釷燃料釷循環(huán)較鈾、钚循環(huán)的優(yōu)點與缺點

釷燃料優(yōu)點

一、在熱中子反應器中有較大的η值（η= 2.287），使滋生可能。另快中子的滋生亦希望無窮 。

二、有較高的轉化比（conversion ratio）及較長的燃料壽命。

三、燃料價格較低，比濃縮鈾或循環(huán)回收钚的便宜。

四、有足夠的滋生燃料來維持反應爐中燃料的鏈反應，而不需另添加可裂燃料。

五 、除可降低燃料循環(huán)的價格外，另可更有效的利用低價位的鈾燃料。

六、可耐較高的輻射劑量，且易于加工。

釷燃料缺點

一、最主要的不利在于由釷232轉化成鈾233的過程中，產生了鈾232。因為由鈾232再衰變成穩(wěn)定同位素鉛208的過程中，會產生放射高強度γ-射線的鉍212及鉈208又其中鈾232及釷228會在再處理過程中，伴隨在鈾233及釷232中產生，使得經過再處理后所制成的燃料元件仍具高放射性，以致在制造時，人需在具有屏蔽或隔離的設備中，增加制造成本。

二、處理釷燃料時，需更多的強力熔劑，即更濃的硝酸，且以氟化物當觸媒，而使用這些熔劑后，將使萃取、廢料處理、酸堿調整更復雜。

三、釷燃料溶液須另加一些溶液，來去除過量的酸。

四、在萃取時，會形成第三相的相平衡，使得其在相同的設備下，其萃取速率較鈾燃料溶液（僅有機相與無機相兩相）為慢。

釷燃料礦的提煉

釷資源中產量最多的礦物為獨居石（monazite），以制成核子純度級的釷 。

釷燃料進料

一般以Th(NO3)4.4H2O作為原料，另再加上一些濃縮鈾、钚239或鈾233，作為最先維持連鎖反應的可裂原料。

釷燃料燃料元件的制造

將進料轉變成所希求的化學化合物，如二氧化釷或碳化釷，再混合制成ThO2-UO2或ThC2-UC2的燃料丸或燃料棒，而后裝入合適的護套中，如Zircaloy-2或鋁合金，組合成燃料元件。

釷燃料反應器中的輻射照射

在必要的試驗及檢查后，將元件放入爐心照射，在燃耗掉可裂物的過程中，利用過剩的中子將釷轉化成鈾233，經足夠的照射后，取出燃料，將之冷卻 。

釷燃料冷卻

核燃料元件在反應器內使用期間通常約為三～四年，然后移出，由于分裂產物的高放射性，故暫時置于水池內冷卻三～四個月，讓分裂產物中半衰期較短的放射性核種衰變，然后再裝入堅實屏蔽的鋼桶中，運往燃料再處埋廠，雖然經過冷卻，但于再處理過程中，仍需以重元素來屏蔽這些照射過的燃料。

釷燃料照射過燃料運送

裝運用過核燃料的鋼桶是經小心設計的容器，須符合國家原子能法規(guī)的種種試驗，為的是在運送過程中，不使照射過燃料外泄，污染環(huán)境。

釷燃料再處理

處理的方式與鈾燃料相似，先以機械方式切斷燃料棒，再以濃硝酸溶解，惟金屬釷在硝酸中呈“怠惰性”，故須添加小量氫氟酸，使之易于溶解，但氟離子易與鈾及釷形成錯化合物，影響萃取效果，且又引起強烈的腐蝕問題，解決之道可采用硝酸鋁，因其可使氟與硝酸鈾醯及硝酸釷醯完全化合。溶解之后，乃蒸餾硝酸鹽溶液，直至清除所有之游離酸且稍過量。再加硝酸鋁，并將此溶液移入萃取設備中，以一烴類中溶解42.5%之磷酸三丁酯（TBP）稀溶液行逆流萃取，同時萃取出釷及鈾。

最后分離釷及鈾-233，用硝酸稀溶液選擇性萃取釷，以TBP洗滌之水溶液，再萃取少量的鈾，硝酸釷之水溶液再由草酸鹽沉淀、結晶等法處理之，整個過程謂Thorex法 。

