熔鹽堆

熔鹽堆[molten salt reactor, MSR]是核裂變反應堆的一種，其主冷卻劑[primary coolant]是一種熔融態的混合鹽，它可以在高溫下工作（可獲得更高的熱效率）時保持低蒸汽壓，從而降低機械應力，提高安全性，並且比熔融鈉冷卻劑活性低。

基本介紹

• 中文名：熔鹽堆
• 外文名：molten salt reactor
• 簡稱：MSR
• 主冷卻劑：熔融態的混合鹽

簡介

核燃料既可以是固體燃料棒，也可以溶於主冷卻劑中，從而無需製造燃料棒，簡化反應堆結構，使燃耗均勻化，並允許線上燃料後處理。熔鹽堆同樣以液體氟化釷反應堆[liquid fluoride thorium reactor，LFTR]而聞名，其縮寫與“lifter”發音相同。

在許多設計方案中，核燃料溶於熔融的氟鹽冷卻劑中，形成如四氟化鈾（UF4）等的化合物。堆芯用石墨做慢化劑，液態熔鹽在其中達到臨界。液體燃料反應堆設計有著與固體燃料反應堆明顯不同的安全重點：主反應堆事故可能性減少，操作事故可能性增加。

最新的研究著眼於高溫-低壓主冷卻迴路的實際優勢。許多現代設計方案採用陶瓷燃料在石墨基質中均勻分布，熔鹽則提供低壓、高溫的冷卻方式。熔鹽能更有效地將熱量帶出堆芯，從而降低對泵、管道以及堆芯尺寸的要求，使得這些元件的尺寸縮小。

早期的“飛行器反應堆實驗（1954）”的主要動因在於其所能提供的小尺寸設計方案，而“熔鹽堆實驗（1965-69）”是釷燃料增殖反應堆核電站的原型。第四代反應堆方案之一是熔鹽冷卻固體燃料反應堆，首台1000MW電功率的示範方案將於2025年前完成。

小堆芯的另一個好處是吸收中子的材料更少。更好的中子經濟性使得更多的中子可用，使得釷232可以增殖為鈾233。因此，小堆芯的熔鹽設計方案特別適用於釷燃料循環。

歷史

1.1 飛行器反應堆實驗

對熔鹽堆的集中研究始於美國飛行器反應堆實驗[US Aircraft Reactor Experiment, ARE]。ARE是一個2.5MW熱功率的核反應堆實驗，旨在使核反應堆達到可作為核動力轟炸機引擎的高功率密度。該計畫促成了幾個實驗，其中的三個引擎測試實驗統稱為熱轉移反應堆實驗：HTRE-1，HTRE-2和HTRE-3。其中一個實驗用熔融氟鹽NaF-ZrF4-UF4（53-41-6 摩爾百分比）作為燃料，用氧化鈹（BeO）作為慢化劑，用液態鈉作為二次冷卻劑[secondary coolant]，峰值溫度為860℃。它在1954年連續運行了1000小時。本實驗的金屬結構和管道採用了鉻鎳鐵600合金。

橡樹嶺國家實驗室的飛行器反應堆實驗樓

1.2 熔鹽堆實驗

在20世紀60年代，橡樹嶺國家實驗室[Oak Ridge National Laboratory, ORNL]在熔鹽堆研究中居於領先，他們的大部分工作隨著熔鹽堆實驗[Molten-Salt Reactor Experiment, MSRE]達到頂峰。MSRE是一個7.4MW熱功率的試驗堆，用以模擬固有安全超熱釷增殖堆的中子“堆芯”。它測試了鈾和鈽的熔鹽燃料。被測試的233UF4液態燃料有著將廢料降至最少的獨特衰變道，廢料同位素的半衰期在50年以下。反應堆650℃的熾熱溫度可以驅動高效熱機——例如燃氣輪機。為了便於中子測量，龐大而昂貴的釷鹽增殖層被略去。

MSRE位於ORNL。MSRE管道、堆芯包殼和結構組件由哈斯特洛鎳基合金-N製造，其慢化劑是熱解石墨。MSRE於1965年達到臨界，並運行了四年。MSRE的燃料是LiF-BeF2-ZrF4-UF4（65-30-5-0.1），石墨堆芯慢化，二次冷卻劑是FLiBe（2LiF-BeF2）。MSRE溫度達到650℃，運行時間相當於滿功率運行1.5年。

MSRE工廠簡圖

1.3 橡樹嶺實驗堆

橡樹嶺國家實驗室在1970-1976年間的最終研究成果是以下的MSR設計方案：它的燃料為LiF-BeF2-ThF4-UF4（72-16-12-0.4），慢化劑是使用周期為4年的石墨，二次冷卻劑為NaF-NaBF4，峰值工作溫度為705℃。

