熔盐堆

熔盐堆（英语：molten salt reactor,MSR）是核裂变反应堆的一种，属于第四代反应堆，其主冷却剂以至燃料本身都是熔盐混合物，它在高温下工作（可获得更高的热效率）时能保持低蒸气压，从而降低机械应力，提高安全性，并且比熔融钠冷却剂活性低。

熔盐堆依据堆芯中子能谱的不同，可分为热中子熔盐堆和快中子熔盐堆两种类型。根据不同用途，熔盐堆又可分为增殖堆与焚烧堆两种类型。熔盐堆采用三回路运行：堆芯和一回路冷却剂为含核燃料的氟化物熔盐，无包壳的熔融核燃料在堆内裂变，流出堆芯后作冷却剂带出热量，经换热器传给中间回路。堆出口熔盐温度达700℃，为隔离放射性裂变产物设中间回路，其介质为不含核燃料的氟硼酸盐熔盐，通过蒸汽发生器将热量转至给水、蒸汽回路发电，中间回路温度620℃，蒸汽538℃。

2025年11月，由中国科学院上海应用物理研究所牵头建成的2兆瓦液态燃料钍基熔盐实验堆，在国际上首次获取钍入熔盐堆运行后实验数据，成为全球唯一运行并实现钍燃料入堆的熔盐堆，也是中国唯一建在戈壁的核反应堆，初步证明了熔盐堆核能系统利用钍资源的技术可行性，进一步巩固了中国在国际熔盐堆研究领域的引领地位。熔盐堆整体国产化率超过90%，关键核心设备100%国产化，供应链自主可控，基本形成钍基熔盐堆技术产业链的雏形。

历史背景及研究现状

美国

熔盐堆的早期概念为液态燃料熔盐堆（MSR - LF），其研究始于20世纪40年代末的美国，主要目的是美国空军为轰炸机寻求航空核动力（轻水堆则是美国海军为潜艇研发的核动力装置）。1946年5月28日，美国空军启动核能飞行器推进（Nuclear 能量 for the Propulsion of Aircraft，NEPA）工程，1951年5月代之以ANP（Aircraft Nuclear Propulsion）计划。核动力飞机计划采用4个核动力涡轮发动机，设计功率为200 MW，由熔盐堆反应产生的热能取代喷气发动机内的燃料燃烧提供动力，可连续飞行数周时间。

美国橡树岭国家实验室（ORNL）承担了ANP计划中核能引擎反应堆的研发任务，于1954年建成第一个熔盐堆实验装置ARE（Aircraft Reactor Experiment），功率为2.5MW，燃料为NaF - ZrF - UF混合物。ARE成功运行了1000个小时，总积分功率为96 MW - hr，运行最高温度达到882℃，展示了很好的稳定性以及易控制性。熔盐堆设计理念具有许多超过常规反应堆的明显优势：熔盐堆运行压力低，不需要现今反应堆常见的大型压力容器；可以使用不同的燃料，甚至能焚烧其他反应堆产生的超铀元素废物；熔盐堆能够自己增殖燃料而无需场外处理。

1960年，为了更好地对熔盐堆技术进行系统详细的测试与验证，ORNL研发设计了熔盐实验堆（Molten Salt Reactor Experiment，简称MSRE），在1965年建成并达到临界，但由于当时政治和经济的限制，于1969年被迫关闭。该反应堆在1965-1968年期间累计运行约13000小时，测试了不同类型材料，可同时使用²³⁵U与²³³U作为燃料。1970-1976年，ORNL继续进行熔盐堆的相关研究工作，提出了1000MW熔盐增殖（Molten Salt Breeder Reactor，简称MSBR）的概念设计，反应堆能够完成²³²Th-²³³U燃料循环体系。该项目尽管拥有良好的科学技术基础与工业的大力支持，但同样因政治和经济因素被迫停止研究。

1999年，为满足清洁、高效、安全能源的发展需求，熔盐堆的研究又重新被美国政府提上日程，国际对MSR的兴趣也逐渐增加。2002年，在日本东京召开的第四代核反应堆国际研讨会上，与会的10个国家一致同意开发包括熔盐反应堆在内的6种第四代核电站概念堆系统。其中，MSR以其极高的中子经济性、大功率密度、固有负载可控、负温度系数大、高转化比、高可靠性、燃料组合耗费低、可增殖性等优点，被确定为优先发展的第四代核反应堆设计方案之一。2004年，美国ORNL、圣地亚国家实验室和加利福尼亚大学伯克利分校联合开发了熔盐堆冷却棱柱型先进高温堆的概念设计报告，提出的PB - FHR堆型通过堆芯浸入熔盐池，并采用非能动余热排出系统，增强了其安全性。2011年1月，中国科学院宣布启动实施首批战略性先导科技专项“未来先进核裂变能——钍基熔盐堆核能系统”（TMSR），计划通过约20年时间，使所有技术均达到中试水平并拥有全部的知识产权，并建成世界级钍基熔盐堆核能系统研究基地。熔盐堆作为6种第四代反应堆中唯一的液体燃料反应堆再次受到全世界的关注。2012年，美国能源部启动了氟盐冷却固态燃料高温堆的项目研发，并在2013年发布了概念设计和初始基准设计等。

