爱华网随着核电的发展，核燃料需求量的增大，寻找其它可利用的核燃料是十分必要的。钍一直被认为是一种潜在的核能资源，各国在钍资源核能利用方面开展了大量研究开发工作。我国钍资源核能利用虽然取得了一些成绩，但与美国等相比还存在较大差距，还需加大对这方面的研发力度。为此，国家能源局于2008年12月11日组织召开了"钍资源核能利用专家研讨会"，会议由国家能源局局长张国宝主持，财政部、科技部、中科院、中国工程院等部门和专家参加了会议。会议对我国当前钍资源核能利用的重要性和迫切性、现存问题及应对措施进行了探讨。
核能发电目前是以铀-235为主要原料，铀含量高的矿藏正在急遽下降。能取代铀-235的核燃料之一是铀-233，但它在自然界并不存在，得要从钍-232来制造。
钍燃料_钍燃料 -钍─铀核反应
核能发电是能源危机中的新宠，但由於核分裂反应器所使用的低价位铀正不断地大量使用，预估将於本世纪末耗尽，届时势必被迫使用经济价值较低的高价位铀，并建立更多的提炼工厂，如此将提高发电成本。
在新能源尚未开发成功前，解决之道尚可引用快中子滋生炉（breeding reactor），由再处理而得的239Pu，它可适用於快中子反应器，如此缓和了一部分天然铀的需求量。另一方法，即利用钍来滋生，由於钍矿的蕴藏量较铀矿丰富，在地球上的埋藏量约为铀之3～5倍，且较便宜，而更重要的是在热中子反应器中，可以产生可分裂的233U。另一优点是，在变更轻水炉的设计时，较为简便。不但可以降低铀的需求量，达更好的利用率（约增大50倍），减少分离工厂的设立，另可延长反应器的使用年限，降低发电成本。
钍─铀核反应
钍─铀核反应在三种易裂燃料233U、235U、239Pu中，只有235U是天然存在，且在一般的轻水式反应炉（light water reactor，LWR）须使用低浓缩铀（2～5％），而233U、239Pu则分别由232Th、238U吸收一中子後转化而来，图一表示了232Th转化成233U的过程。
在转化过程中，最主要的是：
此转化的最大优点在於钍矿中，钍全以232Th存在，很少有别的同位素，不需浓缩且提炼较铀简单；另一特性乃钍在作为反应器燃料时，以金属态存在，易於加工，而ThO2比相当的铀化合物可耐更大的辐射剂量，即可允许更大的中子通率，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数）较235U大（在任何中子能量），而当中子能量小於40KeV时，亦较239Pu大（见附表），使得233U在热中子反应器中，为唯一最有希望产生滋生反应的核燃料。不过239Pu在快中子反应器中，则有些性质较233U为优。
钍燃料_钍燃料 -钍燃料循环
一、矿的提炼：钍资源中产量最多的矿物为独居石（monazite），一般钍含量为1～15％。首先将独居石以硫酸或氢氧化钠溶解，加以过滤、沉淀，再以硝酸溶解，最後以有机溶剂萃取出来成硝酸钍，但因在矿石中常与某些具极大捕获截面的稀土元素如Gd、Sm、Eu、Dy等并存，故需加以精炼，主要使用有机溶剂萃取法，接著使用离子交换法，以制成核子纯度级的钍。
二、进料：一般以Th(NO3)4.4H2O作为原料，另再加上一些浓缩铀、239Pu或233U，作为最先维持连锁反应的可裂原料。
三、燃料元件的制造：将进料转变成所希求的化学化合物，如ThO2或ThC2，再混合制成ThO2-UO2或ThC2-UC2的燃料丸或燃料棒，而後装入合适的护套中，如Zircaloy-2或铝合金，组合成燃料元件。
四、反应器中的辐射照射：在必要的试验及检查後，将元件放入炉心照射，在燃耗掉可裂物的过程中，利用过剩的中子将钍转化成233U，经足够的照射後，取出燃料，将之冷却。
五、冷却：核燃料元件在反应器内使用期间通常约为三～四年，然後移出，由於分裂产物的高放射性，故暂时置於水池内冷却三～四个月，让分裂产物中半衰期较短的放射性核种衰变，然後再装入坚实屏蔽的钢桶中，运往燃料再处埋厂，虽然经过冷却，但於再处理过程中，仍需以重元素来屏蔽这些照射过的燃料。
六、照射过燃料运送：装运用过核燃料的钢桶是经小心设计的容器，须符合国家原子能法规的种种试验，为的是在运送过程中，不使照射过燃料外
