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美国钍燃料公司与俄罗斯红星设计局达成同盟,

来源:http://www.tessiz.com 作者:澳门威斯尼人平台登陆 时间:2019-11-21 09:47

【国际核新闻机构4月20日报道】 美国以钍为基础的核燃料设计开发公司Thorium Power与俄罗斯红星核燃料设计局签署了一项协议,对其点火区和转换区的燃料设计进行辐照测试。 Thorium Power公司说,测试的目的是开发在全规模商用堆中使用的以钍为基础的燃料。 红星设计局是国有单位,合同要得到俄罗斯联邦原子能机构的批准,但是要等到 2007年夏季之前。该公司说,在审批的这段时间内,将继续在俄罗斯Kurchatov研究所进行测试。 Thorium Power公司说,下一阶段的工作是进行验证,使全规模商用堆领先试验组件中的燃料技术成为可能。

提取钍工艺简单,成本低

钍是一种天然放射性金属,其在地壳中的储量是铀的3倍。钍通常可存在于几种矿石中,其中最常见的是独居石(其中氧化钍的含量可达到12%)。世界各国的钍储量分布情况见表1。 钍-232的衰变缓慢,其半衰期长达141亿年,是地球年龄的3倍多,但在钍-232和铀的衰变链中还存在其他的钍同位素,而大部分钍同位素都是短寿命同位素,其放射性要远远超出钍-232。尽管其本身不是易裂变材料,但钍-232能够吸收慢中子,从而产生易裂变材料铀-233。因此,与铀-238一样,钍-232也是一种增殖材料。值得注意的一点是,由于中子产额更高,因此铀-233比铀-235和钚-239更有优势,可以据此建立一个效率更高的增殖循环。在反应堆中,钍-232吸收中子会成为钍-233,后者通常会衰变为镤-233,然后就生成了 铀-233。将辐照后的钍燃料从反应堆中卸出,分离出铀-233,然后将铀-233作为燃料用于另一座反应堆中,从而成为一个闭式燃料循环的组成部分。在过去30年中,科学家一直都在从事钍燃料的研究工作,因为钍在地壳中的储量是铀的3倍,且几乎所有的钍都有在反应堆中得到应用的潜力,而与此相比,仅有约0.7%的天然铀可被用作核燃料,因此就单位质量所含能量而言,钍是铀的约40倍。在将钍燃料用于传统压水堆时,主要由铀钍燃料棒组成的转换区将环绕着富集度更高的点火区燃料元件(含铀-235,为次临界转换区提供中子)。铀-233在转换区不断生成的同时也在不断燃烧。这是美国在20世纪70年代进行过成功论证的轻水增殖堆概念。目前正在以能更好地防扩散的方式进行钍燃料的研发工作。在每个燃料组件的中心点火区,铀-235的富集度将达到20%。而转换区将包含有钍和一些铀-238,这将意味着采用化学分离法从转换区燃料中获得的任何铀都不能用于武器制造。转换区乏燃料中还含有铀-232(衰变速度非常快并具有?活性很强的子体)。在点火区产生的钚中,钚-238所占的比例很大,因此比普通反应堆级钚更不易被用于武器制造。上述概念的一个变体是使用整体均匀的燃料组件,并将组件按照点火区和转换区的形式进行布置。如果使用金属铀合金来取代氧化铀作为点火区燃料,那么燃料将具有更好的导热性能,可以应对更高的温度。点火区燃料将在反应堆中使用3年,而转换区燃料将使用14年时间。自20世纪90年代初以来,俄罗斯制订并实施了旨在开发钍-铀燃料的计划。最近,该计划的重点已转移到如何在钍-钚燃料中利用武器级钚。俄罗斯的开发计划主要由莫斯科的库尔恰托夫研究所(Kurchatov Institute)实施,参与方还有美国的钍动力公司(Thorium Power)和为设计VVER-1000燃料提供资金的美国政府。尽管普通燃料使用浓缩氧化铀,但新设计设置了可拆卸的中心区和转换区。