熔鹽堆可以帶來許多潛在的好處：固有安全設計（由被動組件帶來的安全性以及很大的負反應溫度係數），使用供應充足的釷來增殖鈾233燃料，更加清潔：（每百萬千瓦小時的）裂變產物廢料少10倍，掩埋處置時間縮短100倍（300年對數萬年），可以“燃燒掉”一些難處理的放射性廢料（傳統的固體燃料反應堆的超鈾元素）。在小尺寸、2至8MW熱功率或1至3MW電功率時依然可行。可以設計成潛艇或飛行器所需要的尺寸。可以在60秒內對負載變化作出反應（與“傳統的”固體燃料核電站不同）。

1.4 液態鹽超高溫堆

近來，利用熔融鹽作為冷卻劑的反應堆方面的研究再度加速。傳統熔鹽堆和超高溫反應堆[Very High Temperature Reactor, VHTR]都被視作可能的設計方案而納入到第四代堆初步研究架構下。當前正在被研究的VHTR版本之一是液態鹽超高溫反應堆[Liquid Salt Very High Temperature Reactor, LS-VHTR]，一般也被稱為先進高溫堆[Advance High Temperature Reactor, AHTR]。本質上，它是採用液態鹽作為一迴路冷卻劑的標準VHTR設計方案，而不是採用單一的氦迴路。它依賴於分布在石墨中的TRISO燃料。早期AHTR的研究主要集中在石墨上，控制棒應以六角形的石墨慢化塊的形式插入堆芯，但如今的研究主要集中在小的塊狀燃料上。LS-VHTR有許多吸引人的特性，包括：在超高溫下的工作能力（大部分LS-VHTR所考慮的熔融鹽的沸點都在1400℃以上），低壓冷卻更容易達到氫氣生產廠的條件（多數熱化學循環要求溫度超過750℃），比相似工作條件下的氦冷VHTR有更好的電能轉換效率，屬於被動安全系統，以及意外事故中更好的裂變產物保持能力。

1.5 富士熔鹽堆

富士熔鹽堆是100MW~200MW電功率的熔鹽作為燃料並且釷燃料循環的熱增殖堆，採用與橡樹嶺國家實驗室反應堆相類似的技術。它由日本、美國和俄羅斯聯合開發。作為一個增殖堆，它將釷轉換為核燃料。作為熱譜反應堆，它的中子調節是固有安全的。與所有熔鹽堆一樣，它的堆芯是化學惰性的，工作在低壓條件下，這可以防止爆炸和有毒物質釋放。一個全尺寸反應堆有望在20年內被開發出來，但該項目似乎缺少資金支持。

技術關鍵

2.1 熔鹽燃料反應堆

典型的熔鹽燃料反應堆[Molten-salt Fueled Reactor, MSFR]曾令許多核工程師激動。首推者是Alvin Weinberg，他取得了輕水反應堆的專利，並在美國橡樹嶺國家實驗室——著名的核研究中心——擔任主管。

在這裡，兩個概念得到了研究：具有高中子密度堆芯、燃燒從釷燃料循環中產生的鈾233的“雙流”反應堆，和吸收中子、並最終被轉換為鈾233的釷鹽層。在雙流方案被研發的時代，這個設計的弱點在於已知設計中複雜的管道工程，以及當時沒有合適的管道材料。通常的鋼鎳合金或是吸收過多的中子，或是極易被腐蝕。石墨被認為過於脆，並且在強烈的中子輻照下會輕微地膨脹。鋯對中子來說足夠透明，但暴露在熱氟鹽中極易被腐蝕。

這兩個問題隨後被橡樹嶺國家實驗室的研究人員解決。管道腐蝕問題通過在哈斯特洛合金-N中添加示蹤級的鈦而得到解決。

“雙流”方案中的釷鹽和鈾鹽通過工程師仔細地設計慢化棒的形狀（使堆芯與增殖層的中子密度相似），並調整燃料後處理的化學工藝，便可以在更簡單、造價更低廉但仍然有效的“單流”反應堆中共存。

Weinberg研究小組的有功率堆設計方案與前述用以驗證“堆芯與增殖層”釷增殖堆中的超高溫、高中子密度“堆芯”部分的MSRE類似。

2.2 技術優勢

Weinberg及其橡樹嶺國家實驗室同事所提出的優勢包括：

操作與維護安全：在海平面壓力下，在超高溫和強輻照中，熔融氟鹽在機械意義上和化學意義上都是穩定的。氟與幾乎所有的嬗變產物都以離子形式相結合，使它保持在循環之外。即使是放射性的惰性氣體——特別是氙135，一種重要的中子吸收體——也產生於一個可以預知、可收容的位置：燃料最冷最分散的泵碗處。即便在事故中也不會向生物圈擴散。熔融鹽在空氣或者水中不可燃，並且錒系元素和放射性裂變產物的氟鹽通常都不溶於水。

