背景
核能發電目前是以鈾-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，得要從钍-232來制造。核能發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，預估将于本世紀末耗盡，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，如此将提高發電成本。
在新能源尚未開發成功前，解決之道尚可引用快中子滋生爐（breeding reactor），由再處理而得的239Pu，它可适用于快中子反應器，如此緩和了一部分天然鈾的需求量。另一方法，即利用钍來滋生，由于钍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，可以産生可分裂的233U。另一優點是，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，降低發電成本。
核反應
在三種易裂燃料233U、235U、239Pu中，隻有235U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233U、239Pu則分别由232Th、238U吸收一中子後轉化而來，圖一表示了232Th轉化成233U的過程。
在轉化過程中，最主要的是：
此轉化的最大優點在于钍礦中，钍全以232Th存在，很少有别的同位素，不需濃縮且提煉較鈾簡單；另一特性乃钍在作為反應器燃料時，以金屬态存在，易于加工，而ThO2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233U，其η值（每吸收一中子所放出的平均中子數）較235U大（在任何中子能量），而當中子能量小于40KeV時，亦較239Pu大（見附表），使得233U在熱中子反應器中，為唯一最有希望産生滋生反應的核燃料。不過239Pu在快中子反應器中，則有些性質較233U為優。
循環
礦的提煉
钍資源中産量最多的礦物為獨居石（monazite），以制成核子純度級的钍。
進料
一般以Th(NO3)4.4H2O作為原料，另再加上一些濃縮鈾、239Pu或233U，作為最先維持連鎖反應的可裂原料。
燃料元件的制造
将進料轉變成所希求的化學化合物，如ThO2或ThC2，再混合制成ThO2-UO2或ThC2-UC2的燃料丸或燃料棒，而後裝入合适的護套中，如Zircaloy-2或鋁合金，組合成燃料元件。
反應器中的輻射照射
在必要的試驗及檢查後，将元件放入爐心照射，在燃耗掉可裂物的過程中，利用過剩的中子将钍轉化成233U，經足夠的照射後，取出燃料，将之冷卻。
冷卻
核燃料元件在反應器内使用期間通常約為三～四年，然後移出，由于分裂産物的高放射性，故暫時置于水池内冷卻三～四個月，讓分裂産物中半衰期較短的放射性核種衰變，然後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。
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的種種試驗，為的是在運送過程中，不使照射過燃料外洩，污染環境。
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，惟金屬钍在硝酸中呈“怠惰性”，故須添加小量HF，使之易于溶解，但氟離子易與鈾及钍形成錯化合物，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钍醯完全化合。溶解之後，乃蒸餾硝酸鹽溶液，直至清除所有之遊離酸且稍過量。再加硝酸鋁，并将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，同時萃取出钍及鈾。
最後分離钍及鈾-233，用硝酸稀溶液選擇性萃取钍，以TBP洗滌之水溶液，再萃取少量的鈾，硝酸钍之水溶液再由草酸鹽沉澱、結晶等法處理之，整個過程謂Thorex法。
廢料處理
由于易裂燃料的經濟價值甚高，故須經由再處理廠将其回收，如此不僅可降低發電成本，且可避免資源的浪費。惟經再處理後的廢溶液，卻含有在分裂過程中所留下的分裂産物，其放射性有的高達數百萬居裡者，半衰期更達數萬年甚至上億年者，故須謹慎處理。其中B、I、Xe、Kr、Ru等揮發性分裂産物，可用活性炭反複吸收，至無害後，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，然後将其濃縮，再裝桶貯藏，但因其中仍含有137Cs、90Sr等長半衰期的核種，另由于廢液之發熱與腐蝕性導緻材料強度之下降，故須再采用固化處理法。将廢料固化有下列優點：
(一)将放射性核種固化成無流動性且機械強度大的固體（核種之浸出率小），使貯藏容器之腐蝕速度變小，可防止逸出周遭環境，即可将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。
(六)不必如液态貯藏時之嚴格保存、監視。
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，應用已确立之玻璃制造技術，将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，裝置比較複雜，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，一為将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，将分裂産物中之長半衰期核種（90Sr、137Co、85Kr、99Tc、129I等）以中子照射行核變換，而轉成短半衰期、極長半衰期或穩定的核種。前者于現在隻是紙上談兵作業，技術尚待克服，并無實用遠景，且将造成太空垃圾，亦是一種不負責任的行為。後者亦隻開始檢讨階段，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态平衡，甚至影響核能和平用途的發展，故其實為核能工業的關鍵課題，有待從事核能研究的學者、專家共同合作來解決。
優點
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鍊反應，而不需另添加可裂燃料。
五、除可降低燃料循環的價格外，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。
缺點
