钍燃料钍燃料是什么( 二 ) _钍燃料是什么东西?

二、进料：一般以Th(NO3)4.4H2O作为原料，另再加上一些浓缩铀、239Pu或233U，作为最先维持连锁反应的可裂原料。三、燃料元件的制造：将进料转变成所希求的化学化合物，如ThO2或ThC2，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。四、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233U，经足够的照射后，取出燃料，将之冷却。
五、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，由於分裂产物的高放射性，故暂时置於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，但於再处理过程中，仍需以重元素来屏蔽这些照射过的燃料。六、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。七、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HF，使之易於溶解，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（见图三）。八、废料处理：由於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B、I、Xe、Kr、Ru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。余下的放射性废料，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137Cs、90Sr等长半衰期的核种，另由於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，便於往隔离地点之运送、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，使放射性核种固定於玻璃中；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，投弃於外太空；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（90Sr、137Co、85Kr、99Tc、129I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。
前者於现在只是纸上谈兵作业，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。钍与铀、钸燃料循环钍、铀、钸的燃料循环请分别参考图二、四、五。
钍循环较铀、钸循环有如下优点：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。

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