在堆芯區域沒有高壓蒸汽，只有低壓的熔融鹽。這意味著熔鹽堆的堆芯不會發生蒸汽爆炸，並且不需要輕水堆中最昂貴的元件——堆芯的高壓蒸汽容器殼。取而代之的是用金屬板材建成的大桶和低壓管道（熔融鹽管道）。所用的金屬材料是哈斯特洛合金-N，一種稀有的抗高溫抗腐蝕鎳合金，但這種材料的用量大幅度減少，並且薄金屬的成型與焊接都不昂貴。

與輕水堆類似，釷增殖反應堆使用低能量的熱中子。因此它比起鈾-鈽燃料循環所需要的，卻難於處理的快中子增殖堆安全得多。釷燃料循環集合了反應堆安全性，燃料長期充裕以及無需昂貴的燃料濃縮設施等優點。

比起輕水堆，熔鹽燃料反應堆的工作溫度——從經過測試的MSRE（前述）及相關方案的650℃，到未經測試方案的950℃——要高很多。因此，熔鹽堆可以驅動非常有效的布雷頓循環（燃氣輪機）發電機。MSRE已經演示了650℃的運行，這使MSR成為最先進的“第四代反應堆”。高溫運行帶來的效率將燃料消耗、廢棄物排放與輔助設備（主要費用）減少50%以上。

熔鹽堆的尺寸可大可小，因此公用事業可以很容易地用收入建設一系列的小反應堆（比如100MW電功率），從而降低利息開支與商業風險。

熔鹽燃料堆並不是實驗性的。一些設計簡單、經過實際檢驗的熔鹽堆已經建成並在650℃工作了相當長的時間。熔鹽堆並不需要新的科學知識，在工程學意義上，要研發更新、更大或者模組化的設計方案，所涉及的風險也非常低。

像所有的核電站一樣，熔鹽燃料堆對生物圈的影響很小。特別地，與化石燃料和可再生能源項目相比，它只占用很少的土地，建設規模相對較小，並且它的廢棄物與生物圈相隔離。

2.3 技術劣勢

在針對增殖最佳化的時候，釷增殖堆要求現場後處理，從增殖層中移出鏷233，使鏷233通過β衰變成為鈾233，而不是通過中子俘獲變成鈾234。這有可能允許將核燃料轉成核武器材料。

鈾233包含示蹤級的鈾232，在衰變鏈上，鈾232會產生具有強γ放射性的衰變子體鉈208。γ輻射對電子學的干擾會提高製造核武器的難度。利用同位素分離將鈾232去除更為困難。如果把鈾從釷及其它元素中分離出來，它的放射性活度起初較低，卻隨著釷228（半衰期2年）以及短壽命的釷序列衰變產物的富集而增強。濃縮天然鈾是現有更簡單的生產核武器的途徑。

與水汽接觸時，氟鹽會自然生成氫氟酸，當反應堆停堆、廢棄或被淹沒時會釋放出氫氟酸霧。

2.4 線上後處理的優點

熔鹽堆燃料的後處理可以在相鄰的小型化工廠中連續進行。橡樹嶺國家實驗室的Weinberg小組發現，一個非常小的後處理設施就可以為一個大型的1GW的發電站服務：所有的鹽都要經過後處理，但只需要每十天處理一次。因此，反應堆燃料循環所產生的昂貴、有毒或放射性的產物總量要少於傳統的、必須儲存乏燃料棒的輕水堆。並且，除燃料和廢棄物之外，所有的一切都保持在後處理廠之內。後處理循環如下：

用氟噴淋從鹽中除去鈾233燃料。且必須在下一步之前完成。

用4米高的熔融鉍柱從燃料鹽中分離出鏷。

在小型存儲設施中讓鉍柱中分離出的鏷衰變到鈾233。由於鏷的半衰期為27天，因此儲存10個月即可確保99.9%衰變為鈾233燃料。

一個汽相氟鹽蒸餾系統對鹽進行提取。每種鹽的蒸發溫度是不同的。輕的載體鹽：氟化鈹和氟化鋰會形成鹽塊，並分別在1169℃和1676℃蒸發—在真空中該溫度會有所降低。氟化釷在約1680℃蒸發—在真空中溫度稍低。只有鑭系和鹼性稀土氟化物，比如氟化鍶，因為擁有更高的沸點而殘留：這裡面包含糟糕的中子毒物。每GW電功率每年所產生的廢料大約為800公斤，因此設施非常小。長壽命的超鈾鹽被作為燃料送回反應堆內。

