术语表 · 核电
钍燃料循环
利用可转换的钍-232 吸收中子后衰变成易裂变的铀-233，作为铀–钚燃料替代方案的核燃料循环。
钍在地壳中的丰度约为铀的三到四倍，主要以 Th-232 形式存在于独居石砂中，印度、巴西、澳大利亚、土耳其和美国资源丰富。钍本身不是易裂变核素，必须先增殖：
Th-232 + n → Th-233 →(β, 22 min) Pa-233 →(β, 27 days) U-233
U-233 每吸收一个热中子约释放 2.3 个中子，比 U-235 或 Pu-239 都多，所以即使在热中子堆中也能实现增殖。启动循环需要一批初始易裂变燃料（LEU 或钚）。
支持者列举的优点：钚和次锕系元素产量少得多，二氧化钍燃料熔点高、化学稳定，有望达到很高的燃耗。缺点：U-232 污染会产生强伽马辐射体，使燃料制造更复杂；必须控制 Pa-233，避免中子损失；后处理（THOREX 工艺）不够成熟；分离出的 U-233 可用于制造核武器。
历史上有 Shippingport 反应堆的轻水增殖堆芯（1977–1982）、德国和美国的高温气冷堆，以及橡树岭的熔盐堆实验（1965–1969）。印度的三阶段计划打算通过先进重水堆利用本国钍储量。中国 2023 年在武威启动了一座 2 MWth 钍基熔盐堆，据报道 2025 年实现了带功率换料。
相关术语
全部术语 →- 核裂变
铀-235 或钚-239 等重原子核吸收一个中子后分裂成较轻的原子核，释放约 200 MeV 能量和更多中子。
- 铀浓缩
把铀中易裂变的 U-235 比例从天然的 0.711% 提高，用于制造反应堆燃料，浓缩度极高时可用于武器。
- 燃耗
单位初始重金属质量的核燃料释放的热能，通常以每吨重金属吉瓦日（GWd/tHM）表示。
- 乏燃料
在反应堆中使用后卸出的燃料组件，放射性极强、余热很高，含有铀、钚、裂变产物和次锕系元素。
- SMR（小型模块化反应堆）
单个模块电功率最高约 300 MWe 的核反应堆，设计上在工厂制造、模块化部署，以缩短工期、降低融资风险。