トリウム燃料サイクル
熱効率向上のため操業温度を引き上げると、溶融塩や溶融塩分解物による配管腐蝕の問題が顕在化する。超高温原子炉としては、高温ガス炉に比べると高温化の技術的ハードルが高く、初期不良発生リスクが大きい。
重水炉やガス冷却炉では減速材は適するものの、これを保持する構造物が(溶融塩炉に対し)多く中性子を消耗するため効率が落ちる。インドの圧力管式重水炉は、この問題を軽減する構造を開発したと見られる。
ワンススルー方式での主な課題は、ウラン燃料サイクルより10倍も長いトータルの半減期である。Th から U が生成される待ち時間は自然の崩壊速度に委ねられるが、Pa の半減期は約27日と、ウラン燃料サイクルの律速段階であるNpのそれよりひと桁大きく、運転中のトリウム燃料はかなりの量の Pa を含むことになる。 崩壊する前に中性子を吸収した Pa は、いずれ U となって核燃料となるものの、それまでに中性子3個を必要とする。自然崩壊により U となるなら必要な中性子は1個であり、上記の通り商用炉で重要な中性子経済を悪化させる。また、核燃焼性に劣る U となるため、超ウラン元素の生成可能性を増加させる。
ワンススルー方式ではなく、プルサーマル(閉鎖系、再利用系)を取る場合、U の再処理が必要となる。しかし前述のように U、Th の崩壊生成物が高い放射線量を持つため、燃料製造は厳重な遮蔽下で遠隔操作によって行わなければならない。 更に、ウラン燃料の再処理技術は世界的に蓄積されている(例えばPUREX法)が、トリウムの同様の技術(例えばTHOREX)はまだ開発中である。
長寿命超ウラン元素の生成が極めて少ないが、長寿命のアクチノイド(特に Pa )が生成する。これは放射性廃棄物の管理を長期化させる。
溶融塩原子炉などトリウム燃料を液体として扱うことは、これらの課題を克服する可能性を持っている。しかし、実際に建設された液体燃料による原子炉はただ1つに過ぎず、商用炉としての実証には至っていない。
初期の関心はウラン資源枯渇の不安から生まれ、いくつかの原子力発電所及び研究用原子炉で研究開発が進められた。
1967年、アメリカのオークリッジ国立研究所で熱出力7.4MWの溶融塩原子炉(MSRE)が建設され、将来のトリウム利用を目的とした最初のステップとして、649°Cで溶融されたフッ化物塩(FLIBE)を燃料とすることに成功した。また、アメリカ、ドイツ、イギリスで高温ガス炉による実験や試験的な運用が行われている。 なお、トリウム燃料サイクルのカギとなる増殖の実証実験は、アメリカのシッピングポート原子力発電所(加圧水型軽水炉)で達成されている。 しかし、溶融塩の高温やガンマ線への対策が課題となったことや、当初の見込に反してウラン資源が豊富だったこと、東西冷戦下の核兵器大量生産にウラン燃料サイクルが適していた事などから、トリウム燃料サイクルの研究は進まなかった。
一方、国内のトリウム資源が豊富なインドは、3段階の原子力開発計画の2段階目として圧力管型重水炉をベースに開発を進め、現在は商用炉でもトリウムを利用している。 2011年、中国も開発着手を発表している。 また、イタリアのカルロ・ルビアが提唱した加速器駆動未臨界炉の研究も行われている。高レベル放射性廃棄物の消滅処理が可能で、資源量も拡大できると期待されている。
なお国際原子力機関は、トリウム燃料サイクルが核拡散防止と放射性廃棄物問題の改善に有効と見ている。
n + 90 232 T h → 90 231 T h + 2 n → β − 91 231 P a + n → 91 232 P a → β − 92 232 U {\displaystyle \mathrm {n} +{}_{\ 90}^{232}\mathrm {Th} \rightarrow {}_{\ 90}^{231}\mathrm {Th} +2\mathrm {n} {\xrightarrow {\beta ^{-}}}{}_{\ 91}^{231}\mathrm {Pa} +\mathrm {n} \rightarrow {}_{\ 91}^{232}\mathrm {Pa} {\xrightarrow {\beta ^{-}}}{}_{\ 92}^{232}\mathrm {U} }
この U は半減期が68.9年と相対的に短く、アルファ崩壊でThとなってトリウム系列へ復帰する。トリウム系列の崩壊生成物のうちRn、Biそして特に Tlは半減期が短く、崩壊時に高エネルギーのガンマ線を放出する。
ウラン232とトリウム系列の崩壊過程における、半減期と放出するガンマ線のエネルギー(単位はMeV:メガ電子ボルト)は以下の通り。
92 232 U → α 90 228 T h ( 68.9 a ) {\displaystyle {}_{\ 92}^{232}\mathrm {U} {\xrightarrow {\ \alpha \ }}{}_{\ 90}^{228}\mathrm {Th} \ \mathrm {(68.
82 212 P b → β − 83 212 B i ( 10.64 h ) {\displaystyle {}_{\ 82}^{212}\mathrm {Pb} {\xrightarrow {\beta ^{-}\ }}{}_{\ 83}^{212}\mathrm {Bi} \ \mathrm {(10.64\ h)} }
83 212 B i → α 81 208 T l ( 61 m , 0.78 M e V ) {\displaystyle {}_{\ 83}^{212}\mathrm {Bi} {\xrightarrow {\ \alpha \ }}{}_{\ 81}^{208}\mathrm {Tl} \ \mathrm {(61\ m,\ 0.78\ MeV)} }
81 208 T l → β − 82 208 P b ( 3 m , 2.6 M e V ) {\displaystyle {}_{\ 81}^{208}\mathrm {Tl} {\xrightarrow {\beta ^{-}\ }}{}_{\ 82}^{208}\mathrm {Pb} \ \mathrm {(3\ m,\ 2.6\ MeV)} }
低コストの化学的手法では、U から U は分離できない。崩壊生成物の Th は分離できるが、結局 U の崩壊により再び増加し始める。
ガンマ線は透過性が強く遮蔽が困難で、電子機器の故障や誤作動の原因となり、放射線被曝も発生させるため、使用済み燃料の処理には厳重な遮蔽と、遠隔操作が必要となる。これは商用利用でのコストアップ要因となるが、軍事利用の妨げともなる。
軽水炉に比べて、大型化が困難である。また、背が高く嵩張るため浮体原子力発電所への実装も難しい。