通過鹽蒸餾，熔鹽燃料堆可以燒釷，甚至輕水堆核廢料的氟鹽。

理論上，“雙流”反應堆設計方案可以將增殖釷與裂變燃料鹽分開。這可以消除以高溫蒸餾進行的氟化釷（沸點1680℃）與鑭系裂變產物氟鹽分離帶來的技術挑戰，其代價是反應堆結構更為複雜。橡樹嶺放棄了雙流設計方案，原因在於沒有適於運行在MSR堆芯的高溫、高中子及腐蝕環境的管道材料。

2.5 釷循環的優點

與其它增殖堆燃料循環及後處理相類似，釷燃料循環會在燃燒掉所有的錒系元素後產生乏燃料。這些乏燃料在數百年內都具有放射性，經過30年的衰變後，其主要衰變產物是銫137和鍶90等，經數百年的衰變後，主要是鎝99等長壽命裂變產物。在目前的核動力工業中，輕水堆的燃料開循環產生的乏燃料中含有大量的鈽同位素和次錒系元素。目前減少輻射的途徑幾乎完全依賴於錒系元素的移除和回收再加工過程。只要其中有少量不被移除，而是作為後處理廢料的一部分，便失去了大部分的優勢。

釷循環與鈾鈽循環相比，其產生的重錒系元素（heavy actinides）要少的多。這是因為大多釷燃料初始的質量數比較低，因而大質量數產物在產生前就容易因裂變而毀壞。然而，由於快中子的（n，2n）反應會產生鏷231（半衰期3 .1萬年）。鏷231與重錒系元素會破壞正常的燃料閉循環里的中子俘獲與裂變過程。儘管如此，如果對熔鹽堆進行化學分離，並將鏷233從堆芯中提取出來以避免中子俘獲，經過不斷累積後，將鏷233衰變產物鈾233放回反應堆，則鏷231同時也會被提取出堆芯。

2.6 技術優勢

熔鹽的腐蝕性是容易控制的。當氟的濃度較高時，鈾便成為緩衝劑，使得氟鹽從UF3過渡到UF4。可以通過加入少量的金屬鈹來吸收氟的方法來實現UF3的再生。在MSRE中，熔鹽中插入了一個鈹金屬棒使得UF3處於正確的濃度。

燃料棒的設計無需廣泛驗證（燃料棒設計的驗證通常會花費數年從而阻礙了新的核技術的有效部署）。燃料是熔融的，化學後處理過程去除了反應產物。同時考慮混合燃料，如Li+BeF+ThF。

熔鹽燃料反應堆可以具有被動核安全[passive nuclear safety]：測試反應性係數為負的熔鹽混合燃料，在過熱的情況下能夠降低能量的產生。大多熔鹽堆容器的底部都有一個能夠快速冷卻的冷凍塞。如果冷卻失敗，燃料會排空到下部的存儲設備中。

連續後處理簡化了許多反應堆設計和運行問題。例如，不存在氙135的中子吸收效應問題。裂變產物的中子吸收持續減輕。超鈾元素以及輕水堆中的長壽命“廢料”作為燃料被燒掉。

熔鹽堆的機械性和中子性比輕水堆簡單。堆芯中只有兩類物質：燃料鹽和慢化劑。因此常態反應下像水沸騰的正反應性空泡係數，化學相互作用等等對熔鹽堆影響很小。（事實上，因為水是慢化劑，在熱堆中沸騰會產生一個穩定的負反應性空泡係數。）

由於燃料可以用來冷卻堆芯，冷卻劑以及管道不需要進入高中子通量區。燃料在堆芯外的低中子通量區的熱交換器處冷卻。這將減少在管道，測試，開發等問題中對中子效應的擔憂。

鹽的蒸餾過程意味著裂變產物的分離和回收，這使得核電池的成本將變得低廉。氙以及轉化的其它稀有氣體從泵碗處的熔融燃料中分離出來。超鈾元素被放回到燃料中繼續燃燒。

對於石墨慢化、水冷、固體燃料的反應堆設計，在冷卻劑有空泡的情況下反應性係數會很容易增長（正的冷卻劑反應性空泡係數 - 如果反應堆冷卻失敗，反應將加速），使這樣的設計很不安全。不像其它的堆型，單一燃料的MSR中燃料與冷卻劑同是混合的熔融鹽。所以，如果MSR中出現冷卻劑中有空泡的情況，則燃料中也會產生空泡，從而導致核反應的終止。另外，還設計了一個循環外的非臨界熔鹽存儲裝置，通過打開反應堆下部的閥門可以很容易在幾秒的時間內排空反應堆內的燃料/冷卻劑，並利用重力作用將熔鹽推入外部專門設定的保存槽中。

2.7 設計上的挑戰

然而，熔鹽堆存在一些設計上的挑戰，問題包括：

在緻密的熔鹽堆芯中，高中子通量和高溫能改變石墨慢化元件的形狀，導致其每運行四年就需要更換。清除密閉管道中的石墨是採用單流設計的主要動因。大多數熔鹽堆不用石墨作結構材料，而把它安置到容易更換的地方。有一種設計使石墨球浮在鹽中，這樣不需要關閉反應堆就能對其進行移除和連續檢測。