釷燃料廢料處理

由于易裂燃料的經濟價值甚高，故須經由再處理廠將其回收，如此不僅可降低發(fā)電成本，且可避免資源的浪費。惟經再處理后的廢溶液，卻含有在分裂過程中所留下的分裂產物，其放射性有的高達數百萬居里者，半衰期更達數萬年甚至上億年者，故須謹慎處理。其中硼、碘、氙、氪、釕等揮發(fā)性分裂產物，可用活性炭反復吸收，至無害后，再由吸附塔排出。馀下的放射性廢料，先貯藏一段時間，使其放射性自然衰減，然后將其濃縮，再裝桶貯藏，但因其中仍含有銫137、鍶90等長半衰期的核種，另由于廢液之發(fā)熱與腐蝕性導致材料強度之下降，故須再采用固化處理法。將廢料固化有下列優(yōu)點 ：

(一)將放射性核種固化成無流動性且機械強度大的固體（核種之浸出率?。官A藏容器之腐蝕速度變小，可防止逸出周遭環(huán)境，即可將放射性核種封閉抑制其散逸。

(二)可減小貯藏所需空間容積。

(三)穩(wěn)定性較好。

(四)高溫貯藏成為可能。

(五)安全性提高，操作變易，便于往隔離地點之運送、搬運、廢料作業(yè)。

(六)不必如液態(tài)貯藏時之嚴格保存、監(jiān)視。

其中最主要的方法為玻璃固化法，因玻璃之溶解度及含有成分之浸出率極低，且減容系數相當大，應用已確立之玻璃制造技術，將強放射性廢液玻璃化，使放射性核種固定于玻璃中；但相反地，裝置比較復雜，處理費高，因高溫（900～1200℃）處理所需之裝置材料、放射性核種之揮發(fā)等問題尚未解決。

因此也有人建議以下兩種完全之處理處置法，一為將極高放射性廢料裝入火箭，投棄于外太空；或使用高功率之高密度中子源、高能量質子加速器或核融合反應器，將分裂產物中之長半衰期核種（鍶90、銫137、氪-85、锝99、碘129等）以中子照射行核變換，而轉成短半衰期、極長半衰期或穩(wěn)定的核種。前者于只是紙上談兵作業(yè)，技術尚待克服，并無實用遠景，且將造成太空垃圾，亦是一種不負責任的行為。后者亦只開始檢討階段，無論在技術上或經濟上尚有諸多困難必須解決，不過此法較符合處理原則，安全性亦較高。

放射性廢料的處理不僅會影響大自然的生態(tài)平衡，甚至影響核能和平用途的發(fā)展，故其實為核能工業(yè)的關鍵課題，有待從事核能研究的學者、專家共同合作來解決。

獨居石 成分為（Ce，La，Nd，Th）〔PO4〕的磷酸鹽礦物。單斜晶系，晶體為板狀或柱狀。因經常呈單晶體而得名。棕紅色、黃色，有時褐黃色，油脂光澤，解理完全，莫氏硬度5～5.5，比重4.9～5.5。常具放射性。主要作為副礦物產在花崗巖、正長巖、片麻巖和花崗偉晶巖中，與花崗巖有關的熱液礦床中也有產出。

獨居石是稀土金屬礦的主要礦物之一，常含釷、鋯等。單斜晶系,晶體呈細小板狀。棕紅、黃或黃綠色，油脂光澤或玻璃光澤,貝殼狀至參差狀斷口。性脆，硬度5～5.5,密度4.9～5.5g/cm3。在紫外光照射下發(fā)鮮綠色熒光。因常含鈾、釷、鐳，故具有放射性。主要產于偉晶巖、花崗巖及其與之有關的期后礦床中,共生礦物可有氟碳鈰礦、磷釔礦、鋰輝石、鋯石、綠柱石、磷灰石、金紅石、鈦鐵礦、螢石、重晶石或鈮鐵礦等。由于獨居石的化學性質比較穩(wěn)定、密度較大，故常形成濱海砂礦和沖積砂礦。獨居石溶于硫酸,與KOH溶合后加鉬酸銨便出現磷鉬酸銨黃色沉淀。

釷燃料白俄羅斯

從70 年代初期開始為反應堆特性計算而進行核數據評價研究 , 一部分BROND-2( 俄羅斯核數據庫) 正在被采用。Th-U 循環(huán)的數據很少, 根據不同的核數據庫, 甚至是對于像keff 那樣基本的量, 也產生很大的差別。尤其是關于在ADS ( 加速器驅動系統(tǒng)) 的( n, X n) 反應的效應差別很大, 為解決此問題采用14 MeV 中子源, 并用聚乙烯慢化劑和10% UO2 濃縮燃料的8 cm×8 cm× 60cm 輻照盒, 堆成40 cm×40 cm×60 cm, 再用100 cm×100 cm×120 cm 反射體圍起來的體系( 0. 9< keff < 0. 99) 。計劃用此來測定 長壽命核裂變產物( FP) 和MA ( 高序數錒系元素) 的轉化率。經計算確證該體系的中子譜近似于ADS。

