張銳平，汪永平，張 雪

（中國(guó)核科技信息與經(jīng)濟(jì)研究院，北京100048）

核能作為保障能源安全和應(yīng)對(duì)氣候變化有效且現(xiàn)實(shí)可行的重要手段，未來(lái)將會(huì)在世界范圍內(nèi)得到更廣泛的應(yīng)用，而作為一種儲(chǔ)量遠(yuǎn)比鈾豐富、可補(bǔ)充接續(xù)鈾的核燃料，釷資源受到世界各國(guó)的高度重視。核能發(fā)達(dá)國(guó)家相繼制定了釷資源利用的長(zhǎng)期計(jì)劃，積極推進(jìn)相關(guān)研究：印度已建立了比較完整的釷循環(huán)研發(fā)體系，制定了三階段核能發(fā)展計(jì)劃（第一步，使用鈾作燃料的加壓重水堆；第二步，使用快中子增殖堆；第三步，使用以釷為主要燃料的反應(yīng)堆。），預(yù)定于2050年左右實(shí)現(xiàn)釷基燃料反應(yīng)堆的大規(guī)模商業(yè)應(yīng)用；日本則始終把釷資源核能利用列為潛在的能源之一，做了不少基礎(chǔ)應(yīng)用研究；歐、美等發(fā)達(dá)國(guó)家針對(duì)釷資源核能利用開(kāi)展了大量研究開(kāi)發(fā)，并在各種試驗(yàn)堆和動(dòng)力堆中使用過(guò)釷燃料；甚至核能發(fā)展態(tài)度不明確的德國(guó)都開(kāi)展過(guò)大量釷燃料開(kāi)發(fā)工作，其開(kāi)發(fā)的高溫氣冷堆都是基于釷燃料循環(huán)。

釷作為燃料不僅資源量遠(yuǎn)比鈾充裕，釷基燃料循環(huán)還具備鈾基燃料循環(huán)難以比擬的安全性、防擴(kuò)散等優(yōu)點(diǎn)。特別是此次日本福島核電事故發(fā)生后，核電安全顯得尤為重要，加快研究開(kāi)發(fā)具備更好安全性能的第四代核能系統(tǒng)已成為共識(shí)，而利用釷燃料的第四代反應(yīng)堆無(wú)疑是其中重要的一個(gè)研究方向。

1 國(guó)外釷資源核能開(kāi)發(fā)利用策略研究

1．1 印度

印度針對(duì)釷單獨(dú)利用模式和釷、钚結(jié)合利用模式研究開(kāi)發(fā)了三種釷基燃料循環(huán)方式：自持平衡的釷燃料循環(huán)（Self－sustaining Equilibrium Thorium Cycle，SSET）、高燃耗、高轉(zhuǎn)化率循環(huán)（不進(jìn)行后處理）、一次通過(guò)釷燃料循環(huán)（Once Through Thorium Cycle，OTT）。

印度認(rèn)為，從燃料利用的觀點(diǎn)，利用釷最好的策略是采用SSET循環(huán)。加入少量易裂變材料組分可將卸出燃料燃耗提至適當(dāng)水平。一般情況下，易裂變組分是235U時(shí)比是钚時(shí)產(chǎn)生的“釋能／千克（易裂變材料）”要大。圖1是SSET循環(huán)使用鈾、钚兩種易裂變材料的對(duì)比。當(dāng)采用235U組分時(shí)，新燃料中易裂變材料含量越低，結(jié)果功率峰問(wèn)題越不明顯。（以上研究都假定后處理?yè)p耗的量級(jí)在1%。）

圖1 不同外加易裂變組分下加壓重水堆（PHWR）中的SSET循環(huán)Fig．1 SSET cycle in PHWR with external fissile makeup

為準(zhǔn)備SSET循環(huán)所需首批233U裝料，可以采取Th－235U和Th－Pu兩種路線。所需裝載的鈾量基本上是钚量的兩倍。

此外，釷基燃料循環(huán)比鈾基燃料循環(huán)對(duì)燃料利用率更好，特別是在不考慮后處理時(shí)這個(gè)優(yōu)點(diǎn)更為明顯。相同卸出燃料燃耗條件下，釷燃料循環(huán)所需易裂變材料初裝富集度可以更低，從而易裂變材料初裝富集度高、燃耗高的釷燃料循環(huán)比類(lèi)似的鈾燃料循環(huán)具有更好的運(yùn)行性能。這樣卸出燃耗可以高至燃料本身的容許極限（一座釷高溫氣冷堆卸出燃耗可考慮能夠超過(guò)100 000MWd／t）。此類(lèi)循環(huán)可降低不停堆換料反應(yīng)堆中換料機(jī)的工作負(fù)荷。而對(duì)于停堆換料的反應(yīng)堆來(lái)說(shuō)，可以使換料周期加長(zhǎng)，使大修換料所占時(shí)間比例減少。不進(jìn)行后處理、高燃耗、高轉(zhuǎn)化率釷基燃料循環(huán)的運(yùn)行既可加入易裂變材料235U，也可加入易裂變材料钚。兩種燃料效果比較見(jiàn)圖2。

