熔盐堆MSR简介
第四代核反应堆性能特性及优缺点评价
第四代核反应堆性能特性及优缺点评价发布时间：2021-06-01T05:22:16.828Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年28期作者：范黎钱怡洁李辉[导读] 第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。
中国核电工程有限公司1 第四代核反应堆概念与提出背景第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。
当前多国都在对第四代核能系统进行研发，预计这一代技术将在2030年前后投入实际应用，第四代核反应堆目标是更好地解决安全和废料问题，尤其是核不扩散的问题等。
1999年6月，美国能源部提出第四代核能系统（Gen IV）的概念。
2001年1月，美国、加拿大、法国、英国、阿根廷、巴西、日本、韩国和南非等9个国家联合成立“第四代国际核能论坛”（GIF），同时签署了GIF《宪章》，从而使成员国保持适当的水平积极参与GIF项目的合作。
目前签署GIF《宪章》的国家已达到13位成员。
同时，国际原子能机构（IAEA）、国际经济合作组织核能署（OECD/NEA）是GIF的观察员。
2 第四代核反应堆主流堆型与共性目标在经过对近100种第四代核能系统概念进行筛选后，2002年GIF和美国能源部联合发布了《第四代核能系统技术路线》，选出6种最有前景的堆型作为第四代核能系统技术，分别是：气冷快堆（GFR）；铅冷快堆（LFR）；熔盐堆（MSR）；钠冷快堆（SFR）；超临界水冷堆（SCWR）；超高温气冷堆（VHTR）。
GIF《宪章》定义了Gen IV的4个目标：1) 持续性：持续性产生能源，保障核燃料的长期供应；废物最小化，减少废物长期管理的负担。
2) 安全性和可靠性：卓越的安全性和可靠性；堆芯损坏的概率极小；不需要场外应急。
3) 经济性：相比其他能源，良好的全寿期经济优势；相比其他能源，有更低的经济风险。
10 第四代反应堆简介
气冷快堆（GFR）的主要参数
反应堆主要参数
反应堆功率 净效率（直接氦气循环） 冷却剂入口温度 冷却剂出口温度 一回路压力 平均功率密度 燃料组成 体积百分比，燃料/气体/SiC 转换比 燃耗
参数值
600MWth 48% 490℃ 850℃ 90 bar 100 MWth/m3 UPuC/SiC(70%/30%)和约20%Pu 50％、40％、10% 自给自足 5% FIMA
钠冷快堆（SFR）的主要参数及特点
增殖堆，可使用可裂 变物质
能处理锕系元素和长 寿命放射性物质
高安全性
全裕量大 主系统压力接近大气压力
低废物产量
高燃料利用率
反应堆主要参数
出口温度 压力 热功率 燃料 包壳材料 平均功率密度 转换比 燃耗
参数值
530℃-550℃ ～1个大气压 1000-5000MWth 氧化物或金属合金 铁素体或ODS铁素体 100 MWth/m3 0.5-1.30 ～150-200 GWD/MTHM
气冷快堆（GFR） 铅冷快堆（LFR） 钠冷快堆（SFR） 非常高温气冷堆（VHTR） 超临界水堆（SCWR） 熔盐堆（MSR）
气冷快堆（GFR）
冷却剂：He或 CO2 出口温度：850℃ 热功率：600MW 电功率：288MW U-TRU陶瓷弥散燃料 安全系统：能动系统和 非能动系统相结合 热效率50%
整体试验的可测量性 源项 能量释放机理
SR3-2 事故缓解功能
长的系统响应时间 长和有效的支持功能
PR1 防扩散能力 和实体保护能力
PR1-1 对偏差或未知 产物的敏感性
PR1-2 电站薄弱环节
分离材料 乏燃料品质
非能动安全功能
第四代核电站的燃料循环
钍基熔盐堆关键材料的辐照损伤研究进展
２０２０ 年 ４ 月
江 西 科 学
ＪＩＡＮＧＸＩ ＳＣＩＥＮＣＥ
Ｖｏｌ. ３８ Ｎｏ. ２
Ａｐｒ. ２０２０
ｄｏｉ:１０. １３９９０ / ｊ. ｉｓｓｎ１００１ － ３６７９. ２０２０. ０２. ００１
钍基熔盐堆关键材料的辐照损伤研究进展
周兴泰１ ꎬ罗凤凤２
ａｎｄ ａｌｓｏ ｔｈｅ ｏｎｌｙ ｌｉｑｕｉｄ ｆｕｅｌ ｒｅａｃｔｏｒ. Ｔｈｅ ｋｅｙ ｍａｔｅｒｉａｌｓ ｏｆ ＭＳＲ ( ｉｎｃｌｕｄｉｎｇ ｓｔｒｕｃｔｕｒｅ ｍａｔｅｒｉａｌｓ ａｎｄ
ｎｕｃｌｅａｒ ｇｒａｐｈｉｔｅ) ｗｉｌｌ ｓｕｆｆｅｒ ｔｈｅ ｅｘｔｒｅｍｅ ｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔｓꎬ ｓｕｃｈ ａｓ ｈｉｇｈ ｔｅｍｐｅｒａｔｕｒｅꎬ ｃｏｒｒｏｓｉｖｅ ｍｏｌｔｅｎ
Ｒｅｓｅａｒｃｈ Ｄｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔ ｏｆ Ｉｒｒａｄｉａｔｉｏｎ Ｄａｍａｇｅ
ｏｎ Ｋｅｙ Ｍａｔｅｒｉａｌｓ ｆｏｒ Ｔｈｏｒｉｕｍ Ｍｏｌｔｅｎ Ｓａｌｔ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｍａｔｅｒｉａｌｓ
ＺＨＯＵ Ｘｉｎｇｔａｉ１ ꎬ ＬＵＯ Ｆｅｎｇｆｅｎｇ２
(１. Ｓｈａｎｇｈａｉ Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ ｏｆ Ａｐｐｌｉｅｄ Ｐｈｙｓｉｃｓꎬ Ｃｈｉｎｅｓｅ Ａｃａｄｅｍｙ ｏｆ Ｓｃｉｅｎｃｅｓꎬ ２０１８００ꎬ Ｓｈａｎｇｈａｉꎬ ＰＲＣ