21世纪初，美国能源部牵头发起第四代反应堆国际论坛（Generation IV International Forum，GIF），对反应堆提出了更高的经济性、安全性、核废料最小化和防扩散性要求，并筛选出了6种最有希望的第四代候选堆型：熔盐堆（MSR）、超高温堆（VHTR）、超临界水冷堆（SCWR）、气冷快堆（GFR）、铅冷快堆（LFR）和钠冷快堆（SFR）。6种堆型中，熔盐堆是唯一的液态燃料反应堆，因此不存在堆芯熔毁（福岛核事故）问题，在紧急状态下液态燃料可以排放到底部的储存罐内。2022年10月，卡伊洛斯电力公司提出了热功率为3.5万千瓦的熔盐堆，并有望于2026年在橡树岭建成投运。

俄罗斯

20世纪70年代，俄罗斯开展了以²³²Th - ²³³U燃料循环为重点的熔盐堆相关研究，研究内容主要集中在设备材料腐蚀和物理设计方面。后受苏联政体变化和切尔诺贝利核事故带来的负面影响，相关研究搁置。2001年，俄罗斯四家研究机构拟定了ISTC - 1606计划，重启了以熔盐堆安全状况、低纯钚使用和次锕系金属处理为目的的实验装置研究，建立了熔盐实验回路并开展相关研究，提出了MOSART的概念。MOSART堆是热功率为2400 MW的熔盐快堆，采用布雷顿循环进行发电。

日本

20世纪80年代，日本原子能研究机构参考美国橡树岭国家实验室MSBR概念，提出质子加速器与熔盐堆结合的AMSB（Single - fluid - type Accelerator Molten - Salt - Breeder）熔盐增殖反应堆。此反应堆具有800 MW的电功率，采用四氢呋喃₄ - LiF - NaF熔盐核燃料。此外，日本设立了以研究钍铀燃料循环为主的THMSF国际钍基熔盐论坛，并在不断发展过程中形成了一系列更为简化、运行和维护更简单的FUJI系列熔盐堆。FUJI系列的设计能够使用所有核燃料来达到自持，可实现由铀钚循环体系过渡到钍铀循环体系，且不需要进行任何形式的燃料盐连续化学处理，在反应堆运行期间也不需要进行堆芯石墨的更换。

欧洲

自1997年起，法国国家科学研究中心便投身于熔盐堆技术的探索，成功研发出多样化的快谱熔盐堆概念设计方案。2006年，该中心深入研究了熔盐堆的物理特性、腐蚀现象及再处理技术，并创新提出了无慢化剂的2500MW快谱熔盐堆设计方案。2001年，欧洲原子能共同体携手德、法、意等七国共同加入MOST项目，细致评估了已实施或概念成型的熔盐堆核心技术，并全面总结了该领域的发展状况。

2002年，法国电力提出将压水堆后处理产生的高放射性废物作为熔盐燃料的锕系金属嬗变熔盐堆的基本概念，简称TMSR-NM。英国Moltex-FLEX公司在2022年9月推出了一种单堆热功率4万千瓦、电功率为1.6万千瓦、运行温度可达700℃的新型熔盐堆，该堆可用于制氢、海水淡化以及其他工艺热应用，首堆计划于2029年投运。

中国

中国对熔盐堆技术的探索可追溯至20世纪60至70年代，吕应中教授率先涉足钍增殖堆研究，为熔盐堆技术发展奠定基础。1970年，中国科学院上海应用物理研究所启动“728工程”，旨在通过高温气冷熔盐增殖反应堆技术实现钍到铀-233的高效转化，设计功率25MW。次年，该工程成功建造零功率冷态熔盐堆并使其达到临界状态，随后开展了一系列临界实验，验证了设计理论，并深入探索了熔盐的静态与动态特性、反应性、温度效应以及核燃料增殖率等关键参数。然而，受限于当时中国经济与政策环境，1973年“728工程”终止。