圖2 無(wú)需后處理模式下750MWe加壓重水堆中易裂變材料需求量比較Fig．2 Fissile requirement with once through cycle for a 750MWe PHWR

在完全未被鈾燃料循環(huán)污染的釷燃料循環(huán)，像一次通過(guò)釷燃料循環(huán)（OTT），具有不會(huì)產(chǎn)生任何超鈾元素（TRU）的優(yōu)點(diǎn)。另一個(gè)優(yōu)點(diǎn)是釷燃料循環(huán)已能實(shí)現(xiàn)在不使用富集或任何形式濃縮的易裂變材料的條件下有效利用釷資源。

1．2 日本

在釷資源核能利用領(lǐng)域，日本主要開(kāi)展三方面工作：研究與開(kāi)發(fā)钚巖狀燃料、通過(guò)釷燃料快堆實(shí)現(xiàn)钚及次錒系核素嬗變、利用钚燃料在輕水堆中生產(chǎn)233U燃料。

日本原子力研究所（JAERI）目前正在進(jìn)行有關(guān)钚巖狀燃料的研究與開(kāi)發(fā)。為滿(mǎn)足諸如防核擴(kuò)散、經(jīng)濟(jì)性和環(huán)境安全等要求需要設(shè)計(jì)化學(xué)性能穩(wěn)定的燃料。通過(guò)比較陶瓷材料和礦石的化學(xué)性質(zhì)和晶體結(jié)構(gòu)，發(fā)現(xiàn)一些具備巖狀結(jié)構(gòu)和組分的氧化物可用于制造燃料。PuO2－ThO2－Al2O3－MgO就是其中一種，其組分由螢石、金剛砂、尖晶石類(lèi)型的結(jié)晶相組成。經(jīng)計(jì)算，PuO2－ThO2－Al2O3－MgO系統(tǒng)的空泡反應(yīng)系數(shù)（或反應(yīng)性氣泡系數(shù)）近似于常規(guī)的UO2輕水堆，但輕水堆中有效緩發(fā)中子份額βeff很小。因此，有必要通過(guò)堆芯燃耗計(jì)算和反應(yīng)堆動(dòng)力學(xué)行為安全分析研究評(píng)估反應(yīng)性系數(shù)。

在利用釷燃料快堆實(shí)現(xiàn)钚及次錒系核素嬗變方面，日本提出氮化釷燃料快堆的概念，可作為钚和次錒系核素焚燒堆，具有非常高的焚燒效率和負(fù)空泡反應(yīng)性。長(zhǎng)期以來(lái)，采用熱功率1 500MW的鉛冷氮化釷燃料快堆作為钚和次錒系核素轉(zhuǎn)化器。堆芯性能示于表1?？张莘磻?yīng)性達(dá)到很大負(fù)值。每300d就有約0．16t钚和0．14t次錒系核素被焚燒和轉(zhuǎn)化，產(chǎn)生0．179t易裂變233U。這種堆可以轉(zhuǎn)化現(xiàn)有壓水堆型2臺(tái)機(jī)組產(chǎn)生的钚量和6臺(tái)機(jī)組產(chǎn)生的次錒系核素量。

表1 裝載釷燃料的钚和次錒系核素焚燒堆堆芯性能Table 1 Core performance for plutonium and minor actinide burner reactor with thorium fuel

續(xù)表

日本已完成有關(guān)利用钚燃料在輕水堆中生產(chǎn)233U，供應(yīng)Th／233U堆初裝料可行性的研究。研究過(guò)程中柵元燃耗計(jì)算采用裝有PuO2和ThO2燃料混合物的單一棒束柵元模型。柵元模型慢化劑和燃料體積比范圍0．25－3．0，包括一般壓水堆取值（1．9）。通過(guò)調(diào)節(jié)每個(gè)柵元钚富集度使其燃耗達(dá)到60GWd／t。由表2可見(jiàn)，燃料柵格越緊密，中子譜越硬，因此產(chǎn)生的233U更多。在Vm／Vf（慢化劑體積／燃料體積）＝0．25的柵元模型中，233U每年產(chǎn)率0．5t／GWe，而每年積累的钚總量約為20t／GWe。積累的大量钚可以得到有效利用。日本還要進(jìn)一步研究確定是否快堆比輕水堆在233U生產(chǎn)方面更有前景。

