トリウム燃料サイクル
ウラニウムを用いた燃料サイクルではすでに再処理方法が確立している(例:PUREX)がトリウムではまだ研究途上にある(THOREX)。またウラン232は半減期が68.9年と長く生成される娘核種タリウム208(半減期3分)が強烈な放射線を放つため作業には遠隔操作が必要である。
トリウム燃料サイクルの真価を発揮させる炉形式は溶融塩原子炉が最適とされ、狭義のトリウム炉(LFTR:Liquid Fluoride Thorium Reactor)はこれを指している。
これは黒鉛減速炉の一種で、燃料として融点約500°Cのフッ化物混合塩(リチウム、ベリリウム、トリウム、ウラン)を700°C程度で溶融・流動化したものを用いる。 1960年代、アメリカのオークリッジ国立研究所でフッ化トリウムを燃料とする溶融塩原子炉(黒鉛減速、フッ化ナトリウム冷却)が設計されたが、建設には至らなかった。 当初、熱中性子増殖を妨げる寄生吸収(減速材や、ウラン233の前後の核種による中性子の吸収)を抑えるため、核分裂生成物を除去する燃料処理系を循環させて運転することが想定されたが、現在は増殖を断念し(ワンススルー法)構造を簡略化したものが検討されている。
9\ a)} }
90 228 T h → α 88 224 R a ( 1.9 a ) {\displaystyle {}_{\ 90}^{228}\mathrm {Th} {\xrightarrow {\ \alpha \ }}{}_{\ 88}^{224}\mathrm {Ra} \ \mathrm {(1.9\ a)} }
88 224 R a → α 86 220 R n ( 3.6 d , 0.24 M e V ) {\displaystyle {}_{\ 88}^{224}\mathrm {Ra} {\xrightarrow {\ \alpha \ }}{}_{\ 86}^{220}\mathrm {Rn} \ \mathrm {(3.6\ d,\ 0.24\ MeV)} }
86 220 R n → α 84 216 P o ( 55 s , 0.54 M e V ) {\displaystyle {}_{\ 86}^{220}\mathrm {Rn} {\xrightarrow {\ \alpha \ }}{}_{\ 84}^{216}\mathrm {Po} \ \mathrm {(55\ s,\ 0.54\ MeV)} }
84 216 P o → α 82 212 P b ( 0.15 s ) {\displaystyle {}_{\ 84}^{216}\mathrm {Po} {\xrightarrow {\ \alpha \ }}{}_{\ 82}^{212}\mathrm {Pb} \ \mathrm {(0.15\ s)} }
トリウムは、いくつかの優れた可能性が指摘されている。 地殻中の元素の存在度がかなり大きく、古典的なクラーク数では38位(1.2×10%)と、同じく53位のウラン(4×10%)より多い。ウランの3~4倍の量が利用可能であると見積もられている。 産地や確認埋蔵量は限られているが、これは現在の需要がモナズ石砂からの希土類元素抽出時の副産物で十分賄われ、資源探査の必要が薄いことがある。また、ウラン235を利用するウラン燃料サイクルでは多くの場合、同位体の分離濃縮を必要とするが、トリウム燃料サイクルは原理上これが不要である。
また、U は熱中性子に対する反応断面積が U や Pu の約3倍と大きく、逆に高速中性子(中間エネルギーの中性子を含む)に対しては1/3である。これは、熱中性子炉(通常の原子炉)で3倍燃焼しやすく、高速中性子による(不都合な)超ウラン核種生成が3分の1であることを意味し、中性子生成効率(生成される中性子と吸収される中性子(η)の比率)は、熱スペクトルを含め、広いエネルギー領域において2倍を超えている。これは、熱中性子増殖炉に適した性質である。
付け加えると、ウラン-プルトニウム系列の開始点である U は、中性子を吸収して分裂しなかった場合、直ちに超ウラン核種となってしまうのに対し、トリウム-ウラン系列では Th が超ウラン核種となるには、6個の中性子吸収を続けてなお、分裂せずにいる必要がある。
比較的大型の黒鉛減速炉の場合、温度上昇時に反応度に正のフィードバックがかかって出力が上昇する問題が指摘されている。このため、第四世代原子炉では黒鉛を使用しない溶融塩高速炉の検討に変わっている。