堆芯高中子密度會將鋰6迅速轉變成氚——氫的一种放射性同位素。在熔鹽堆中，氚形成氟化氫（HF），氟化氫是一種腐蝕性強、化學性質活潑的放射性氣體。因此，如果熔鹽堆設計使用了鋰鹽，則用鋰7同位素以阻止氚的形成。熔鹽堆證實從燃料鹽中移除鋰6阻止了氚的形成。因為鋰7至少比鋰6重14%，而且在鋰同位素中最常見，所以從天然鋰中提取出鋰6就相對容易和便宜。真空蒸餾鋰的效率達到每階段8%，並且僅需在真空室加熱天然鋰即可。

一些慢性腐蝕甚至發生在特殊的鎳合金中——哈斯特洛合金-N。如果反應堆暴露在氫中（形成HF腐蝕性氣體）腐蝕會更快。暴露於管道中的水蒸氣導致其吸收大量的腐蝕性氫，因此，熔鹽堆中的鹽實際上是運行在乾燥的惰性氣體層（通常是氦氣）中的。

當冷卻後，燃料鹽放射性地產生化學性質活潑的腐蝕性氣體——氟。儘管過程緩慢，但是仍需在關閉前移除燃料鹽和廢料，以避免氟氣（非放射性）的產生。遺憾地是，這一點是在實驗熔鹽堆關閉20多年以後，以一種不令人滿意的方式被發現的。

基於氯鹽（例如氯化鈉作載體鹽）的熔鹽堆有許多同樣的優點。然而，較重的氯核慢化能力較差，導致反應堆成為快堆。理論上浪費了更少的中子，增殖更有效，但安全性也更差。而且需要純的同位素氯37，以避免中子活化氯35生成長壽命的放射性活化產物氯36。氯36本身沒有什麼問題，但是會衰變成硫，形成易碎的四氟化硫。SF4是有毒的、腐蝕性氣體，降低鎳合金性能，遇水生成HF，損害人體黏膜。

2.8 燃料循環的關注點

由於不需要燃料的製備，因此降低了MSR的成本。但是因為反應堆製造商通常能從燃料製備得到長期利益，所以將其商業化會是一個挑戰。由於它使用原始的燃料,基本上只是一個混合的化工產品,這是當前的反應堆供應商不願意看到的。因為他們能從燃料組件銷售中長期受益。然而政府機構可以複製該模式，設計一種許可機制。可供選擇的商業模式是有償維護和熔鹽的後處理。

慢熱中子釷基增殖反應堆也有較低的增殖率。每年只能消耗釷燃料生產出大約109% 鈾233。這意味著要獲得足夠的鈾233為一個新的反應堆提供燃料需要8年或更長的時間,這將減慢部署這種類型的核反應堆。最實際的、快速地部署並開啟新的釷反應堆的計畫必須使用鈽，其來源為現有的輕水反應堆核廢料或退役的核武器。美國能源部已經有足夠的鈾233儲量去立即開啟一些反應堆。這樣也能減少社會核廢料的較高庫存。同時日本還利用質子治癌計畫的質子束源開展了一些簡單研究——日本富士項目。

2.9 經濟與社會優勢

綜上所述，不論用產生的每千瓦能量的成本——資本成本還是社會成本來衡量，釷基熔鹽增殖堆中的一些堆型都能成為人類已知能源中最有效並且最為先進的能源。

釷基燃料循環能通過兩方面來抗增殖：

其一，超熱釷增殖平均一年生產的燃料僅比它一年所消耗燃料最多多出9%，這是可以驗證的。若過度增殖造成堆室的迅速爆炸也會使得功率堆停止運行。

其二，釷基燃料循環中產生的無法被化學分離的釷230（產生過程較為緩慢）會逐漸污染釷232增殖材料。釷230經過反應變成鈾232，而鈾232在其衰變成鉈208的衰變鏈中具有很強的γ射線輻射性。該輻射性能損傷電子，因而鈾233/鈾232燃料反應堆會轉變成為炸彈的觀點是不切實際的。

地殼中釷的含量大約是鈾238的三倍，或者說是鈾235的400倍，其含量同鉛一樣豐富。

釷也十分便宜，目前，釷在市場上的售價為30美元/Kg。而21世紀初，鈾的價格已經升高到了100美元/Kg，這還不包括燃料濃縮和組件裝配所需的費用。

2.10 熔鹽冷卻反應堆

熔鹽燃料反應堆與熔鹽冷卻固態燃料反應堆有很大的區別，它在推薦的第四代核能系統中被稱作“熔鹽反應堆系統”[Molten Salt Reactor System]，也稱為MSCR，MSCR是熔鹽轉換反應堆設計[Molten Salt Converter Reactor]的首字母縮寫。其燃料後處理過程比較困難，且燃料棒需要組裝和查驗，從而在初始階段就阻礙了熔鹽反應堆工程的部署並長達20年。然而，由於它使用組裝燃料，反應堆製造廠商仍然可以通過賣燃料組件獲利。