表2 PuO2和ThO2裝料輕水堆中Pu－233U轉(zhuǎn)換Table 2 Pu－233U conversion in PuO2／ThO2fueled LWRs

1．3 法國(guó)

法國(guó)進(jìn)行釷資源核能開(kāi)發(fā)的目標(biāo)主要是：

·進(jìn)一步開(kāi)發(fā)基于233U燃料的輕水堆（最成熟、最經(jīng)濟(jì)）；

·消耗庫(kù)存钚和標(biāo)準(zhǔn)輕水堆產(chǎn)生的超鈾元素（TRU）；

·考慮以釷作為主要燃料，降低未來(lái)核電站廢物毒性。

針對(duì)以上三目標(biāo)，法國(guó)研究以下三種系統(tǒng)模式：

（1）快堆（235U＋232Th氧化物）和輕水堆（233U＋232Th）組成系統(tǒng)；

（2）快堆（239Pu和232Th）和輕水堆（233U＋232Th）組成的燒钚系統(tǒng)；

（3）釷燃料循環(huán)直接用于快堆或熱堆。

通過(guò)研究，法國(guó)發(fā)現(xiàn)釷燃料循環(huán)在降低反應(yīng)堆運(yùn)行產(chǎn)生燃料廢物毒性和剩存燃料毒性方面有很好潛力，降低幅度高達(dá)104a。由于釷資源量豐富且釷燃料循環(huán)對(duì)電站燃料廢物毒性降低有益，輕水堆可長(zhǎng)期采用“產(chǎn)233U快堆＋233U－Th裝料熱堆（閉式循環(huán)）”釷燃料循環(huán)模式運(yùn)行。輕水堆采用該模式運(yùn)行比閉式鈾燃料循環(huán)更為有益，原因在于其明顯降低了長(zhǎng)壽命核素的毒性。但是，釷基燃料循環(huán)不能為長(zhǎng)壽命裂變產(chǎn)物（LLFP）焚燒提供足夠的中子，因此，如果LLFP焚燒相對(duì)來(lái)說(shuō)沒(méi)有降低燃料廢物毒性重要，釷燃料循環(huán)一般更有用。

在情況（1），1座快堆可以供應(yīng)大約5座輕水堆的裝載量（考慮等反應(yīng)堆功率情況）。由5座輕水堆（U－Th燃料）和1座快堆組成系統(tǒng)的短期內(nèi)（S）燃料廢物毒性大約是輕水堆（標(biāo)準(zhǔn)）毒性的0．003 2，長(zhǎng)期內(nèi)（L）燃料廢物毒性大約是輕水堆（標(biāo)準(zhǔn)）毒性的0．057。與等電功率標(biāo)準(zhǔn)輕水堆相比（開(kāi)式鈾燃料循環(huán)），毒性降低系數(shù)分別達(dá)到了300（S）和17（L）。

在情況（2），經(jīng)評(píng)估，由10座輕水堆（U和Th燃料）和1座快堆組成系統(tǒng)的燃料廢物毒性短期為標(biāo)準(zhǔn)輕水堆毒性的0．022，長(zhǎng)期為標(biāo)準(zhǔn)輕水堆毒性的0．05。與等電功率標(biāo)準(zhǔn)輕水堆（開(kāi)式燃料循環(huán)）相比，毒性分別降低45（S）和20（L）倍。釷作為增殖材料產(chǎn)生的超鈾元素（TRU）可以忽略，同時(shí)可將裝料間隔期的過(guò)剩反應(yīng)性（也稱(chēng)為后備反應(yīng)性）降至最低。

在情況（3），在平衡狀態(tài)下的快堆中仍有一些剩余中子≈0．09個(gè)中子／裂變，用于長(zhǎng)壽命裂變產(chǎn)物（LLFP）的焚燒，而裂變廢物毒性降低系數(shù)分別可達(dá)1 400（S）和40（L）。