2005年，西安交通大学重启熔盐堆研究，聚焦堆芯物理特性与安全性评估，为后续发展奠定基础。2011年，上海应用物理研究所启动“未来先进裂变核能——钍基熔盐堆核能系统”（TMSR）专项研究计划，旨在通过20年科学研究与技术革新，推动钍基熔盐堆商业化应用。该计划历经两年酝酿、调研、讨论，于2010年9月25日通过咨询评议，10月26日通过实施方案论证，12月27日通过预算评审，2011年1月11日经院长办公会议审议批准实施。

TMSR专项目标明确：通过20年左右研发第四代裂变反应堆核能系统——钍基熔盐堆，所有技术达到中试水平并拥有全部知识产权；培养一支规模千人以上、学科和技术门类齐全、国际领先的科技队伍；建成世界级研究基地。该专项兼顾科学研究、技术发展和工程建设，从基本科学问题研究入手，逐步深入；从最小反应堆工程建设开始，逐步放大规模，发展核心技术，最终实现产业化。具体规划为：2011-2015年起步阶段，建立研究平台体系，掌握已有技术，开展关键科学技术问题研究，建成2MW钍基熔盐实验堆并在零功率水平达到临界；2016-2020年发展阶段，建成钍基熔盐堆中试系统，全面解决科学和技术问题，达到国际领先水平，建成10MW钍基熔盐堆并达到临界；2020-2030年突破阶段，建成工业示范性钍基熔盐堆核能系统，实现小型模块化熔盐堆产业化，建成示范性100MW（e）钍基熔盐堆核能系统并达到临界。

2018年，甘肃武威开工建设2MW熔盐实验堆，该实验堆于2023年6月获得运行许可，同年10月11日达到临界。2025年4月21日，中国第四代核能技术获重要突破，世界唯一建成并运行的熔盐堆第四代核能系统——2兆瓦热功率液态燃料钍基熔盐实验堆（TMSR）在甘肃武威加钍运行。技术团队正与中国核能企业合作推动钍基熔盐堆工业示范应用，上海市将成为供应链基地。11月，由中国科学院上海应用物理研究所牵头建成的2兆瓦液态燃料钍基熔盐实验堆，首次实现钍铀核燃料转换，在国际上首次获取钍入熔盐堆运行后实验数据，成为唯一运行并实现钍燃料入堆的熔盐堆，初步证明了熔盐堆核能系统利用钍资源的技术可行性，巩固了中国在国际熔盐堆研究领域的引领地位。这一里程碑成果为中国未来钍资源规模化开发利用、发展第四代先进核能系统提供核心技术支撑与可行方案，使中国在第四代核裂变反应堆技术领域实现安全性能与能源效率的跨越式升级，有望破解“核燃料长期依赖进口”困局，稳居全球熔盐堆核能技术领跑位置。

分类

由于熔盐堆采用液态燃料，不存在燃料组件的概念，因此其堆芯结构与常规反应堆有较大差别。熔盐堆依据堆芯中子能谱的不同，可分为热中子熔盐堆和快中子熔盐堆两种类型。热中子熔盐堆通常采用石墨作为慢化剂，堆芯内需布置大量石墨块，燃料熔盐在石墨块的中心孔道内流动；快中子熔盐堆无需石墨慢化，因此堆腔内没有石墨等堆内构件，仅有一个大熔盐腔室。此外，根据不同用途，熔盐堆又可分为增殖堆与焚烧堆两种类型。增殖堆主要致力于实现钍铀或铀钚燃料循环，而焚烧堆则主要以焚烧压水堆乏燃料后处理得到的锕系金属为目的。

技术特点

熔盐反应堆的总体设计特征体现了高度的安全性和灵活性，通过优化布局提升了运行效率。反应堆设计采用熔盐作为冷却剂和燃料载体，实现了燃料与冷却剂的均匀混合，降低了堆芯过热风险。安全系统配置完善，具备在线燃料处理和负温度系数等设计特征，能够在事故情况下自动降温，确保反应堆安全停堆，显著提升整体安全性能。

熔盐堆相较于传统压水堆，在燃料制作、系统循环和相关物理参数设置等方面具有良好的技术特点。熔盐堆具有极强的燃料适用性，可使用未经处理的钍、铀和钚等燃料，同时也可使用传统压水堆燃料循环过程产生的乏燃料以及拆除核武器时产生的钚燃料。核燃料溶解在NaF-LiF或RbF等氟化盐中形成液态混合物，使其具有较低的蒸汽压力和良好的传热特性，降低了对管道或压力容器的压力，同时避免了固体酒精组件昂贵的制造成本问题。