中心区或点火区使用的是钚燃料,而转换区使用的是钍燃料。转换区燃料将在反应堆中使用9年时间,而中心区燃料需每年进行更换,但部分燃料将在反应堆中燃烧3年时间(就像在普通的VVER反应堆中一样)。中心区点火燃料棒的设计从俄罗斯海军反应堆中吸取了许多经验。相对于混合氧化物燃料, 钍-钚燃料具有以下4个优点:1. 防扩散;2. 与现有反应堆兼容(反应堆只需进行最小的改进就能使用钍-钚燃料),并能够在俄罗斯现有工厂中制造(因此可以在2006年开始应用);3. 在一个燃料组件中能够使用更多的钚;4. 从钍-钚乏燃料中回取武器级钚的可能性比MOX燃料更小,因为在钍-钚乏燃料中仅含有1%的易裂变钚。由于估计俄罗斯有约150 t武器级钚等待处理,因此钍-钚燃料项目的实施不一定会对制造MOX燃料的现有计划产生负面影响。以前的研发有关钍基燃料循环的研发工作已经进行了约30年,但其规模远小于铀燃料和 铀/钚燃料循环。德国、印度、日本、俄罗斯、英国和美国都在进行这方面研究工作。有关国家还在实验堆中进行了将钍燃料辐照至高燃耗的研究,并且有几座实验堆部分或完全装载了钍基燃料。有关钍燃料的重要实验研究如下:·1967~1988年期间,德国于利希的AVR实验堆以15 MWe运行了750周,其中约95%的时间是采用钍基燃料运行的,燃料由约10万个弹球大小的燃料元件组成,共使用了约1360 kg钍混合),最大燃耗达到150 GWd/t。 ·钍与HEU之比为10:1的钍燃料元件曾在英国温弗里斯20 MWth的Dragon反应堆中接受了741个满功率日的辐照。1964~1973年期间,Dragon反应堆是经合组织与欧盟的合作项目,参与该合作项目的国家有奥地利、丹麦、瑞典、挪威、瑞士和英国。钍/铀燃料被用于“增殖和投料”,因此形成的铀-233不断以相同的速度替代铀-235,燃料能够在反应堆中停留约6年。 ·1964~1973年期间,美国通用原子公司的桃花谷(Peach Bottom)高温石墨慢化氦冷堆在110 MWth条件下,使用HEU和钍燃料运行。 ·在印度,使用铀-233(从另一座反应堆的二氧化钍燃料中回取)的Kamini中子源研究堆于1996年投入运行。该研究堆位于卡尔巴卡姆(Kalpakkam)附近,毗邻一座40 MWt的快中子增殖试验堆。 ·在荷兰,一座水均匀悬浮反应堆已经以1 MWth运行了3年时间。该反应堆采用HEU/钍燃料,燃料在溶液中循环使用,并不断进行后处理,以取出裂变产物,从而获得高的钍转换率。 ·此外,还采用快中子堆进行过若干次实验。 动力堆在将钍基燃料用于动力堆方面,世界各国已取得了许多经验,其中一些是使用HEU作为主要燃料:·德国300 MWe的THTR堆是从AVR堆发展而来。在1983~1989年运行期间,该反应堆使用了约67.4万个球,其中半数是钍/HEU燃料(其他是石墨慢化剂和一些中子吸收剂)。燃料的制造是以工业规模进行的。 ·在1976~1989年期间运行的圣符仑堡(Fort St Vrain)机组是美国惟一一座使用钍燃料的商业机组。该机组是从德国的AVR发展而来,是一座高温石墨慢化氦冷反应堆(842 MWth、330 MWe),使用钍/HEU燃料。燃料是由碳化钍和碳化 钍/铀-235制成的小球,表面涂敷一层氧化硅和热解碳,用于容留裂变产物,燃料以六角柱的形式排列。该机组使用的燃料中含有将近25 t钍,燃耗达到170 GWd/t。 ·美国在希平港(Shippingport)机组中对钍基燃料在PWR中的应用情况进行了研究,该机组使用铀-235和钚作为初始裂变材料。研究结果表明,钍不会对运行策略或堆芯裕量产生重大影响。1977~1982年期间,LWBR概念也曾在该机组进行过测试,当时使用“点火区/转换区”的概念,并以钍和 铀-233为燃料,燃料包壳为锆合金。 ·德国60 MWe的林根沸水堆也使用过钍/钚基燃料试验组件。 印度在印度,格格拉帕尔1号和2号机组都装载了500 kg钍燃料,以便改善其运行实绩。格格拉帕尔1号机组是世界上第一座使用钍而不是贫铀实现堆芯功率展平的反应堆。1995年,格格拉帕尔1号机组使用钍燃料实现了约300天的满功率运行,而格格拉帕尔2号机组实现了100天的满功率运行。印度还计划在盖加1号和2号机组以及拉贾斯坦(Rajasthan)3号和4号机组中使用钍基燃料。由于印度的钍储量是铀的6倍,因此印度已将把钍用于大规模能源生产作为其核动力计划的一个重要目标。印度的核动力计划共分3个阶段:1. 使用以天然铀为燃料的加压重水堆,即CANDU,来生产钚;2. 在快中子增殖堆中使用由第一阶段产生的钚制成的钚基燃料将钍转换为铀-233;3. 接着使用先进重水堆燃烧铀-233和钍。然后对乏燃料进行后处理,以回取易裂变材料进行再循环。上述第3个阶段的另一种选择是,在继续实施PHWR和FBR计划的同时,采用次临界加速器驱动系统。在ADS系统中,加速器产生的高能质子撞击重靶核(铅、铅-铋或其他材料)发生散裂反应,从而产生高能中子。这些中子可以直接进入含有钍的次临界反应堆中,从而生成铀-233,并使其发生裂变。因此,ADS可以实现自持的裂变反应,而且这种反应可以很容易地被中止,这种反应可被用于发电或消除铀/钚燃料循环中产生的锕系元素。使用钍来代替铀,意味着ADS系统本身产生的锕系元素将减少。不断出现的先进反应堆概念基于钍燃料循环的先进反应堆概念包括:1. 轻水堆——采用基于氧化钚的燃料,燃料棒中含有氧化钍和/或氧化铀颗粒。2. 2种高温气冷堆——球床和棱柱形燃料元件。·燃气轮机-模块式氦冷反应堆——美国进行的HTGR研究产生了一个使用棱柱形燃料的方案。由于使用氦作为冷却剂以及单个模块的功率输出相对较小,因此允许将2座MHR与一台燃气轮机匹配,从而使热效率达到将近50%。GT-MHR堆芯能够使用各种不同的燃料,其中包括HEU/钍、铀-233/钍和钚/钍燃料。HEU/钍燃料的使用已在圣符仑堡机组中得到了验证。 ·球床模块堆——这种反应堆最初是在德国产生的。一个多国财团目前正在南非对PBMR进行研发,该堆有使用钍燃料的潜力。 3. 熔盐堆——这是一个先进的增殖堆概念,其燃料在熔盐中得到循环使用,堆芯不需要任何外部冷却剂。20世纪60年代曾对这种堆型进行过深入研究。由于在材料和部件方面所取得的技术进步,目前又重新开始了这种堆型的研究。4. 先进重水堆——印度正在开展这方面的研究工作。与加拿大的CANDU-NG类似,250 MWe的AHWR设计也使用轻水冷却。AHWR的大部分堆芯将是次临界的,使用氧化钍/铀-233燃料。因此该系统的铀-233可实现自给自足。使用传统MOX燃料的点火区将驱动核反应,并在总体上获得负空泡系数。5. 钚处置——目前,在一些传统反应堆中使用MOX燃料,并以钚-239作为主要的易裂变材料。这种MOX燃料的一种替代方案是钍/钚燃料。钍/钚燃料可以消耗钚,并增殖生成易裂变的铀-233,然后将铀-233从乏燃料中分离出来后,制成钍/铀燃料,以进行再循环。开发钍基燃料循环目前存在的一个问题是燃料制造费用很高,造成这种情况的部分原因是铀-233(总是受到痕量铀-232的污染)存在较强的放射性,钍-228也有较强的放射性,存在与铀-233类似的武器扩散风险,以及后处理还存在一些技术问题尚待解决。总之,在钍燃料循环实现商业化之前,还需要进行大量的研发工作。但在有足够的铀可供使用时,似乎不可能对钍燃料循环的研发进行大量的投入。但是,从长远来看,钍燃料循环(在不使用快中子堆的情况下能够实现燃料增殖)还是具有发展潜力的,它将是实现可持续核能发展的重要影响因素。