1．4 俄羅斯

俄羅斯有大量武器級(jí)鈾和钚可用于動(dòng)力堆，且有大量民用钚庫(kù)存，經(jīng)研究，其認(rèn)為在快堆中利用釷和钚生產(chǎn)233U，然后利用釷和233U制造熱堆燃料的系統(tǒng)是可行的，并可以獲得較好的經(jīng)濟(jì)性。因?yàn)?，在快堆中钚燃料循環(huán)可獲得最好的增殖比率，而最好的中子平衡要在233U－Th燃料循環(huán)的熱堆中獲得。

同時(shí)，在快堆中利用釷改進(jìn)了一些安全特征和燃料技術(shù)特征：堆芯裝載釷和233U的快堆具有更大負(fù)值鈉反應(yīng)性系數(shù)。如果假定幾何尺寸變化對(duì)不同易裂變材料和增殖材料組合的快堆反應(yīng)性影響類(lèi)似，這個(gè)特點(diǎn)就會(huì)顯得最為重要。在反應(yīng)堆安全方面，通過(guò)類(lèi)似的可靠性特征可以區(qū)分控制和安全系統(tǒng)，這些特征由多普勒系數(shù)和鈉反應(yīng)系數(shù)決定。計(jì)算表明對(duì)于鈾钚和鈾釷反應(yīng)堆，多普勒系數(shù)相近。

利用U－Pu－Th燃料循環(huán)的大型動(dòng)力快堆相關(guān)特性最終分析結(jié)果示于表3中。

表3 U－Pu－Th燃料循環(huán)模式下大功率BN快堆利用不同類(lèi)型燃料的增殖特性Table 3 Breeding characteristics of large power BN type fast reactor for different fuels in the uranium－plutonium and thorium fuel cycles

續(xù)表

233U、釷和釷燃料循環(huán)其他核素特定核和物理參數(shù)使得改善輕水堆安全、技術(shù)參數(shù)并在其中獲得應(yīng)用成為可能。譬如233U，每俘獲一個(gè)熱中子反應(yīng)后產(chǎn)生的中子數(shù)是最多的，與其他易裂變核素相比。這使得利用233U熱堆增殖比（BR）數(shù)值增大0．2～0．3，并可進(jìn)行反應(yīng)性自補(bǔ)償（BR＝1．0）。

表4所示為Kuerchatov研究院研究結(jié)果，提出了在WWER反應(yīng)堆中換入釷和233U燃料后改善技術(shù)和經(jīng)濟(jì)特征的可能性。俄羅斯和其他國(guó)家的研究都顯示，從燃料有效利用的角度出發(fā)，在輕水堆中采用閉式釷燃料循環(huán)比采用天然鈾中235U反應(yīng)產(chǎn)生的能量高出數(shù)倍。

表4 不同燃料WWER反應(yīng)堆技術(shù)指標(biāo)Table 4 Technical indices of WWER reactor with different fuels

1．5 美國(guó)

美國(guó)已經(jīng)開(kāi)展了大量不同類(lèi)型針對(duì)輕水堆和石墨慢化堆的釷基燃料循環(huán)設(shè)計(jì)和評(píng)估工作。有關(guān)工作最完整評(píng)述記錄在“國(guó)際核燃料循環(huán)評(píng)估（INFCE）計(jì)劃書(shū)”中。另外還有部分研究是針對(duì)輕水堆，主要是壓水堆；對(duì)高溫氣冷堆上不同釷燃料循環(huán)模式也進(jìn)行了評(píng)估。

評(píng)估表明釷可以作為增殖材料與任何易裂變材料，如233U、235U、239Pu，一起使用。針對(duì)所有燃料結(jié)合形式在一次通過(guò)、部分循環(huán)、全部循環(huán)模式下的研究工作一直在進(jìn)行。從研究中可明顯看出，釷燃料循環(huán)幾乎可適應(yīng)所有外部限制。例如，Th／233U燃料循環(huán)在輕水堆和高溫氣冷堆熱中子增殖模式下均可以運(yùn)行，只要有相應(yīng)能源需求，并且釷資源可以保證，鈾礦石價(jià)格又居高不下。釷／钚燃料循環(huán)可用于消耗武器級(jí)钚和標(biāo)準(zhǔn)輕水堆卸出乏燃料中钚，而且通過(guò)這種方式可以最大限度釋放钚的能量。如果需要，釷／233U燃料循環(huán)中產(chǎn)生233U可以輕易被毒化，從而最大限度減小核擴(kuò)散和核材料轉(zhuǎn)移危險(xiǎn)。

1．6 德國(guó)