MSCR具有安全和低壓高溫冷卻劑的成本優勢，也可以共享液態金屬冷卻反應堆。顯然，熔鹽反應堆堆芯沒有可導致爆炸的蒸汽，也沒有巨大昂貴的鋼製壓力容器。因為它能在高溫下運行，便可以通過使用效率高、重量輕的布雷頓循環汽輪機將熱能轉換為電能。

目前關於MSCRs的研究大多數都聚焦在小型熱交換器上。通過使用更小的熱交換器，更少的熔鹽，從而達到更加節約成本的目的。

熔鹽是高度腐蝕性的，隨著溫度升高腐蝕性更強。對於MSR主冷卻迴路來說，需要一種能夠承受高溫腐蝕和強烈輻照的材料。實驗表明哈斯特洛合金-N和類似合金能夠適應在高達700℃的高溫環境下運行的任務。然而，從目前所獲得的對於生產規模反應堆的長期經驗看來，其將需要滿足更高的運行溫度，但是在850℃熱化學產氫變成可能，它將產生嚴重的工程困難。這個溫度範圍的材料尚未確定，儘管複合碳，鉬合金(比如TZM)，碳化合金以及基於金屬的耐火材料或ODS合金可能具有可行性。

2.11 熔鹽挑選

我們選擇熔鹽的基準是要使得反應堆更加安全並且實際可行。偏向採用氟鹽主要是因為它不像氯鹽那樣需要代價十分昂貴的同位素分離。在中子的輻照下氟鹽不是很容易變得有輻射性，並且它對中子的吸收截面相比氯鹽更小，而對中子的慢化效果相對氯鹽要更好。儘管許多五氟化物和六氟化物的沸點較低，但是低價態的氟化物沸點很高。氟鹽需要足夠多的熱量才能分解成更為簡單的成分，因而氟化物熔鹽在遠低於它的沸點的溫度下是“化學穩定”的。

FLiBe 熔鹽

反應堆熔鹽也需要是共熔的，這樣能有效降低熔鹽的熔點。這也將使得熱機效率更高，因為在熔鹽再度被加熱之前，它能從熔鹽中帶走更多的熱量。

也有一些鹽十分好用，值得對它進行同位素分離。使用氯鹽可以建造成快增值堆，而在反應堆設計上使用氯鹽方面也做了很多工作。但是氯鹽中的氯元素必須要提純為高純度的氯37，這樣能減少四氟化硫的產生（當受輻照後變得有放射性的氯衰變成硫時，便可以產生四氟化硫。）同樣，熔鹽中的鋰元素必須提純為高純度的鋰7，這樣可以減少氚元素的產生（氚元素可以形成氟化氫）。

由於熔融氟鹽的強氧化還原作用，能導致熔融氟鹽的化學勢發生變化，解決該問題可以通過在氟鹽里加入鈹形成所謂的“FLiBe”熔鹽，因為加入鈹後能降低電化學勢，並且能阻擋腐蝕。但是鈹有很強的毒性，因而在設計時必須要十分注意，以防止它泄漏到外面的環境中。許多其他的鹽都能導致熔鹽通道腐蝕，尤其是在高溫下，這時反應堆可以產生高活性的氫。

至今，熔鹽選擇方面絕大部分的研究都放在“FLiBe”熔鹽上，因為鋰和鈹是合理且有效的慢化劑，並且形成的能共熔的熔鹽的熔點要比其他組分的熔鹽低。由於鈹核在吸收一個中子後能放出兩個中子，從而也增強了中子的經濟性。對於燃料熔鹽，通常是加入1%-2%mol的UF4，也加入釷鹽和鈽鹽。MSFR只運行過一種混合燃料，MSRE使用了已知的三種核燃料。

比較幾種材料的中子俘獲和慢化效率後，紅色是含鈹的熔鹽，藍色是含ZrF4的熔鹽，綠色是含LiF的熔鹽

2.12 熔鹽的提純與再處理

首先鹽必須是非常純淨的，並且有可能在大型熔鹽堆中保持潔淨。 鹽中如果含有水蒸氣就會形成有強烈腐蝕性的氫氟酸。其它雜質可能會引起不利的化學反應，極有可能要從系統中清理出去。在以水為慢化劑的傳統堆芯中，需要極大的精力去對水進行淨化和去離子化，以減小其腐蝕性。