由于反应堆采用液态核燃料，其系统工作原理与传统压水反应堆存在差异：溶解在熔盐中的核燃料在反应堆内流动，堆芯核燃料经裂变反应释放大量能量后，反应堆达到临界状态；熔盐燃料在吸收能量后流出堆芯进行热量传递。在此循环过程中不需要额外的冷却剂，从而防止泄漏，避免水源污染。为防止核泄漏，熔盐堆使用两个熔盐循环回路。自堆芯流出的高温熔盐经过一次侧热交换器进行热量传递，二次侧的冷态熔盐接收热量后，经热交换器通过氦气传递出去用于工业生产和发电等。反应堆内的热量大都被熔盐燃料吸收，因此具有较大的功率密度。氟盐体积热容大，使得熔盐堆具有结构小型化、模块化的发展前景。反应堆由于使用熔盐作为冷却剂，不需要大量水源，使得选址更加便利，对内陆核电发展具有重要意义。

熔盐堆作为四代核能系统中唯一使用液态燃料的反应堆，在安全方面具有独特的特征。小型模块化熔盐反应堆可建设在地面10米以下位置，以防御恐怖袭击，提高安全性。液态燃料熔盐堆具有热效率高、压力低、反应性容易控制且裂变产物在液体燃料中易于包容的特点，利于安全运行。传统压水反应堆的堆型为固体酒精组件，当堆芯温度异常升高时，会出现堆芯熔融的严重事故，严重影响人员和环境的安全。而熔盐堆采取液态燃料进行核裂变，避免了堆芯熔化的风险。熔盐堆的工作环境可避免较高的压力限制，采取接近大气压的工作环境，在降低压力容器与系统管道的制作与焊接成本的同时，提高了反应堆的安全性。在大气压环境下，熔盐堆系统不会出现一回路破口事故，若反应堆一回路出现熔盐泄漏，由于温度降低，熔盐会迅速凝结成固体，阻断更为严重的事故发生，提升了反应堆的安全度。

熔盐堆能够实现对核燃料和反应堆产物的在线添加和分离操作，具有优异的安全性和高效性。运行过程中，反应堆会产生极少的钚及其他超铀元素，在正常循环过程中能够进行再循环处理，能够在运行过程中去除挥发性高和中子吸收截面大的裂变产物，提高堆内中子的利用率，增加反应的稳定性。在线处理技术不直接接触放射性物质，所以具有优异的安全性，同时能够促进核燃料的充分燃烧，减少核废料的产生，核废物产生量约为在运反应堆的千分之一。传统反应堆能够产生用于加工核武器的钚（Pu），存在核武器扩散风险。现有研究证明，钍-铀燃料循环会产生强γ辐射，这种强放射性增加了化学分离的难度和成本，使得相关人员无法操作，因此不适于生产武器级核燃料，只能用于核能利用。

熔盐堆在初始设计上具有较大的空泡系数和负温度系数，具备自动的负荷跟踪运行能力。当堆芯温度攀升，堆内熔盐随之膨胀，这一机制降低了反应性，实现了反应堆的自主安全调控。此外，堆芯设计的熔盐储存罐位于反应堆的下方，作为安全应急防护措施，一旦堆芯温度异常升高，安全阀即刻响应，非能动地将熔盐导入储存罐，无需人工干预即可保障系统安全。当运行过程中产生过多的反应性时，可以通过调节易裂变材料的浓度进行实时调节，避免了传统方法中添加可燃毒物的复杂性和成本。同时，熔盐内的裂变产物以离子态存在，与氟元素结合后形成稳定的氟化盐，可释放出其他挥发性气体和不溶解的裂变产物。

优势

安全优势

在大气压力下，即便处于超高温和强辐照环境，熔融氟盐在机械和化学层面都十分稳定。氟几乎能与所有的嬗变产物以离子形式结合，从而将这些产物隔离在循环之外。即便是放射性惰性气体（尤其是¹³⁵Xe，它是一种重要的中子吸收体），也会在燃料最冷、最分散的泵碗处产生，这一位置是可预知且便于收容的，即便在事故发生时，这些气体也不会向生物圈扩散。

熔融盐在空气或水中都不会燃烧，而且钢系元素和放射性裂变产物的氟盐通常都不溶于水。熔盐燃料反应堆具备被动核安全特性：通过测试，反应性系数为负的熔盐混合燃料在过热情况下能够降低能量产生。大多数熔盐堆容器的底部都设有一个可快速冷却的冷冻塞。一旦冷却失效，燃料会排空至下部的存储设备中。由于燃料可用于冷却堆芯，所以冷却剂及管道无需进入高中子通量区域。燃料在堆芯外的低中子通量区进行冷却和热交换，这能有效减少在管道、测试、研发等方面对中子效应的担忧。