盡管德國(guó)國(guó)內(nèi)對(duì)是否發(fā)展核能仍然存在爭(zhēng)議，但其在釷資源核能利用領(lǐng)域也開(kāi)展大量工作。通過(guò)研究，其認(rèn)為無(wú)論采用純釷燃料（在增殖元件中采用）還是混合燃料（Th／U或Th／Pu）循環(huán)的實(shí)驗(yàn)和研究都表明使用釷能明顯降低同等功率反應(yīng)堆的天然鈾需求。調(diào)查研究還進(jìn)一步表明，在現(xiàn)有壓水堆中使用釷只會(huì)稍微影響反應(yīng)系數(shù)，對(duì)反應(yīng)堆整體安全特征沒(méi)有顯著影響。

1．7 小結(jié)

通過(guò)研究、分析以上各國(guó)釷基燃料循環(huán)開(kāi)發(fā)策略，可以看出，釷資源核能利用的研究工作自20世紀(jì)60年代以來(lái)從未間斷過(guò)，并在不斷深入、拓展。各國(guó)研發(fā)策略要點(diǎn)可歸納為：

（1）充分利用釷資源保障核燃料可靠供應(yīng)。據(jù)粗略估計(jì)，地殼中釷資源儲(chǔ)量是鈾的3倍，遠(yuǎn)大于鈾，如能充分利用釷資源，可更大程度上保證燃料供應(yīng)。特別是對(duì)于像印度這種釷資源儲(chǔ)量巨大，鈾資源貧乏的國(guó)家。印度始終將釷基燃料循環(huán)納入國(guó)家能源發(fā)展戰(zhàn)略中。

（2）利用釷燃料反應(yīng)堆焚燒大量庫(kù)存軍用和民用钚。釷需要與易裂變材料（239Pu或235U）合用轉(zhuǎn)換為233U才可作為燃料使用，此過(guò)程可以焚燒消耗钚，且具有非常高的焚燒效率。

（3）利用釷基燃料循環(huán)顯著降低核電站廢物毒性。完全未被鈾燃料循環(huán)污染的“一次通過(guò)”釷燃料循環(huán)（OTT），具有不會(huì)產(chǎn)生任何超鈾元素（TRU）的優(yōu)點(diǎn)；而Th－U或Th－Pu結(jié)合使用的釷基燃料循環(huán)系統(tǒng)相比鈾基燃料循環(huán)（等反應(yīng)堆功率情況下）產(chǎn)生的燃料廢物毒性和剩存燃料毒性也要少很多。

（4）利用釷基燃料循環(huán)顯著提升防核擴(kuò)散能力。釷轉(zhuǎn)換為233U才可作為燃料使用，而以233U形式保存易裂變材料比钚形式具有更好的防擴(kuò)散性。因?yàn)?33U中少量232U子體是強(qiáng)Y源，在不規(guī)范管理的情況下更難于控制；此外，在釷中加入一定量238U可以構(gòu)筑附加的保障監(jiān)督。這種方式下，233U相當(dāng)于被238U污染，233U難以從中被分離出來(lái)。產(chǎn)生的233U、238U混合物是良好的反應(yīng)堆燃料，而不適合作為武器級(jí)材料。不過(guò)，238U加入量仍需進(jìn)一步研究。

基于上述要點(diǎn)，各國(guó)均針對(duì)快堆、重水堆、輕水堆、高溫氣冷堆、石墨慢化堆等的釷基燃料循環(huán)開(kāi)展了大量不同程度試驗(yàn)規(guī)模的研究工作，并制造出燃料進(jìn)行了入堆考驗(yàn)。目前，尤以印度開(kāi)發(fā)的釷基燃料循環(huán)最接近工業(yè)應(yīng)用水平，其宣稱(chēng)在不久的將來(lái)會(huì)大批建設(shè)釷燃料反應(yīng)堆用于核能發(fā)電。

2 對(duì)我國(guó)的啟示

通過(guò)對(duì)以上各國(guó)釷基燃料循環(huán)開(kāi)發(fā)策略研究、分析及總結(jié)，結(jié)合我國(guó)實(shí)際情況，對(duì)我國(guó)釷資源核能開(kāi)發(fā)利用提供如下建議：