一、最主要的不利在于由232Th轉化成233U的過程中，産生了232U。因為由232U再衰變成穩定同位素208Pb的過程中，會産生放射高強度γ-射線的212Bi及208Tl又其中232U及228Th會在再處理過程中，伴随在233U及232Th中産生，使得經過再處理後所制成的燃料元件仍具高放射性，以緻在制造時，人需在具有屏蔽或隔離的設備中，增加制造成本。
二、處理钍燃料時，需更多的強力熔劑，即更濃的硝酸，且以氟化物當觸媒，而使用這些熔劑後，将使萃取、廢料處理、酸堿調整更複雜。
三、钍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。
滋生式反應爐
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态金屬，但具有輻射及熱穩定性，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－钍（235U-232Th-233U）作為核燃料，并使233U再循環使用。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。在以後的核燃料循環中可采用233U以代替用過的235U在鈾及钍燃料的表層通常包覆着熱解過的含碳物接合于燃料表面，以保存氣體分裂産物于燃料之内。在鈾-235的燃料顆粒表面并包覆一層碳化矽物質，使金屬性分裂産物同時能保持于可裂核燃料内，并容易作為以後核燃料再處理過程中鑒别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态金屬的快滋生反應爐（LMFBR）那樣具有吸引性，而前者較後者有下列幾種優點：
(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态鈉小，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)液态鈉由于溫度過高會引起沸騰，産生氣泡，緻過度加熱甚至将燃料元件燒毀，氦氣則不會産生氣泡，故無此意外災害。
(五)氣冷式常置有緩速劑，使钍的利用率大大提高。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，不能像液态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冷卻。
熔鹽反應器（MSR）
熔鹽滋生反應器系由最初發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、锂-7、铍及氧化锆的混合物而不含钍元素，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232Th為可裂核燃料233U，則可得最大的經濟使用效果，比采用238U及239Pu的組合為佳。
熔鹽核燃料因其為液态，可直接用于反應器内，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複雜手續，故可減少核燃料制造及再循環的費用。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或钸-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锂、氟化铍、四氟化钍及四氟化鈾等混合物。在UF4及ThF4中混入金屬氟化物如LiF及BeF2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将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，故成為一很好的液态核燃料。
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，以增加钍-232吸收或捕獲中子的機會，滋生可制核燃料。
另為确保熔鹽滋生反應器能滋生可裂核燃料，須将熔鹽内因分裂反應而生的中子吸收體繼續移除，以免損失過多的中子。分裂産物中可吸收中子的主要物質為氙氣（Xe）及稀土元素如钕（Nd）、铕（Eu）、铒（Zr）等。又在钍-232與中子反應形成钍-233時，可蛻變為镤（233Pa），亦為吸收中子的主要元素，需在3～5日的循環過程中，由熔鹽内除掉。氚氣及一些分裂産物的金屬，可利用氦氣灑洗移除之，不能清除的氣體産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，再進入反應器内形成一循環系統。
在台灣的潛力
台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，連發電成本最低廉的核能亦不例外。依據核能研究所的調查，台灣在嘉義、台南外海一帶，蘊藏有約55萬噸的重砂，其中含可提煉钍的黑獨居石約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，又是自産資源，産量可自我控制，受國際政治與市場供應上的限制較少。
台灣近年來在核能工業上已累積了不少的經驗與技術，且培養了不少人才，核能發電的績效也相當優良，因此應該加速進行建立自己的核能工業，如礦的提煉、萃取、核燃料的制造……等技術之生根與提升，結合學術界與工業界。一方面注意國外的最新發展趨勢，将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，為我們争取更大的利益。
總結
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。而目前太陽能的應用，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。而若将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。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，更有煩人的核分裂産物，導緻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，人們必須開發滋生爐，以因應能源需求的成長，且延伸融合爐的開發技術。所以如何加速滋生爐的發展，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。
我國钍燃料循環發展的有關結論和建議：
(1)當前的核電堆型除高溫堆外都不适合進行钍利用;
(2)建議采用快堆/熱中子堆聯合钍燃料循環的方式進行钍資源利用;
(3)先進反應堆研究應集中于其堆型本身的研發;
(4)當前應該加強钍資源核能利用的基礎研究工作。
