hạt nhân truyền thống
Thori tồn tại trong tự nhiên với một đồng vị duy nhất là Th-232. Trữ lượng thori nhiều khoảng 4 lần so với urani, với tổng trữ lượng trên trái đất ước tính vào khoảng 1,12.1014 tấn. Thori chiếm khoảng 6 phần triệu trong đất thông thường [4]. Thori không phải là nhiên liệu phân hạch hạt nhân trực tiếp, tuy nhiên nó có thể chuyển đổi thành U-233 từ phản ứng bắt neutron của Th-232. Mặc dù thori có khả năng tự phân hạch với các neutron nhanh có năng lượng thích hợp; tuy nhiên, việc chuyển đổi Th-232 thành U-233 và sử dụng như nhiên liệu phân hạch sẽ cho hiệu quả cao hơn. Tiềm năng của thori trong sản xuất năng lượng phân hạch đã được công nhận. Một số lò phản ứng, thuộc nhiều loại khác nhau, đã hoạt động dựa trên nhiên liệu thori kết hợp với các nhiên liệu khác.
Trong những nghiên cứu ban đầu, người ta đã đưa thori vào kết hợp với urani làm nguyên liệu phân hạch. Những người tiên phong cho ý tưởng kết hợp urani và thori là Alvin Weinberg, Ralph Moir và Edward Teller; với thí nghiệm lò phản ứng muối nóng chảy (MSRE) đã chạy thành công tại phòng thí nghiệm quốc gia Oak Ridge (ORNL) ở Mỹ trong năm 1969 [40]. Thori đóng vai trò như là nguyên liệu thứ cấp, được bao xung quanh lõi lò để tạo ra U-233. Lò phản ứng hoạt theo chu trình nhiên liệu thorium Radkowsky (Radkowsky Thorium Fuel cycle) cũng là một trong số các lò phản ứng hoạt động như vậy [41]. Trong lò này, urani được làm giàu 20% tạo ra neutron duy trì phản ứng dây chuyền, U-233 được tạo ra chậm từ lớp thori xung
quanh. Lò phản ứng nước nặng CANDU cũng sử dụng kĩ thuật tương tự, với lõi bên trong là U-235 hoặc Pu-239 được làm giàu.
Việc đánh giá khả năng sử dụng kết hợp thori làm nhiên liệu đối với một số lò phản ứng khác được trình bày tóm tắt như dưới đây [42].
Lò phản ứng neutron nhanh dùng natri (Sodium Fast Reactor -SFR), lò phản ứng neutron nhanh dùng khí (Gas Fast Reactor -GFR), lò phản ứng neutron nhanh dùng chì (Lead Fast Reactor -LFR): đây là ba hệ thống lò phản ứng nhanh thuộc thế hệ thứ IV được phát triển với sự hợp tác quốc tế. Tất cả ba hệ thống có thể hoạt động trên nguyên tắc là thori được đưa vào thay thế trong chu trình U-Pu thông thường. Chu trình nhiên liệu thori trong một lò phản ứng neutron nhanh có khả năng sinh ra nhiều năng lượng hơn 100 lần từ mỗi kg Th-232 so với 1 kg quặng urani trong chu trình lò phản ứng. Tuy nhiên việc chuyển đổi hoàn toàn năng lượng đòi hỏi rất nhiều thời gian dẫn đến việc sử dụng thori có thể làm chậm tốc độ triển khai các lò phản ứng mới. Trong chu trình nhiên liệu thori, một hạn chế là không có sẵn U-233, điều này làm mất đi yêu cầu của một lò phản ứng neutron nhanh. Đối với các lò phản ứng neutron nhanh, chu trình nhiên liệu thori không cung cấp lợi thế về phát triển bền vững vì chu kỳ U-Pu là đã hoàn toàn tự đáp ứng được. Với những lý do này, đã không có ưu tiên sử dụng thori trong lò phản ứng neutron nhanh, mặc dù sẽ có một số lợi ích về mặt giảm chất thải phóng xạ.
Lò phản ứng nhiệt độ rất cao (Very High Temperature Reactor -VHTR): Lò phản ứng nhiệt độ rất cao trong thế hệ thứ IV hoạt động với một chu trình nhiên liệu một lần qua. Các nhiên liệu ở dạng khối cầu nhỏ đường kính cỡ micromet, chứa nhiên liệu hạt nhân đóng gói trong một quả cầu nhiên liệu nhỏ gọi là TRISO. VHTR là về nguyên tắc có khả năng sử dụng nhiều loại nhiên liệu khác nhau. Một số những VHTR hoạt động từ những năm 1960 đến giữa những năm 1980 sử dụng thori làm nhiên liệu. Có nhiều lý do tại
sao VHTR là đặc biệt thích hợp với các nhiên liệu thori. Trong một lò phản ứng nhiệt, các chu trình nhiên liệu thori có khả năng đạt được tỷ lệ chuyển đổi cao hơn so với chu trình nhiên liệu U-Pu và VHTR có một phổ neutron nhiệt rất phù hợp với thori. Kết quả là có một hệ thống chuyển đổi năng lượng với tiềm năng lớn. Điều quan trọng là tốc độ đốt cháy hoàn toàn nhiên liệu cần phải càng cao càng tốt để đảm bảo rằng U-233 được phân hạch hiệu quả trong một chu trình nhiên liệu. VHTR có khả năng đốt cháy hoàn toàn cao, bằng cách sử dụng nhiên liệu làm giàu cao hơn. Thori oxit được cho là ổn định hơn urani oxit cho việc xử lý địa chất nhiên liệu đã qua sử dụng, và điều này sẽ là một lợi thế cho chu trình nhiên liệu. Các tính năng này là lý do tại sao rất nhiều các dự án ban đầu về lò phản ứng nhiệt độ cao (High
Temperature Reactor- HTR, tại DRAGON, Peach Bottom, J¨ulich HTR và
Fort St Vrain) đều sử dụng nhiên liệu hạt nhân thori. Sự chuyển đổi của Th-232 để tạo thành U-233 đòi hỏi một nguồn neutron, được tạo ra bởi sự phân hạch của U-235 hoặc Pu-239. Điều này đòi hỏi rằng các hạt nhiên liệu ban đầu phải chứa một hỗn hợp của U-Th hay Pu-Th. Cho nên đây là một hạn chế ảnh hưởng đến tiềm năng của nhiên liệu thori trong HTR do ban đầu cần phải có một lượng U-235 được làm giàu ở tỉ lệ cao.