釷燃料中國

中國在正在計劃進行的模塊型HTR 概念設計中采用了熱功率200 MW 的球床堆 ( PBR) 為對象 , 以PuO2-T hO2 為燃料, 在連續(xù)燃料交換的平衡循環(huán)中進行Pu 的燃耗分 析。計算程序采用德國的處理雙重非均勻效應的VSOP。分析的結果表明,WG-Pu( 94#9Pu) 和RG-Pu( 裂變性钚70Wt% ) 的情形各異。為了使慢化劑反應性溫度系數為負值, WG-Pu 情況下需要每個燃料球含11 g重金屬; RG-Pu 情況下則需要每個燃料球含7 g 的重金屬。燃料球的直徑為6 cm, 燃料區(qū)的直徑為5 cm, 涂敷顆粒的半徑為0. 025cm, 包層材料為C/ C/ Si/ C= 0. 009/ 0. 004/0. 0035/ 0. 0035。針對WG-Pu 富集度為 12%、每個球含有13 g 重金屬的情況, 計算失水事故的熱工水力特性, 其最高溫度為 1448 ℃, 低于涂敷顆粒放出FP 的溫度( 1600℃) 。說明該反應堆具有固有的安全設計。

釷燃料法國

60 年代末到80 年代, CEA 和EDF 進行了理論研究。接著在NOVAT OM 和CEA 的協助下, 進行了以ThC 為燃料的稱為RHT F2 的Fo rt St . Vrain 型的HT R 研究, 但研究于1978 年被放棄。進入90 年代后, 從廢物處理的觀點出發(fā), 做了各種研究, 這些研究可分為以下幾類 :

( 1) 通過把238U 轉換成釷以減少MA 產生的PWR 和FBR; ( 2) 以提高錒系元素燃耗為目的的CABRA 計劃中的釷利用;

( 3) 以節(jié)約天然資源, 最大限度地有效利用钚以及改進廢物管理法為目的的評價釷 燃料可行性的PWR 研究;

( 4) 與加速器驅動反應堆等混合型反應堆概念相關的核數據的研究。因此, 1998 年中期, 進行了MASU RU CA 堆裝1. 2 噸ThO2 燃料的次臨界實驗。PWR 的研究, 以一個循環(huán)287 個有效滿功率天數( EFPD) 、平均燃耗為33 GWd/ t、每次換1/ 3 料的功率為900 MW 的PWR 為對象, 進行了與以下5 種燃料配置( 質量平衡) 及動態(tài)特性相關的參量分析。 T h 235U ( 高濃縮U) ( HEU / T h) , Th RG- Pu ( 第一代) ( RG/ T h) , 含Th 233U 的U ( UT / T h) , Th 235U ( 中濃U , U < 20% )( MEU/ T h) , Th WG- Pu (WG/ T h) 。分析的結果是, UT / Th 的裂變產物消費最小, MA 的產生量較少, 轉換率最大。但是,UT 必須在Pu/ T h 的后處理中得到, Pu/ Th的裂變產物消費最大, MA 的產生量也很大。但該循環(huán)不會產生含91% 233U 的鈾。另外,由于MEU/ T h 燃料在循環(huán)結束時, 核裂變同位素的比率將會變得很高, 所以為節(jié)省資源最好進行長循環(huán)后處理。觀察動態(tài)特性的相關系數, 便可發(fā)現釷有使Pu/ Th 燃料的動態(tài)特性系數穩(wěn)定的傾向。但是, 由于使用釷會使慢化劑系數變得很大, 這將導致蒸汽管破損事故更加嚴重。eff 將使掉棒事故的控制度變得困難。為此,法國與意大利及瑞士一同進行分離鈾與钚、針對钚采用局部慢化劑體積比大的APA 型燃料組件的研究。制造釷燃料采用與制造UO2 燃料同樣的干式粉末冶金法, 可得到理論密度為98%的燃料。今后的計劃如下:

( 1) 改善針對T h 和Pu 的若干核數據。 ( 2) 通過臨界實驗確認動態(tài)特性系數及控制性能。 ( 3) 進行高燃耗照射和驗證試驗。

( 4) 為解決國內將會發(fā)生的種種問題, 工業(yè)部門應確定面臨的和考慮的組件及配置。

釷燃料印度

印度有鈾資源5 萬噸, 有釷資源36 萬噸。所以印度決定分三階段開發(fā)核能 :

( 1) 以PHWR ( 加壓型重水堆) 利用天然鈾;

( 2) FBR ( 使用第一階段得來的Pu 和233U )

( 3) 利用釷的熱中子堆。

為此目的, 一直在進行以下的開發(fā)研究。

( 1) 為了使初期的功率輸出比較穩(wěn)定, 在格格拉帕爾核電站的2 臺機組上以燃料棒束的形式裝了500 kg 的T hO2。在研究堆CYRUS 的壓水池中對6 根裝釷燃料的組件( T hO2-4% PuO2) 進行照射,照射后納入試驗系統(tǒng)。另外, 正在對兩組6 根裝T hO2-6. 75% Pu2 的燃料組件進行照射。

( 3) 制造采用板狀Al-233U ( 20%) 燃料的組件, 巴巴原子能研究中心的臨界實驗 ( PU RNIMA-Ⅱ ) 之后, Indira GanelhiCenter 運行著功率為30 kW 的中子源反應堆。

( 4) 快實驗堆FBT R 的再生區(qū)使用T hO2 燃料組件。

( 5) 開發(fā)以釷燃料提取233U 的技術。

( 6) 同樣地, 開發(fā)PHWR 用的釷燃料棒束制造法, 并且也開發(fā)T hO2-PuO2 燃料塊制造法。

( 7) 正在設計能有效利用釷的新型重水堆( AHWR) 。該

釷燃料韓國

受能源限制, 韓國對釷的利用及DUPIC燃料頗為關心。稱為HYPER 計劃的1000 MW 的反應堆每年可消耗380 kg 的MA, 這將作為以生產能源為目的的ADS 研究來實 施, 并計劃在2001 年之前開發(fā)出次臨界反應堆的基礎性技術, 在2006 年之前制造出了熱 功率為5 MW 的試驗裝置。1 GeV、1 6 mA 的質子加速器正在設計之中, 并決定以熔鹽的形式利用釷 。

韓國的核燃料循環(huán)有以下特點: 1不建濃縮設施; 2 不把钚與其他T RU 分離; 3 將 用高溫化學法分離的T RU 以氟化物的形式與釷混合; 沒有分離Pa 的工序。根據采用MCNP 和ORIGEN 的預算,先裝20. 9 t 釷和8. 89 t T RU , 700 天后先除去FP 再裝上100 kgTRU, 以后, 每隔1000天去除一次FP, 裝80 kg 的T RU 。計算結果是, T RU 中的裂變性钚將由59. 8%下降到17. 6% , 32 年時間可消費6114 kg T RU 和8160 kg 釷, 將剩下1662 kg 233U ?？梢? 釷循環(huán)在處理PWR 的乏燃料上是積極有效 的。循環(huán)后端剩下的T RU 可在快中子( 光譜) 能譜下燃燒。

在三種易裂燃料鈾233、鈾235、钚239中，只有鈾235是天然存在，且在一般的輕水式反應爐（light water reactor，LWR）須使用低濃縮鈾（2～5%），而鈾233、钚239則分別由釷232、鈾238吸收一中子后轉化而來，圖一表示了232Th轉化成233U的過程。

在轉化過程中，最主要的是：

此轉化的最大優(yōu)點在于釷礦中，釷全以釷232存在，很少有別的同位素，不需濃縮且提煉較鈾簡單；另一特性乃釷在作為反應器燃料時，以金屬態(tài)存在，易于加工，而二氧化釷比相當的鈾化合物可耐更大的輻射劑量，即可允許更大的中子通率，使功率密度更大。所形成的鈾233，其η值（每吸收一中子所放出的平均中子數）較鈾235大（在任何中子能量），而當中子能量小于40KeV時，亦較钚239大（見附表），使得鈾233在熱中子反應器中，為唯一最有希望產生滋生反應的核燃料。不過钚239在快中子反應器中，則有些性質較鈾233為優(yōu)。