堆芯区域不存在高压蒸汽，只有低压的熔融盐。这意味着熔盐堆的堆芯不会发生蒸汽爆炸，并且无需像轻水堆那样配备最昂贵的元件——堆芯高压蒸汽容器壳，取而代之的是用金属板材制成的大桶和低压管道（即熔融盐管道），所使用的金属材料是哈斯特洛伊-N合金，这是一种稀有的抗高温、抗腐蚀镍合金。

结构优势

与轻水堆类似，钍增殖反应堆使用的是低能量的热中子。因此，相较于铀钚燃料循环所需的、难于处理的快中子增殖堆，钍增殖反应堆安全得多。钍燃料循环具备反应堆安全性高、燃料长期供应充裕以及无需昂贵的燃料浓缩设施等优点。

熔盐堆的尺寸可灵活调整，能够轻松建设一系列小型反应堆（例如电功率为100MW的小型反应堆），从而降低商业风险。熔盐通过化学方法可有效限制裂变产物，且气体生成缓慢甚至不产生气体。同样，燃料盐在气体或水中也不会燃烧。堆芯及主冷却循环在接近大气压的条件下运行，且不存在蒸汽，因此不会发生超压爆炸事件。即便发生意外情况，大量放射性裂变产物仍会留在盐中，不会扩散到空气中。熔盐堆芯具有防熔化特性，最糟糕的情况是发生物质泄漏，此时燃料盐会被排放到被动冷却储存室中以应对该事件。所提出的中子源加速器既能满足一些超安全的次临界实验设计需求，又能直接完成初始的Th-233U嬗变。

由于采用轻型结构与压缩堆芯设计，熔盐堆相较于其他已得到验证的反应堆设计，每瓦特重量更轻（即具有更大的“功率密度”）。因此，其小型化及长燃料填充时间间隔的特点，使其成为飞机、载人飞船等载具的理想动力选择。例如，MSBR能够实现自身燃料增殖，因其采用简单、低压设计，许多设备比其他竞争的反应堆技术所需的设备更小、更便宜。像所有核电站一样，熔盐燃料堆对生物圈的影响极小。特别值得一提的是，与化石燃料和可再生能源项目相比，它占地面积小，建设规模相对较小，并且其废弃物与生物圈相隔离。

此外，熔盐堆无需对燃料棒进行广泛验证，其燃料呈熔融状态。若考虑混合燃料，如LiF+BeF₂+ 四氢呋喃₄，反应产物会进行化学后处理。连续后处理简化了许多反应堆设计和运行问题，例如不存在135氙（Xe）的中子吸收效应问题。裂变产物的中子吸收持续降低，超铀元素以及轻水堆中的长寿命“废物”可作为燃料被消耗掉。熔盐堆的机械结构和中子特性比轻水堆简单，堆芯主要由燃料盐和慢化剂两个部分构成。因此，在正常反应条件下，像水沸腾引发的正反应性系数、化学相互作用等问题对熔盐堆的影响很小。

在线后处理优势

熔盐堆燃料的后处理可在相邻的小型化工厂中连续开展。橡树岭国家实验室的温伯格（Weinberg）小组研究发现，一个规模极小的后处理设施就能为一个大型的1GW发电站提供服务：所有盐均需经过后处理，不过仅需每十天处理一次。因此，相较于传统必须储存乏燃料棒的轻水堆，反应堆燃料循环所产生的昂贵、有毒或放射性产物总量更少。并且，除燃料和废弃物外，所有物质都留存于后处理厂内。

后处理循环的操作流程如下：先用氟喷淋从盐中去除233铀（U）燃料，接着利用4米高的熔融铋柱从燃料盐中分离出镤，随后将铋柱中分离出的镤转移至小型存储设施中，使其衰变至233U。由于镤的半衰期为27天，储存10个月便可确保99.9%的镤衰变为233U燃料。熔盐堆采用汽相氟盐蒸馏系统对盐进行提取，不过每种盐的蒸发温度存在差异。轻的载体盐，如氟化铍和氟化锂，会形成盐块，且分别在1169℃和1676℃蒸发（在真空环境下，该温度会有所降低）；四氟化钍大约在1680℃蒸发（真空环境中温度稍低）；只有镧系和碱性稀土氟化物，例如氟化锶，因沸点较高而残留（其中包含对反应堆不利的中子毒物）。