目前,我国对钍核资源开发利用体系尚未建立,尤其是将钍矿资源勘查、选冶、燃料元件制备、钍基先进重水堆设计制造以及钍冶金、新材料、光电元件制造等方面还未纳入国家科技和产业规划。因此,结合我国核能发展的现状以及核电发展规划,在不影响现有核能技术开发路线和能力的基础上,将钍矿综合利用技术开发作为国家能源战略,确定钍核能利用发展战略、技术路线、产业规划以及实施步骤,并确定近期需要开展的基础性、前瞻性、应用性研发工作内容和实施计划,使钍核能资源开发在新能源应用,应对气候环境变化、推动产业升级和促进我国经济可持续发展中发挥积极作用。

钍矿资源中的主要矿石矿物为独居石,其钍含量一般为1%~15%。经过多年的努力,我国科技界从矿石中提取钍的技术已获突破,主要使用有机溶剂萃取法,接着使用离子交换法,以制成核子纯度级的钍。二是有较高的转化比及较长的燃料寿命。三是燃料价格较低,比浓缩铀或循环回收钚更便宜。四是有足够的滋生燃料来维持反应炉中燃料的链式反应,而不需另添加可裂燃料。五是除可降低燃料循环的价格外,还可更有效地利用低价位的铀燃料。六是可耐较高的辐射剂量,且易于加工。而铀燃料的制造则需要复杂的离心分离程序且消耗大量的电能。

澳门威斯尼人平台登陆,按照我国核电发展规划,到2020年核电装机容量预计达到5800万千瓦,在建容量达到3000万千瓦以上,对天然铀的需求将增至6000吨~7200吨。到2050年核电装机容量预计达到2.4亿千瓦,在其全寿期总共约需天然铀145万吨。

钍核能的开发利用将有利于解决日益严峻的环境和安全问题

通俗而言,1吨钍相当于200吨铀、350万吨煤提供的能量,可提供10亿千瓦时的电力。由于钍矿在地球上的蕴藏量约为铀储量的3~4倍,它将有效弥补铀资源的不足,并保证未来人类对能源的持续需求。因此,钍反应堆必将成为未来核电发展的新方向,它将更安全、更环保、更高效、更可持续。

在自然界中,天然核燃料仅有235U一种,但其在天然状态下的含量仅为0.7%,而以稳定价态存在的铀同位素238U含量则高达99.3%。238U必须经过一系列的人工转换后才能成为可裂变的235U,并被用做核反应堆燃料。另一种能取代235U作为核燃料之一的铀同位素是233U,但它在自然界并不存在,需要将232Th用人工转换的方式将其转换成可裂变的核燃料。

钍核能反应堆研发进展

钍资源可以应对能源危机

利用我国已在运行的两座candu型重水堆核电机组和中加在重水堆建设、运行和钍利用等方面的合作基础和条件,系统规划,统筹安排,分步实施;同时加强与加拿大、美国、俄罗斯、印度等国家开展利用钍堆开发应用技术领域的合作和技术交流,为实现我国钍资源利用的发展奠定技术基础。

加速器驱动次临界系统。从堆外制造出中子流然后注入钍堆,也是启动核反应的另一办法。具体做法是使用一台高能带电粒子加速器将带电粒子加速到足够高的能量,让它轰击一块铅靶,便会释放出中子,这些中子被注入钍堆撞击堆芯的钍核,就诞生233U从而开始裂变的链式反应。这就是正在设计的加速器驱动次临界系统。在这种设计中,堆芯里已经没有铀或钚的参与,这意味着核能的生产更加清洁安全了。这种方法要求高能粒子加速器有较高性能,而目前能满足这种要求的是一种称为固定磁场交变梯度 聚焦的同步回旋加速器,它能使被加速到高能量的粒子的回旋半径大大缩小,从而使整个设备的体积大大缩小,使投资建造它成为可能。

截至2014年底,全球钍资源量主要分布在20多个国家,已探明的钍资源量为630多万吨。其中印度、中国、巴西最为丰富,约占140多万吨;澳大利亚、美国、埃及、委内瑞拉、加拿大、俄罗斯、南非、挪威等国也有较多的分布。

GIF成员国法国和欧盟已开展熔盐快堆的预概念设计研究。俄罗斯正在研究在有或没有钍支持的情况下,利用不同组分的钚和次锕系元素三氟化物作为燃料的熔盐锕系元素再循环和嬗变堆系统。

以重水堆核电站为突破口,开展国际交流和合作

钍用于核能发电的技术、理论和方法已基本成熟

虽然从20世纪60年代起,我国科研机构就对钍核能利用进行过探索,并且取得了一些进展,但由于市场需求较小,国内对钍资源的利用非常有限,而且缺乏完整明确的钍资源发展战略规划,总体开发利用与发达国家甚至印度等发展中国家相比差距较大,在核电领域的研究、应用更是相对滞后,大量宝贵资源得不到有效开发。