Lò phản ứng nước siêu tới hạn ( Super Critical Water Reactor -SCWR): SCWR là một trong những phát triển tốt nhất của các lò phản ứng thế hệ IV, có một trong những yêu cầu nghiên cứu chính là phát triển nhiên liệu và vật liệu có thể chịu được các điều kiện phức tạp của hệ thống lò phản ứng nước siêu tới hạn. Các thiết kế ban đầu của SCWR không xem xét cụ thể theo hướng có sử dụng nhiên liệu thori hay không, tuy không có nghi ngờ về nhiên liệu thori có thể được sử dụng trong SCWR, nhưng với mức độ phát triển của SCWR hiện nay là chưa đủ xem xét, đánh giá.
Lò phản ứng muối nóng chảy ( Molten Salt Reactor -MSR): Các MSR được phát triển bởi thế hệ IV được thiết kế đặc biệt cho các chu trình nhiên liệu
thori. Thiết kế MSR có nhiều yếu tố phù hợp với chu trình nhiên liệu thori. MSR có một phổ neutron nhiệt trong đó chu kỳ thori có thể đạt được một tỷ lệ chuyển đổi cao hơn so với chu kỳ U-Pu. MSR tránh được một số sự suy giảm hiệu suất chuyển đổi xảy ra do neutron tương tác với Pa-233. Việc chuyển đổi của Th-232 để thu được U-233 qua hai trung gian Th-233 và Pa- 233 qua sự phân rã beta. Pa-233 có chu kỳ bán rã tương đối dài (27 ngày) và bắt neutron nên sẽ dẫn đến suy giảm hiệu suất chuyển đổi. Điều này làm giảm thời gian trung bình của Pa-233 tiếp xúc neutron và làm giảm đáng kể, tỷ lệ nguyên tử Pa-233 bị thất thoát do bắt neutron. MSR liên tục xử lý nhiên liệu hạt nhân bằng việc đưa về trạng thái ban đầu khi bắt đầu một chu trình mới, loại bỏ các sản phẩm phân hạch khi chúng được tạo ra. Kể từ khi nhiên liệu hạt nhân được sử dụng là muối lỏng, vấn đề nhiên liệu không còn được đưa ra xem xét. Đối với loại lò này không có sự phân biệt giữa các loại nhiên liệu khác nhau và do đó không có rào cản đối với việc áp dụng thori như trong lò phản ứng thông thường.
Lò phản ứng nước nhẹ kiểu mô đun nhỏ (Small modular Light Water Reac- tor): được thiết kế dựa trên công nghệ lò phản ứng nước nhẹ hiện có, nhưng thu nhỏ lại để có lợi từ việc tăng cường áp dụng an toàn thụ động. LWR có thể sử dụng nhiên liệu thông thường UO2 hay UO2-PuO, hay nhiên liệu thori. Với các LWR thông thường, thori là một lựa chọn tiềm năng mà lợi ích chính của nó là làm giảm sự phụ thuộc vào quặng urani. Một số loại lò đang sử dụng Thori được trình bày trong Bảng 1.1.
Bảng 1.1: Tổng hợp một số lò phản ứng khác nhau đã và đang sử dụng nhiên liệu có chứa thori
Tên Quốc gia Loại Công suất Nhiên liệu Hoạt động AVR Đức Nhiệt độ cao, làm
mát bằng khí 15 MW(e) Th+235U 1967–1988 THTR- 300 Đức Nhiệt độ cao, làm mát bằng khí 300 MW(e) Th+235U 1985–1989
Lingen Đức Nước sôi 60 MW(e) (Th,Pu)O2 1968-1973 Dragon (OECD- Euratom) Anh (Thụy Điển, Na Uy, Thụy Sĩ) Nhiệt độ cao, làm mát bằng khí 20 MWt Th+235U 1966–1973 Peach Bottom Mỹ Nhiệt độ cao, làm mát bằng khí 40 MW(e) Th+235U 1966–1972 Fort St Vrain Mỹ Nhiệt độ cao, làm mát bằng khí 330 MW(e) Th+235U 1976–1989 MSRE ORNL
Mỹ Muối nóng chảy 7.5 MWt ThF4; UF4 1964–1969
BORAX- IV, Elk River Station
Mỹ Nước sôi 2.4 MW(e) Th+235U 1963 - 1968
Shipping- port
Mỹ Nước nhẹ 100 MW(e) Th+233U 1977–1982
Indian Point 1
USA Nước nhẹ 285 MW(e) Th+233U 1962–1980
KAPS 1,2; KGS 1,2; Ấn Độ Nước nặng áp lực 220 MW(e) 1980 (RAPS 2), đang hoạt động FBTR Ấn Độ Kim loại lỏng làm mát 40 MWt ThO2 1985; đang hoạt động.