熔盐堆每兆瓦电功率每年产生的废料约为800kg，所以相关设施规模较小。长寿命的超铀盐会被作为燃料送回反应堆内。通过盐蒸馏，熔盐堆能够“燃烧”钍，甚至可以处理轻水堆核废料的氟盐。从理论上讲，“双流”反应堆设计方案可将增殖钍与裂变燃料盐分离，这能消除因高温蒸馏分离沸点为1680℃的四氟化钍与镧系裂变产物氟盐所带来的技术难题，但代价是反应堆结构更为复杂。橡树岭国家实验室放弃“双流”设计方案，原因是缺乏适用于在MSRE堆芯高温、高中子及腐蚀环境中运行的管道材料。

钍循环的优势

与其他增殖堆燃料循环及后处理类似，钍燃料循环在燃尽所有锕系金属后会产生乏燃料。这些乏燃料在数百年内都具有放射性，经过30年衰变后，其主要衰变产物是137Cs和90Sr等；数百年后，主要是99Tc等长寿命裂变产物。在当前的核动力工业中，轻水堆的燃料开循环产生的乏燃料中含有大量的钚同位素和次锕系元素。减少辐射的途径几乎完全依赖锕系元素的移除和回收再加工过程。如果其中有少量未被移除，而是作为后处理废料的一部分，钍循环便会丧失大部分优势。

钍循环与铀钚循环相比，产生的重锕系金属要少得多。这是因为大多数钍燃料初始质量数较低，大质量数产物在生成前就容易因裂变而破坏。然而，快中子的（n,2n）反应会产生231Pa（半衰期3.1万年），231Pa与重锕系元素会干扰正常的燃料闭循环里的中子俘获与裂变过程。尽管如此，若对熔盐堆进行化学分离，将231Pa从堆芯中提取出来以避免中子俘获，经过不断累积，让233Pa的衰变产物233U放回反应堆，那么231Pa也会同时被提取出堆芯。

钍基燃料循环能通过两方面来抑制增殖：其一，超热钍增殖平均一年生产的燃料最多仅比它一年所消耗的燃料多出9%，这是可验证的。若过度增殖导致堆室迅速膨胀甚至有爆炸风险，功率堆也会停止运行；其二，钍基燃料循环中产生且化学上难以分离的230Th（生成过程较为缓慢）会逐渐污染²³²Th增殖材料。230Th经过反应变成232U，而232U在其衰变成208Tl的衰变链中具有很强的γ射线辐射性，这种辐射会损害电子设备，因此，认为233U/232U燃料反应堆会转变为炸弹的观点是不切实际的。在针对增殖进行优化时，钍增殖堆要求现场后处理，从增殖层中移出²³³Pa，使²³³Pa通过β衰变成为²³³U，而不是通过中子俘获变成234U。233U包含示踪级的232U，在衰变链上，232U会产生具有强γ放射性的衰变子体208Tl。利用同位素分离去除232U更为困难。如果把铀从钍及其他元素中分离出来，其放射性活度起初较低，但会随着228Th（半衰期2年）及短寿命的钍序列衰变产物的富集而增强。

对于石墨慢化、水冷、固体酒精的反应堆设计，如果反应堆冷却失效，反应性通常会增大，这种设计很不安全。与其他堆型不同，单一燃料的熔盐堆实验反应堆（MSRE）中，燃料与冷却剂均为混合的熔融盐。所以，若MSRE中出现冷却剂中有空穴的情况，燃料中也会有空穴，这会导致核反应终止。此外，设计了一个循环外的存储熔盐的装置，通过打开反应堆下部的阀门，可以很容易地在几秒内排空反应堆内的燃料冷却剂，再利用重力作用将熔盐推入外部专门设置的保持槽中。熔盐-钍增殖燃料的运行周期更长，通过化学沉降或物理作用去除中子毒物的方法，可使其运行几十年而无需添加其他燃料。

熔盐堆具有很好的中子经济性，并且基于设计拥有比传统轻水反应堆更硬的中子谱。因此，它可以在更少的反应燃料下运行。一些设计（比如熔盐实验堆）可以使用三种普通核燃料中的任意一种。例如，它可以增殖铀（U）、钍，甚至燃烧轻水反应堆的超铀乏燃料。与之相比，水冷反应堆不能完全消耗某些产物，这是因为裂变废物增加的杂质捕获了太多中子，导致反应“中毒”。

经济与社会优势

不论用产生的每千瓦能量的代价——资本代价还是社会代价来衡量，钍基熔盐堆等一些堆型都能成为人类已知能源中最有效且最为先进的能源。地壳中钍的含量大约是238U的三倍，或者说是235U的400倍，其含量同铅一样丰富。钍也十分便宜，钍在市场上的价格为30美元/千克。而在21世纪初，铀的价格已经升高到了100美元/kg，这还不包括富集和燃料元素组配所需的费用。