核能發(fā)電是以鈾-235為主要原料，鈾含量高的礦藏正在急遽下降。能取代鈾-235的核燃料之一是鈾-233，但它在自然界并不存在，得要從釷-232來制造。核能發(fā)電是能源危機中的新寵，但由于核分裂反應器所使用的低價位鈾正不斷地大量使用，預估將于本世紀末耗盡，屆時勢必被迫使用經濟價值較低的高價位鈾，并建立更多的提煉工廠，如此將提高發(fā)電成本。

在新能源尚未開發(fā)成功前，解決之道尚可引用快中子滋生爐（breeding reactor），由再處理而得的钚239，它可適用于快中子反應器，如此緩和了一部分天然鈾的需求量。另一方法，即利用釷來滋生，由于釷礦的蘊藏量較鈾礦豐富，在地球上的埋藏量約為鈾之3～5倍，且較便宜，而更重要的是在熱中子反應器中，可以產生可分裂的233U。另一優(yōu)點是，在變更輕水爐的設計時，較為簡便。不但可以降低鈾的需求量，達更好的利用率（約增大50倍），減少分離工廠的設立，另可延長反應器的使用年限，降低發(fā)電成本 。

釷燃料氣冷式快滋生反應器（GCFBR）

氣體冷卻劑如空氣、二氧化碳、氫、氦、甲烷、氨及水蒸汽等，其熱傳遞性能雖不如水及液態(tài)金屬，但具有輻射及熱穩(wěn)定性，容易輸送，危險性低等性質，也可用作冷卻劑。氣體冷卻劑的熱傳遞性能可因壓力容器的厚壁設計增高操作壓力而增加其數值，也可利用陶瓷核燃料，增加操作溫度而獲得提高。

圖八為一典型的高溫氣冷反應器的容器結構。其核心通常采用濃縮成分很高的鈾－釷（235U-232Th-233U）作為核燃料，并使233U再循環(huán)使用。在反應器剛啟動時，核心所含的濃化鈾-235高達93%，其馀為232Th以碳化物或氧化物的形式存在。在以后的核燃料循環(huán)中可采用233U以代替用過的235U在鈾及釷燃料的表層通常包覆著熱解過的含碳物接合于燃料表面，以保存氣體分裂產物于燃料之內。在鈾-235的燃料顆粒表面并包覆一層碳化矽物質，使金屬性分裂產物同時能保持于可裂核燃料內，并容易作為以后核燃料再處理過程中鑒別可裂及可孕核燃料之用。

采用氣體作為冷卻劑的快滋生爐也如液態(tài)金屬的快滋生反應爐（LMFBR）那樣具有吸引性，而前者較后者有下列幾種優(yōu)點：

(一)氣體冷卻劑中氦為鈍氣，不與空氣及水起作用，故無需額外設置中間熱交換器。

(二)氦氣與中子交互作用的反應比液態(tài)鈉小，故所需的過量反應率低，滋生效果好，可使倍增時間縮短。

(三)氦氣的放射性污染小，不像鈉那樣具有高的誘導放射性，因此維修容易，安全性高。

(四)液態(tài)鈉由于溫度過高會引起沸騰，產生氣泡，致過度加熱甚至將燃料元件燒毀，氦氣則不會產生氣泡，故無此意外災害。

(五)氣冷式常置有緩速劑，使釷的利用率大大提高。但GCFBR的缺點則為氣體的導熱率很低，熱傳性能欠佳，故為改善熱傳效率，需操作于高溫及高壓情況下，容器所遭受的壓力較大，同時遇到反應器意外事件停機時，不能像液態(tài)鈉可利用自然對流方式自行冷卻，而需完全靠機械方式使氣體冷卻劑循環(huán)冷卻。

釷燃料熔鹽反應器（MSR）

熔鹽滋生反應器系由最初發(fā)展用作核動力航空器上的熔鹽反應器實驗（MSRE）衍變而來。MSRE所用的熔鹽僅為鈾、鋰-7、鈹及氧化鋯的混合物而不含釷元素，但由于科技的進展及實驗的證明，得知若利用含232Th及含233U的熔鹽作為核燃料，利用滋生原理以變換可孕核燃料釷232為可裂核燃料鈾233，則可得最大的經濟使用效果，比采用鈾238及钚239的組合為佳 。

熔鹽核燃料因其為液態(tài)，可直接用于反應器內，不必如一般實心固體核燃料需另外設廠制造燃料元件，也無需更換及再處理燃料元件等復雜手續(xù)，故可減少核燃料制造及再循環(huán)的費用。熔鹽又有好的中子使用性能，可在低壓下操作于很高的溫度，因此熱效率高，操作費用低。熔鹽滋生反應器可利用鈾-233、鈾-235或鈽-239等起動，因此可采用價格最低的核燃料組合，以得最經濟的動力。