線上後處理的可能性是熔鹽堆設計的一個優點。持續的處理會減少裂變產物的存量，控制腐蝕，並通過移除高中子吸收截面的裂變產物（特別是氙）提高中子的經濟性。這使得MSR特別適合貧中子釷燃料循環。在一些釷增殖情形中，中間產物鏷233將會從堆芯中移除，從而可以衰變產生高純度的鈾233，一種極具吸引力的核彈製造材料。如果留在燃料中，鏷可能會吸收太多中子從而導致在石墨慢化劑和熱譜下的增殖可能。很多最新的設計都建議使用更大量的釷。這會使少部分鏷原子吸收第二個中子，或者通過(n, 2n) 反應(中子不是被吸收而是打出核子中的另一個中子)，產生鈾232。因為鈾232半衰期比較短並且他的衰變鏈中含有高γ放射性的物質，這使得該種鈾的同位混合體不再具有製造核彈的吸引力。這個優點同時帶來的是處理更大量鹽而產生的額外費用。另一種設計建議是用重水做高效的慢化劑從而提高中子的經濟性（允許更多鏷吸收的中子損失）。但是這些設計使得反應堆只能運行在低溫低熱效率下。必要的熔鹽後處理技術只在實驗室程度上被闡明了。全尺度的商用反應堆得以套用的前提就是研發一個具有商業競爭力的熔鹽清潔系統。

政治問題

要充分利用熔鹽堆的增殖潛力，反應堆必須配合後處理設施的位置。美國沒有核燃料的後處理過程是因為沒有供應商願意去承包.由於不同主管部門的監管制度差異很大，使得監管風險和相關的成本非常大。英國、法國、日本、俄羅斯和印度當前有一些燃料後處理設施在運行。

一些美國的管理部門害怕任何形式的燃料後處理都會為鈽經濟及其相關的擴散危險鋪平道路。

類似的爭論導致了1994年IFR項目的關閉。釷燃料循環的擴散風險來自於潛在的鈾233的分離，該核素可能會用於核武器中，雖然分離過程相當困難。

優勢

熔鹽堆可以更安全。熔鹽通過化學方法限制裂變產物，並且生成緩慢或不產生氣體。同時，燃料鹽並不在氣體或水中燃燒。堆芯以及主冷卻循環在接近大氣壓下運行且沒有蒸汽，因此超壓爆炸事件不會發生。即便發生了意外事件，大量的放射裂變產物仍將留在鹽中而不會散播到空氣中。熔鹽堆芯是防熔化的，因此，最壞的事件將會是物質泄露。在這種情況下，燃料鹽會被排放到被動冷卻儲存室中以應對該事件。所提出的中子源加速器可以滿足一些超級安全的次臨界實驗設計，以及直接完成初始的釷-鈾233嬗變，而該加速器實質上是一個醫用質子束源。

有些種類的熔鹽堆有著很高的效率。由於堆芯以及主冷卻循環工作在低壓下，它可以做的更薄，焊接組件成本相對低廉。因此，其成本遠低於輕水反應堆堆芯所需要的高壓容器成本。同樣，一些形式的液體燃料釷增殖可以在每兆瓦產能下比其它堆型使用更少的裂變材料。溫度足夠高以產生制氫或其它化學反應的工業熱。由於這一點，它們被納入到第四代反應堆的路線圖中以進行更深入的研究。

熔鹽燃料與釷增殖無需核燃料循環並且潛在消除了對燃料富集與裝配的需求，而這兩項原本耗費巨大。液體氟化釷反應堆或稱作LFTR，是接近這個技術的一個例子。

熔鹽堆同樣有很好的中子經濟，並且基於設計有比傳統輕水反應堆更硬的中子譜。因此，它可以在更少的反應燃料下運行。一些設計（比如熔鹽實驗堆）可以設計運行三種普通核燃料中的任意一種。例如，它可以增殖鈾238、釷，甚至燃燒輕水反應堆的超鈾乏燃料。與之相比，一個水冷反應堆不能完全消耗鈽的產物，這是由於裂變廢料增加的雜質捕獲了太多的中子使得反應“中毒”。

熔鹽——釷增殖燃料的運行周期更長，通過化學沉降或脫氣作用去除中子毒物的方法可以使其運行幾十年而不加燃料。

熔鹽堆涵蓋了寬泛的能源尺度範圍。小到幾個兆瓦的反應堆，已經構築完成並處於運行當中。大到幾個吉瓦的反應堆，設計理論已經被提出。

由於輕型結構與壓縮堆芯，熔鹽堆比其它已證明的反應堆設計的每瓦特重量更輕（即，它們擁有更大的“功率密度”）。因此，小型以及長填料時間間隔的特點使其成為艦船、飛機、宇宙飛船等載具的最佳動力選擇。