比起轻水堆，熔盐燃料反应堆的工作温度（从经过测试的熔盐堆实验反应堆（MSRE）及相关方案的650℃，到未经测试方案的950℃）要高很多。因此，熔盐堆可以驱动非常高效的布雷顿循环（燃气轮机）发电机。MSRE已经演示了650℃的运行，这使得MSRE成为最先进的“第四代反应堆”。高温运行带来的效率提升能将燃料消耗、废弃物排放与辅助设备（主要费用来源）的成本减少50%以上。

由于不需要进行燃料制备，因此降低了MSR的成本。但是，因为反应堆制造商通常能从燃料制备中获得长期利益，所以这对销售而言是一个挑战。自从MSRE使用原始燃料，这种燃料基本上只相当于一个混合的化工产品，这是当前的反应堆供应商不愿意看到的，因为他们长期从燃料组件销售中获益。然而，政府可以从利益的角度进行规划，可供选择的商业模式是有偿维护和熔盐的后处理。

由于堆芯及主冷却循环工作在低压下，其结构可以做得更薄，焊接组件成本相对低廉，因此，其成本远低于轻水反应堆堆芯所需要的高压容器成本。同样，一些形式的液体燃料钍增殖堆在每兆瓦产能下可以比其他堆型使用更少的裂变材料。温度足够高时，它还可以产生用于制氢或其他化学反应的工业热，基于这一点，它被纳入第四代反应堆的路线图中以进行更深入的研究。

劣势

当氟盐与水汽接触时，会自然生成氢氟酸。在反应堆停堆、废弃或被淹没的情况下，会释放出氢氟酸雾，这构成了一个安全隐患。

在致密的熔盐堆芯中，高中子通量和高温会改变石墨元件的形状，导致其运行四年后就需要进行更新。

堆芯的高中子密度会使6Li迅速转变为氚——氢的一种放射性同位素。在熔盐堆中，氚会与氟结合形成氟化氢（HF），氟化氢是一种具有腐蚀性、化学性质活泼的放射性气体。因此，如果熔盐堆设计使用了锂盐，就需要采用7Li同位素，以阻止氚的形成。若反应堆暴露在氢气中（会形成具有腐蚀性的HF气体），腐蚀速度会加快。反应堆暴露于管道中的水蒸气中时，会吸收大量具有腐蚀性的氢。所以，熔盐堆中的盐实际上是运行在干燥的惰性气体（通常是氩）环境中。冷却后，燃料会因放射性作用产生具有腐蚀性、化学性质活泼的氟气，尽管这一过程较为缓慢，但也必须在关闭反应堆前移除盐中的燃料和废物，以避免非放射性氟气的产生。

基于氯化盐（例如以氯化钠作为载体盐）的熔盐堆，存在氯核慢化能力较差的问题，这会导致反应堆成为快堆。从理论上讲，此过程浪费的中子更少，增殖效果更有效，但安全性也更差，而且需要使用纯的同位素37Cl，以避免中子活化25Cl生成长寿命的放射性活化产物36Cl。36Cl本身的存在并非问题，但它容易衰变成硫，进而形成四氟化硫。四氟化硫是一种有毒、具有腐蚀性的气体，会降低镍合金的性能，并且遇水会生成HF，损害人体黏膜。

政治问题

2025年11月，位于甘肃武威戈壁上的钍基熔盐堆实现钍铀转换，成为国际上唯一运行并实现钍燃料入堆的熔盐堆，这也标志着中国在第四代核能技术领域站上领跑位置。开辟以钍基熔盐堆为核心的核能新赛道，是中国基于能源安全、产业升级与全球竞争的战略抉择。

中国铀资源长期对外依存度较高，铀资源匮乏成为制约中国核能发展的“紧箍咒”，而钍资源尤为丰富。更具优势的是，中国钍矿多为稀土开采的伴生副产品，相当于“开采稀土附赠钍资源”，既能降低燃料成本，又能实现资源增值利用。钍基熔盐堆是可以全覆盖“一带一路”区域的清洁高效能源系统，与高温熔盐储能、高温制氢、太阳能、风能、煤气油化工相结合，能够形成多能互补低碳复合能源系统和低碳化工体系。

发展难点与建议

发展难点

现阶段，国内外针对熔盐堆的研究存在较大挑战，主要制约因素有：设备材料的研发、堆内核石墨的制备、配套核能系统的开发等。实现熔盐堆的顺利商业化，还需要集中资源攻克难关。