（1）我國(guó)釷資源較為豐富，遠(yuǎn)景儲(chǔ)量位居世界前列，其中包頭白云鄂博釷資源儲(chǔ)量占我國(guó)已探明總工業(yè)儲(chǔ)量絕大部分（超過(guò)50%）。但是，長(zhǎng)期以來(lái)白云鄂博開(kāi)采出的釷資源利用率幾乎為零，其作為鐵、稀土等伴生礦一同被開(kāi)采出來(lái)后，長(zhǎng)期堆積在尾礦壩中得不到利用，這些釷嚴(yán)重污染著周邊環(huán)境；同時(shí)，我國(guó)有部分鈾釷伴生礦，如賽馬礦等，鈾釷的含量高，如僅開(kāi)采鈾，釷礦長(zhǎng)期廢棄不用，對(duì)環(huán)境也造成嚴(yán)重污染。

因此，無(wú)論從保護(hù)環(huán)境角度，還是從戰(zhàn)略資源儲(chǔ)備角度，都建議盡快開(kāi)展釷回收工藝、超高純核級(jí)釷制備工藝及環(huán)境保護(hù)技術(shù)研究。即使目前還不會(huì)用到大量的釷，仍可將其分離、提純后儲(chǔ)備起來(lái)。

（2）在釷資源核能研發(fā)模式上，建議吸取國(guó)外先進(jìn)經(jīng)驗(yàn)，宜采取循序漸進(jìn)的“三階段”方式：①利用濃縮鈾大力發(fā)展壓水堆，積累钚－239；②在快堆中利用钚－239產(chǎn)生快中子照射釷，生產(chǎn)233U；③用Th－233U在熱中子反應(yīng)堆中發(fā)電。

（3）與核能發(fā)達(dá)國(guó)家相比，我國(guó)在釷資源核能開(kāi)發(fā)利用方面的研究還很落后，與國(guó)際先進(jìn)水平相比尚存在不小的差距。即使我國(guó)暫時(shí)不打算發(fā)展釷基燃料循環(huán)體系，從核能技術(shù)儲(chǔ)備的角度，也應(yīng)該加快釷資源核能利用相關(guān)研發(fā)。因此，建議我國(guó)近中期應(yīng)主要參照國(guó)外有關(guān)釷基燃料循環(huán)研發(fā)內(nèi)容，并結(jié)合我國(guó)實(shí)際情況，優(yōu)先在以下領(lǐng)域開(kāi)展研究工作：①釷相關(guān)基本數(shù)據(jù)研究；②釷基燃料棒束／組件研究設(shè)計(jì)（包括驅(qū)動(dòng)燃料）；③燃料棒、組件制造；④釷基核能系統(tǒng)選型與研究設(shè)計(jì)（包括釷的先期增殖）；⑤燃料棒束／組件的考驗(yàn)實(shí)驗(yàn)研究；⑥乏燃料的處理、分離和可能的再利用（近期不需）；⑦廢物特性、處理與貯藏研究；⑧經(jīng)濟(jì)性研究分析。

（4）作為第四代核能系統(tǒng)推薦的六種堆型之一——釷基熔鹽堆，由于其出色的本征安全性（①采用液態(tài)燃料，堆內(nèi)熔鹽溫度超預(yù)定值時(shí)，設(shè)在底部冷凍塞將自動(dòng)熔化，攜帶核燃料的熔鹽隨即全部流入應(yīng)急儲(chǔ)存罐，使核反應(yīng)終止；②熔鹽堆工作在常壓，操作簡(jiǎn)單安全；③熔鹽堆可建于地面以下數(shù)十米，有利于防止輻射、泄露，甚至恐怖破壞和戰(zhàn)爭(zhēng)襲擊。），逐漸成為國(guó)際開(kāi)發(fā)趨勢(shì)之一。因此，建議參考國(guó)外核能發(fā)達(dá)國(guó)家釷基燃料循環(huán)開(kāi)發(fā)先進(jìn)經(jīng)驗(yàn)，做好我國(guó)各項(xiàng)基礎(chǔ)性研究工作，為我國(guó)釷基熔鹽堆研發(fā)打下良好的基礎(chǔ)，促進(jìn)我國(guó)早日掌握具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的釷基熔鹽堆技術(shù)。

（5）建議結(jié)合我國(guó)快堆及放射性廢物處理與處置技術(shù)開(kāi)發(fā)利用，全面統(tǒng)籌規(guī)劃我國(guó)釷基燃料循環(huán)系統(tǒng)各環(huán)節(jié)研發(fā)工作，避免個(gè)別環(huán)節(jié)冒進(jìn)或脫節(jié)。

［1］ 連培生．原子能工業(yè)［M］．北京：原子能出版社，2002．

［2］ IAEA．Thorium Fuel Cycle—Potential Benefits and Challenges［R］．IAEA－TECDOC－1450．

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