1983~1989年,德国研发并运行了一座300MW的钍基高温堆,该堆由HKG公司在德国Hamm-Uentrop建造。该高温堆于1985年并网,1987年1月满功率运行。THTR-300是第一个完全使用钍做燃料并投入商用的反应堆。

压水堆。20世纪80年代,德国与巴西共同合作过一个项目来研究压水堆使用钍做燃料的可行性。研究发现,各类钍燃料均可以通过适当的方法转化成233U。

2011年1月,中国科学院启动了一个研发液体氟化钍反应堆的项目。目前,中科院下属单位上海应用物理研究所正在建造一台5MW的MSR原型堆,并计划于近年投入运行。

尽快启动我国钍资源勘查评价工作,做好战略资源储备

此外,挪威正在研究使用钍-铀氧化物做压水堆燃料的可行性,用以探寻这是否为从钍中获得能量的最容易实现的方法。2013年,钍-MOX燃料辐照实验在挪威的Halden研究堆开始进行,并将持续5年。实验结束后经过辐照的燃料将被测试其使用性能,这将为钍燃料商用价值的研究提供有用的数据信息。

钍核能开发利用的优势

尽快制定我国钍核能开发利用战略规划,加快研究开发步伐

虽然钍元素本身不是裂变物质,但研究发现,一个普通的232Th原子核在吸收一个中子后就会变成233Th,它很快就经历两次β衰变,变成233U一种长寿命的易裂变物质,从而可取代235U用于核反应堆。钍为高熔点、高放射性稀有金属,与铀一样是一种重要的战略资源,除了广泛应用于冶金、航空航天、催化剂、新材料、光电等尖端科技领域外,钍也是将来可替代铀的重要核燃料,并将引领核电发展的新方向。

重水堆。考虑到重水堆中子的有效利用、较快的平均中子能量及灵活的换料模式,钍燃料较适合应用于重水堆。钚钍混合燃料已可作为一种潜在燃料而用于改进型坎杜6型重水堆和ACR-1000中。

我国钍基熔盐堆研发也有清晰战略目标:近期也就是2020年前,将建成世界首个10MW固态燃料钍基熔盐实验堆和一座2MW液态燃料钍基熔盐实验堆,目前已基本掌握实验堆关键技术,四个原型系统研发进展顺利。

我国钍资源分布广泛、储量丰富,但成矿地质条件复杂、勘查工作程度较低、规程规范不健全;开采技术落后,矿石回采率低、综合利用水平不高、深加工能力弱;缺乏统一的勘查组织和管理体系,对钍资源的掌握程度以及研究都有待进一步规划、整合和提升。因此,应当建立全国范围内的钍资源利用组织和管理体制机制,发挥规划的宏观调控作用;依据钍矿产资源特点,科学合理布局勘查工作;要从政策上予以引导,在财政上予以支持,产学研上进行协同;开展重要成矿带钍矿产资源预测与勘查关键技术研究,对重要的钍成矿带开展资源潜力调查评价和勘查工作,力争使钍资源勘查取得重大突破,新增一批资源储量,落实一批重要的钍矿产资源勘查开发的矿产地;加强钍矿开采选冶技术工艺研究,加快国家级钍矿产资源开采和加工基地建设。(作者系核工业北京地质研究院林双幸 张铁岭) 来源:中核网

此外,根据印度的核能基础设施发展计划,印度正在设计使用钍燃料的先进重水堆。该反应堆功率为300MW,将使用钍钚或钍铀混合燃料,预计钍燃料将提供75%的电力。AHWR的示范工程计划于2017年开工,2022年运行。

钍基熔盐堆。熔盐堆是第四代核能系统国际论坛推荐开发的具有第四代核能技术特点的六大堆型之一。在20世纪50年代至70年代中,美国橡树岭国家实验室的科学家,就研究利用液态氟化钍为主要燃料建造钍基熔盐堆,这种反应堆还成功运行了5年之久。

能源问题是关乎人类生存和发展的重大问题,核能利用无疑是解决能源危机中的新宠。

随着核电不断发展,无论从短期还是长远来看,开发利用钍资源作为补充的核燃料对核能的利用和保障都很重要。作为不可再生资源,开发利用钍资源必然需要有一个清晰的战略规划,包括钍资源的战略地位、资源储备、开发利用步骤、资源保护、回收再利用等。