商業化

在2006年8月16日，北美能源集團公司宣布其準備研發釷基核能發電設施以及釷基電池。

我國發展現狀

6.1能源背景

化石能源即將枯竭，太陽能、風能不夠穩定，水能開發已過極限。中國未來的能源支柱何在？核能，似乎是一個靠譜的選擇：能量密度高、低碳排放、潛在的可持續發展。

大力發展核能已成為我國能源中長期發展規劃的重點。目前，我國在役13個核電機組，裝機容量為10.234GW，約占全國發電總量的1.5%。按照國家發展改革委的核電發展規劃，2020年，我國在役核電機組將達到70座以上，占總裝機容量的4%~6%以上。據估計，2030年，我國核電比例將達到約10%；2050年將可能超過400GW，超過目前全世界核電裝機容量的總和。然而，目前全世界運行的反應堆絕大多數是熱堆，即由熱中子引發裂變反應。熱堆消耗的主要核燃料是鈾235。自然界中鈾235的蘊藏量僅占0.71%，其餘絕大部分是鈾238，占99.2%。因此，我國乃至世界核能的快速發展均面臨核燃料未來能否穩定供應的嚴峻挑戰。

2005年，我國GDP總和為18.23萬億元，一次能源總耗量為22.3億噸標準煤。如今，我國已成為溫室氣體排放的大國，再過三四十年，我國GDP總量可能達到117萬億元，相應能源需求將會增加很多，同時溫室氣體排放不僅不能增加，還要減少，好比“又要馬兒跑，又要馬兒不吃草”，但核能可以做到。以現有的核電技術而言，1千克鈾所放出的熱量為196億千卡，而1千克標準煤只能放出7000千卡熱量。

因此，在全球氣候變化的情況下，節能減排、低碳經濟正促使核能在全球復興。據國際能源機構(IEA)預測，至2050年，全球核電裝機容量將達到1200-1700GWe(百萬千瓦)。目前，我國核電僅占總能耗不足2%，根據國家發改委發布的核電中長期發展規劃，到2020年我國核電運行裝機容量將達到40GWe，2050年則可能提高到260GWe及以上。

6.2發展計畫

2011年1月25日下午，在中國科學院2011年度工作會議期間舉行的中國科學院“創新2020”新聞發布會上，中科院宣布，“未來先進核裂變能——釷基熔鹽堆核能系統”（TMSR）等首批戰略性先導科技專項啟動實施。

“未來先進核裂變能——釷基熔鹽堆核能系統（TMSR）戰略性先導科技專項，歷經兩年的醞釀、調研、討論，於2010年9月25日通過了高層專家參加的諮詢評議，2010年10月26日通過實施方案論證，2010年12月27日通過預算評審，2011年1月11日經院長辦公會議審議批准實施。

TMSR專項的目標：通過20年左右，研發第四代的裂變反應堆核能系統——釷基熔鹽堆核能系統，所有技術均達到中試水平並擁有全部的智慧財產權。培養出一支規模千人以上、學科和技術門類齊全、年齡分布合理、整體居國際領先水平、具備工業化能力的釷基熔鹽堆核能系統科技隊伍。建成世界級釷基熔鹽堆核能系統研究基地（包括在基礎研究基地和中試研究基地）。

TMSR專項兼顧科學研究、技術發展和工程建設，從釷基熔鹽堆的基本科學問題研究入手，不斷深入對釷基熔鹽堆科學規律的了解；從最小的反應堆工程建設開始，採取逐步放大規模的路線，發展相關的核心技術，最終掌握釷基熔鹽堆核能系統所有核心技術並實現產業化。

2011~2015年起步階段：建立完善的研究平台體系、學習並掌握已有技術、開展關鍵科學技術問題的研究；工程目標是建成2MW釷基熔鹽實驗堆並在零功率水平達到臨界。

2016~2020年發展階段：建成釷基熔鹽堆中試系統，全面解決相關的科學問題和技術問題，達到該領域的國際領先水平；工程目標是建成10MW釷基熔鹽堆並達到臨界。

2020~2030年突破階段：建成工業示範性釷基熔鹽堆核能系統，並解決相關的科學問題、發展和掌握所有相關的核心技術，實現小型模組化熔鹽堆的產業化；工程目標是建成示範性100MW（e）釷基熔鹽堆核能系統並達到臨界。

在2006年8月16日，北美能源集團公司宣布其準備研發釷基核能發電設施以及釷基電池。但是由於全球新一代核反應堆尚處於研發中，因此我國自主研發釷基熔鹽堆，將可能獲得全部自主智慧財產權。這將使中國把能源的命脈緊緊把握在自己手中。

前景雖然美妙，但科學家還有很多難題需要攻克。從世界上第一座反應堆試驗成功，到核電站的商業推廣，經歷了近20年的時間；而到目前主流核電站技術的成熟，又經過了20多年的發展。新一代反應堆真正實現推廣使用，可能還需要20-30年的時間。