熔鹽滋生反應器所采用的熔鹽核燃料為氟化鋰、氟化鈹、四氟化釷及四氟化鈾等混合物。在四氟化鈾及四氟化釷中混入金屬氟化物如氟化鋰及氟化鈹作為稀釋劑，可增加及改善核熔鹽的化學、金屬及物理等性質，同時使熔鹽的熱傳性能增加而利于將熱能傳送給其他的冷卻劑。核熔鹽不再與水或空氣起作用，不受輻射損害，并具有良好的安全性等，故成為一很好的液態(tài)核燃料。

圖九顯示一典型的熔鹽滋生反應器動力廠，在核心中央部，石墨棒與石墨棒間，供給約13V%（體積百分比）的熔鹽，為核心裝置部分，環(huán)繞核心則裝配約37V%的熔鹽作為圍包，使石墨緩速的能力在此部分相對的減少，以增加釷-232吸收或捕獲中子的機會，滋生可制核燃料。

另為確保熔鹽滋生反應器能滋生可裂核燃料，須將熔鹽內因分裂反應而生的中子吸收體繼續(xù)移除，以免損失過多的中子。分裂產物中可吸收中子的主要物質為氙氣（Xe）及稀土元素如釹（Nd）、銪（Eu）、鉺（Zr）等。又在釷-232與中子反應形成釷-233時，可蛻變?yōu)殓h（233Pa），亦為吸收中子的主要元素，需在3～5日的循環(huán)過程中，由熔鹽內除掉。氚氣及一些分裂產物的金屬，可利用氦氣灑洗移除之，不能清除的氣體產物則經過一化學處理廠移除之，并回收鈾-233及補充可孕核燃料，再進入反應器內形成一循環(huán)系統(tǒng)。

在這能源短缺的時代，石油價格居高不下，但能源需求日殷，且有走向更大型及更清潔、安全要求的趨勢，因此展望未來，太陽能與融合爐勢必成為廿一世紀的寵兒。而太陽能的應用，仍有些工程上的技術尚待克服，主要是由于太陽光的能量密度太小，收集不易，太陽電池的效率仍不夠高且價格太貴。而若將此設備置于地球軌道大氣層外，雖然吸收效果較好，且不受大氣層氣流的影響，但如何輸送這些設備到軌道上及組合問題，則有待太空科技的發(fā)展。而融合反應的控制，像溫度、時間、材料、能量輸出等技術，仍有待開發(fā)。由于理論早已證明可行，故美國、蘇聯、日本、西歐也正加緊研究中，像美、蘇就已有同型微功率反應爐正在實驗中。

而在這過渡的時期，核分裂反應器雖擔任這暫時解決人類能源問題的主要角色，但由于低價位的鈾礦正不斷地大量消耗，與較不經濟的操作、運轉方式，更有煩人的核分裂產物，導致社會上反核潮流的壓力，增加建造工程申請的困難。故二十世紀末，人們必須開發(fā)滋生爐，以因應能源需求的成長，且延伸融合爐的開發(fā)技術。所以如何加速滋生爐的發(fā)展，又能限制核武器不擴散，實為解決當前人類恐核危機的課題。2100433B

臺灣本身的天然資源相當貧乏 ，除了少量的煤及天然氣外，能源幾乎全靠進口，連發(fā)電成本最低廉的核能亦不例外。依據核能研究所的調查，臺灣在嘉義、臺南外海一帶，蘊藏有約55萬噸的重砂，其中含可提煉釷的黑獨居石約3萬多噸，可提煉鈾的黃獨居石4千多噸。因此，我們可以考慮研究發(fā)展滋生爐，以因應我們本身的能源需求，更由于其不必濃縮，又是自產資源，產量可自我控制，受國際政治與市場供應上的限制較少。

臺灣近年來在核能工業(yè)上已累積了不少的經驗與技術，且培養(yǎng)了不少人才，核能發(fā)電的績效也相當優(yōu)良，因此應該加速進行建立自己的核能工業(yè)，如礦的提煉、萃取、核燃料的制造……等技術之生根與提升，結合學術界與工業(yè)界。一方面注意國外的最新發(fā)展趨勢，將來無論是采取技術合作或整廠輸入，才能站在更有利的談判地位，為我們爭取更大的利益。