工藝(Thorex流程)。德國也在高溫氣冷堆和沸水堆上試驗了Th/235U或Th/Pu組合燃料。其他一些國家(如英、荷、法、俄、印、日、加)也開展過相應工作。我國在20世紀60年代末開展過233U的小批量制備和提純研究,并曾于70年代初從輻照靶件中分離、提取出十幾克233U。此后還開展過一些臨界安全研究和232Th/233U循環(huán)的理論探討。20世紀80年代初以后,世界核電發(fā)展受到遲滯,國際鈾市場出現(xiàn)了供大于求的局面,鈾價低迷。于是,大多數(shù)國家都中止了釷燃料應用的研究開發(fā),唯有印度始終堅持釷燃料循環(huán)的研究開發(fā),并從20世紀90年代中期開始在一些動力堆中用釷燃料裝料。自20世紀90年代中期以后,釷燃料循環(huán)再次受到以美國為首的發(fā)達國家的高度重視,其主要推動力是出自防擴散的政治需要。由于Radkowsky提出的“一次通過”式的RTF循環(huán)具有防擴散功能。美國對RTF循環(huán)十分重視。1996年,美國能源部(DOE)的防擴散計劃啟動了一項開發(fā)與驗證RTF概念的研究項目。該項目由DOE出資,由布魯克海文國家實驗室(BNL)指導技術開發(fā)工作,由俄羅斯的庫恰圖夫研究所(RRC-KI)負責驗證性工作。1995～2001年間,IAEA組織了協(xié)調研究計劃(CRP),該計劃也是以防止核擴散為目標。綜上所述,國際上釷/鈾燃料循環(huán)的研究開發(fā),大體上可以分為三個時期(印度例外):20世紀60～70年代:美、歐等發(fā)達國家開展了大量的研究開發(fā);20世紀80～90年代初:多數(shù)國家中止了釷燃料利用的研究開發(fā);20世紀90年代以后:以美國為首的防擴散戰(zhàn)略重新引發(fā)了對釷燃料的興趣并極力推動,包括在釷/鈾燃料循環(huán)過程中消耗武器級钚和民用分離钚。3.2全球評估全球發(fā)展中的鋯循環(huán)3.2.1gnep計劃及其資源利用釷是一種潛在的核能資源。但是,在一些重要國家提出的核電發(fā)展戰(zhàn)略中,沒有一個國家對釷的核能利用有明確的規(guī)劃。在2000年發(fā)布的一份IAEA技術文件中,法國認為釷燃料對今后幾十年內的影響可能很小。作為美國最新的核能發(fā)展戰(zhàn)略,美國于2006年2月提出的GNEP計劃根本沒有涉及釷資源的核能利用問題。在2006年2月13日舉行的國際原子能機構先進核能系統(tǒng)技術咨詢會上,俄羅斯代表提出的“俄羅斯核電發(fā)展遠景規(guī)劃”的核燃料循環(huán)部分,沒有提及釷/鈾燃料循環(huán)計劃。印度最近提出的核能發(fā)展戰(zhàn)略中,預計2052年核電裝機容量為275GWe,其中采用釷/鈾燃料的裝機容量為12GWe,僅占核電總裝機容量的4.4%。3.2.2基燃料在熱堆中的應用前景展望天然鈾含有易裂變核素235U的這一得天獨厚的特性決定了核工業(yè)必然從鈾/钚循環(huán)起步。經(jīng)過半個世紀的發(fā)展,國際上已建立起了比較完整和成熟的鈾/钚燃料循環(huán)的工業(yè)體系,而且還在不斷地改進和發(fā)展。盡管釷基燃料在熱堆中具有良好的中子經(jīng)濟性,釷/鈾燃料循環(huán)在熱堆系統(tǒng)中的燃料利用率較高,但釷/鈾燃料循環(huán)的這些優(yōu)點尚不足以壓倒鈾/钚循環(huán),且由于歷史的原因,迄今世界各國的主要關注點仍在鈾/钚循環(huán)方面(包括钚在熱堆和快堆中的再循環(huán)),沒有一個國家對釷/鈾燃料循環(huán)進行過認真、全面、系統(tǒng)和較大規(guī)模的研究開發(fā)。所以,與相對成熟的鈾/钚燃料循環(huán)體系相比,釷/鈾燃料循環(huán)的研究開發(fā)很不成熟,離工業(yè)應用尚有很大距離。3.2.3燃料循環(huán)值得注意的是,近十年來國際上以美國為首的發(fā)達國家對釷燃料循環(huán)的研究開發(fā),基本上被納入其防擴散和處置武器級易裂變材料的計劃之中。近年來美國對釷堆的興趣,不在于其對核能發(fā)展的資源需求,而在于其防擴散的政治需要。4中國新能源開發(fā)初步考慮4.1我國/鈾燃料循環(huán)的工業(yè)體系根據(jù)中國科學院和中國工程院關于我國核能發(fā)展戰(zhàn)略的研究報告,我國宜在2035年前后實現(xiàn)快堆核能系統(tǒng)的商用化,即在熱堆利用235U的基礎上,進一步利用238U,以充分利用鈾資源,實現(xiàn)核廢物最少化,確保我國核能的可持續(xù)發(fā)展。作為鈾資源的補充,我國可以在建成快堆電站以后,逐步引入釷燃料。釷資源的核能利用,必然涉及到釷/鈾燃料循環(huán)工業(yè)體系的建設。我國鈾/钚燃料循環(huán)的工業(yè)體系與國際先進水平相比存在相當差距,在燃料循環(huán)后段的差距更大;我國在釷/鈾燃料循環(huán)方面的研究基礎更加薄弱。所以,在近中期內我國沒有必要也不可能在改進和完善鈾/钚燃料循環(huán)工業(yè)體系的同時,再建設一套釷/鈾燃料循環(huán)體系。4.2中國堅果開發(fā)中長期資源利用的可能性方案4.2.1我國高能發(fā)展戰(zhàn)略232Th/233U燃料在各種堆型中均可使用。為了節(jié)省投資,提高經(jīng)濟效益,一個國家的核電發(fā)展只能選擇有限的堆型,不可能什么堆型都上。我國在堆型選擇方面,必須依據(jù)我國核能發(fā)展的總體戰(zhàn)略,即熱堆(壓水堆)一快堆一聚變堆三步走發(fā)展戰(zhàn)略。熱堆發(fā)展以壓水堆為主力堆型,高溫氣冷堆可作為壓水堆的補充為邊遠地區(qū)供電,或者用于高溫熱化學制氫?；谏鲜龊四馨l(fā)展戰(zhàn)略,比較合理的釷資源利用方案是,首先將釷放在快堆增殖層中,使之轉換為233U;再將含有233U的釷制成燃料棒,在熱堆(壓水堆)中燃燒。這種熱堆/快堆的組合,有利于發(fā)揮釷基燃料在熱堆中使用的優(yōu)勢,延長熱堆的使用時間,形成較長時期的熱堆/快堆并存,使熱堆逐步向快堆過渡。4.2.2天然鈾的回收利用我國釷資源比較豐富,但已探明的釷儲量也不到3×105t與我國已探明的經(jīng)濟可開采的天然鈾儲量相當。如果采用“一次通過”的燃料循環(huán)方式,則絕大部分的232Th得不到充分利用,且需要地質處置的核廢物體積和毒性太大。所以,從核能可持續(xù)發(fā)展的需要出發(fā),必須采用閉式燃料循環(huán)方案,以充分利用鈾、釷資源,并實現(xiàn)核廢物體積和毒性最少化。4.2.3/鈾燃