熔盐反应堆

发展

原理

fused salt reactor

采用溶有易裂变材料且处于熔融状态下的熔盐作为核燃料的反应堆。

这种反应堆堆芯结构简单，运行过程中可以连续添加燃料和除去产生的裂变产物，减少了停堆次数和可以有效地利用中子。燃料燃耗不受辐射损伤的限制。但这种堆的燃料回路放射性很强，结构材料腐蚀严重，燃料后处理技术复杂，工程上难于实现。

发展

美国橡树岭国家实验室从20世纪50年代开始发展熔盐堆，但由于一些非技术因素的原因在20世纪70年代中止。在技术方面，熔盐堆在20世纪中期发展一个很重要的技术瓶颈是抗中子辐射和抗熔盐腐蚀的材料研究，此时对于材料的研究还使用一些半经验的研究方法。随着最近几十年来材料科学的发展及分析检测手段的发展（如同步辐射技术和中子散射技术），熔盐堆的研究又重新被美国政府提上日程，随后其能源部又组织了英国、法国、日本、韩国、巴西、加拿大、阿根廷、南非等多个国家参加的高级政府代表会议，对发展新一代核能的国际合作开展了广泛深入的探讨，提出新一代核能体系——第四代核反应堆的研发，具体包含如下六种堆型：熔盐堆（MSR），气冷快堆（GFR），铅冷快堆（LFR），钠冷快堆（SFR），超临界水冷堆（SCWR），超高温堆（VHTR）。其中，熔盐反应堆(Molten Salt Reactor, MSR)，具有极高的中子经济性、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，在2002年日本东京召开的第四代核反应堆国际研讨会上，被确定为优先发展的第四代核反应堆设计方案之一。

原理

熔盐堆的基本原理为堆芯使用Li、Be、Na、Zr等的氟化盐以及溶解的U、Pu、Th的氟化物熔融混合作为燃料，在600~700℃和低压条件形成熔盐流直接进入热交换器进行热量交换。其中，LiF、NaF、BeF2、ZrF4为载体盐，提供熔融载体并改善共熔体的物理化学性质； UF4和PuF3为裂变燃料，产生热量和中子；ThF4和UF4为增殖燃料，吸收中子产生新的裂变燃料U或Pu，在线萃取处理后重新进入反应循环。一座熔盐反应堆生产的燃料在运行几年以后还可以重新再装备一座新的反应堆，具有极高的经济性。同时由于燃料的直接热交换方式使其具备可以小型化的优势，从而具有为舰船和航空器上提供动力的光明前景。