高温气冷堆。高温气冷堆的燃料可能以钍钚或钍与浓缩铀作为包覆颗粒的形式存在,形状可设计成球型或棱柱型。

据估算,如果在全国每年使用钍燃料100吨,就可以替代2.5亿吨煤。目前,稀土工业生产过程中分离出的二氧化钍就达200吨以上,可代替5亿吨煤进行发电。

沸水堆。许多组织都在研究在低慢化沸水堆中使用钍做燃料的可行性。日本日立公司与日本原子能机构联合设计了可以依靠超热中子光谱高效将钍转化为233U的沸水堆。

自20世纪50年代起,美国、印度、加拿大、德国、日本、中国、挪威、南非、巴西、法国、俄罗斯、捷克及澳大利亚等国家都致力于钍核能反应堆的应用研发,尤其是铀资源匮乏的印度,更将钍燃料应用确定为核电发展战略的核心内容,目前处于钍核能堆研发的前端。

1947年,美国橡树岭国家实验室提出在高温气冷堆中使用钍做燃料,并在宾夕法尼亚州的桃花谷建造了一座40MW的反应堆,于1966~1974年间运行发电。1976~1989年,一座相同技术的300MW反应堆在科罗拉多州的圣弗兰堡建成并投入运行。这两座反应堆的燃料为232Th和235U的碳化物以及氧化物,冷却剂为氦气。

232Th作为核燃料在产生出可用核燃料233U的同时还伴生232U杂质,钍-铀核燃料安全性相对较高。此外,新的钍反应堆是在常压下运行,操作简单安全。当炉内温度超过预定值时,设在底部的冷冻塞会自动熔化,携带核燃料的熔盐全部流入应急储存罐,核反应即终止。由于冷却剂是氟化盐,冷却后就变成了固态盐,这使得核燃料既不容易泄漏,也不会与地下水发生作用而造成生态灾害。同时也使新一代反应堆的选址更加自由,它可建于几十米深的地下,既可完全隔绝射线,又可防止人为武器攻击。

通常在热中子反应器中,利用232Th产生可裂变的233U。其最大优点在于钍矿中钍全部以232Th形式存在,很少有同位素,与铀元素相比,不需要浓缩,且提炼分离较简单、便宜;另一特性是钍在作为反应器燃料时,是以金属态存在,易于加工。

钍核能的利用安全性更高,选址更自由

钍资源分布

我国钍核能开发的几点思考

2015年12月21~22日,全球气候变化领域的先锋学者、美国哥伦比亚大学教授詹姆斯·汉森应邀做客北京大学“大学堂”顶尖学者讲学计划,并就气候变化的机遇与挑战发表了演讲。他指出,核能将是应对气候变化和空气污染这两个问题一箭双雕的良药。根据已知信息,钍核能源的开发更为安全、环保,在其技术成熟之后,开发成本也会低于铀核能源。

英国国家核实验室指出,超高温堆的设计很适合钍燃料。早在20世纪六七十年代,英国原子能管理局在温弗里斯建造并运营了一个实验性钍燃料高温堆,1964~1973年英国满功率运行20MW的Dragon-HTR反应堆741天。

2009年,秦山核电公司、加拿大原子能公司、中国北方核燃料元件有限公司及中国核动力研究设计院签署协议,共同开展钍燃料在Candu技术上应用的可行性研究,研究得出钍燃料应用于Candu6上是可行的。

越来越严峻的世界气候变化和环境污染,迫切需要大力发展和利用清洁绿色的能源。钍核能的碳零排放、低辐射和较少的核废料优势,将成为人类对抗环境污染的新武器,它将有助于完善核产业布局调整,加快实施我国低碳、绿色能源发展战略,解决大气环境污染,促进我国经济可持续发展。

我国也正在研究基于德国AVR和THTR技术的卵床反应堆(HTR-10和HTR-PM)。

我国钍资源较为丰富,仅次于印度,位居世界第二,丰富的钍矿资源将对我国今后钍核能开发和应用提供足够的资源保证。据不完全统计,我国已在20多个省、区发现了具有相当数量的钍资源,其中内蒙古、广东、海南、湖南、四川等地较为集中。不仅如此,废弃的稀土和铀矿生产的尾渣中还残留着大量钍。但目前全国范围内并未对钍资源进行有效的系统勘查、保护与利用,其利用率接近于零。

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