熔盐堆系统设备材料需具备较高强度的属性，以确保反应堆能够实现安全稳定运行。由于熔盐堆在高温环境下运行，要在常压条件下维持长期稳定的作业状态，就必须深入探究熔盐燃料的物理化学行为特性，包括对钢系与镧系金属溶解性的详尽研究。熔盐堆在运行过程中，结构材料长期遭受强中子辐照，同时处于高温、熔盐腐蚀和受力环境，设备结构材料会长期与高温熔融氟盐、核燃料及其相关裂变产物直接接触。因此，研发应用于熔盐堆的材料应具备耐高温、耐中子辐照、耐熔盐腐蚀、有一定强度且加工性能优良等特点。熔盐堆在常压条件下运行，摒弃了复杂的高压系统要求，所以其合金材料的力学性能相较于传统压水堆有所降低。为提升经济性与简化设计，熔盐堆倾向于采用轻质且兼具卓越力学性能的合金材料，特别是在高温环境下能够展现出出色抗蠕变能力的材料。

熔盐堆内的核石墨经中子辐照后的寿命将决定熔盐堆的寿命，所以需要选择具有阻隔熔盐渗透特性的石墨材料。国际上对于熔盐浸入石墨的问题还未形成有效的解决方案。熔盐堆内的核石墨兼具多重功能：它作为慢化体和反射体，同时构建熔盐燃料的流动通道，这一设计使得核石墨不可避免地会与熔盐发生接触。通常选取超细骨料颗粒制备微孔缝隙小于1μm的石墨材料，但是这种材料存在成品率低、较脆、易断裂、韧性低的问题，同时也不易制备大尺寸产品。因此，制备能够克服超细颗粒脆性的石墨是发展熔盐堆的一个重要难点。另外，还需考虑超细颗粒石墨与粗颗粒石墨由于致密性不同，在中子辐照环境下中子辐照寿命可能变短的问题。

熔盐堆系统对设备密封性能提出严苛要求，尤其是反应堆阀门与熔盐泵等管道连接处的密封难题，可能引发放射性物质泄漏风险。自运行开始，系统内存在较高的放射性，需要使用遥控监视和操作工具进行检查和维修。熔盐堆采用不停堆换料的方式，这使得在线燃料后处理成为技术挑战，同时还需攻克氚管理、熔盐化学调控及仪表控制系统等研究难题。

发展建议

提高研发投入，加强问题攻关，集中力量解决发展难题。围绕材料研发存在的问题，加大科研投入，研发出适用于熔盐堆的抗熔盐腐蚀的新型耐高温合金材料，有效保障结构材料的使用寿命，进而提高反应堆的安全性和经济性。同时，改善核石墨材料的制备和加工技术，解决材料的脆性问题并提升其抗中子辐照能力，获取可承受高辐照水平的石墨产品，保障熔盐堆稳定、安全投入运行。

加强基础系统研究，形成完整的发展规划。设计和研发应用于熔盐堆的相关系统，满足在线和离线检测需求，其中包括燃料处理技术。促进熔盐堆与其他新能源复合系统的融合，完成相关理论研究与设计，这对熔盐堆的发展具有重要意义。

加快推进熔盐堆产学研及产业链体系（实验堆、小型模块堆、示范堆、商业堆）建设。加强熔盐堆新材料和高端装备等上游配套产业的系统研发工作，围绕实验堆、小型模块化堆、示范堆和商业堆实施“四步走”战略，促进企业、高校和研究院所的合作。逐步证明技术路线的可行性、安全性和经济性，确保熔盐堆发展路线的合理性与可达性，最终实现熔盐堆的技术集成与核能综合利用。

打破核能利用的单一性，构建核能-可再生能源的多能融合复合能源系统。熔盐堆具有高能量密度、高温以及功率稳定可调的优势，是高温核热高效利用的理想选择。风能和太阳能资源丰富，但因能量密度相对较低且具有波动性，面临使用与产能地域不匹配等挑战。熔盐堆可实现核能与可再生能源的高效存储与转换，建立核能发电、高温制氢和海水淡化等多功能利用模式，打破传统核电的局限性，实现安全、高效的核电利用。

积极推进中核集团“钍-铀”循环新产业链建设。结合燃料循环模式和熔盐堆技术特点，加强人才培养，增加专业人员储备，健全组织管理框架，全面、详细、深入地开展技术路线可行性分析，落实关键技术研发由易到难、“钍 - 铀”循环性能由低到高的发展路线，明确发展目标和战略规划，把握发展机遇。