反应堆
[１ － ３]
ꎮ ＴＭＳＲ 优点非常明显ꎬ 一方面液态
熔盐堆不需要制备燃料棒ꎬ可实现在线处理和在
线添加燃 料ꎻ另 一 方 面 熔 融 态 的 混 合 盐 沸 点 高
(１ ０００℃ 以上) ꎬ使熔盐堆在高温、常压下成为可
能ꎬ进而提高反应堆的能量转换效率、安全性和经
第四代核能系统的特点及其热力循环
第四代核能系统的特点及其热力循环第四代核能系统的特点第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。
它在拓宽核能和平利用空间，提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等。
2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。
1.超临界水冷堆（SCWR）SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。
SCWR效率比目前轻水堆高1/3，采用沸水堆的直接循环，简化了系统。
在相同输出功率下，由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大，因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。
超临界水冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发生想变，而且采用直接循环，可以大大简化系统。
SCWR参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃，使用氧化铀燃料。
SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。
SCWR结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。
由于系统简化和热效率高（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很大竞争力。
日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。
该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。
超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。
系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。
装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及非能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。
石墨熔盐堆的快中子注量率展平研究
石墨熔盐堆的快中子注量率展平研究作者：李志峰谢金森曾文杰来源：《科技资讯》2014年第25期摘要：在石墨熔盐堆中，快中子辐照将导致石墨的性能逐渐下降，当快中子积分注量达到3×1022 n/cm2时，需对石墨进行更换。
本文针对450 MWth石墨熔盐堆单区与三区堆芯设计的快中子注量进行比较研究。
结果表明，采用三区堆芯方案可有效展平堆芯快中子注量率，三区堆芯设计的最大快中子注量率为4.2×1013 n/cm2·s，比单区堆芯低约33%，在75%负荷因子下，三区堆芯设计可满足30年满功率运行，而不需更换堆芯石墨。
关键词：石墨熔盐堆三区堆芯设计快中子注量率展平中图分类号：TL329 文献标识码：A 文章编号：1672-3791（2014）09（a）-0078-02熔盐堆（MSR）作为六种GIF候选堆型中唯一的液体燃料反应堆，采用熔融氟化盐燃料，高温与燃料流动等特性，使得MSR技术成为完全不同于其他固体燃料反应堆的一种全新核反应堆技术。
MSR在经济性、安全性、防核扩散能力和燃料循环方面具有独特优势，正逐渐引起世界各国的关注。
相比于无慢化剂的快中子熔盐堆，石墨熔盐堆所需的裂变材料临界装量少，易于临界，同时可实现钍铀增殖循环。
由于快中子（>50keV）对石墨的辐照损伤作用，会使堆芯石墨的性能恶化，从而导致慢化剂材料失效，文献[1]表明，熔盐堆中石墨所能承受的最大快中子积分中子照射量为3×1022 n/cm2。
因此，通常熔盐堆堆芯石墨需要定期更换，以美国橡树岭实验室（ORNL）的MSBR设计方案为例，每四年需要更换一次石墨，这将减小熔盐堆的运行效率，同时也将产生大量带放射性的石墨废物。
本文基于日本的FUJI熔盐堆概念设计[2-4]，针对单区堆芯和三区堆芯设计方案的石墨熔盐堆进行快中子注量率分布的比较研究。
1 石墨熔盐堆栅格参数设计区间本文所研究的石墨熔盐堆堆芯栅格为六角形结构，栅格中心为圆形燃料通道其余部分为石墨慢化剂。
熔盐堆低功率工况下反应性引入事故初始条件敏感性探讨
第44卷第6期2021年6月V ol.44，No.6June2021核技术NUCLEAR TECHNIQUES熔盐堆低功率工况下反应性引入事故初始条件敏感性探讨焦小伟王凯王超群杨群何兆忠（中国科学院上海应用物理研究所上海201800）摘要熔盐堆低功率工况反应性引入事故中，不同的反应性引入速率将触发不同的停堆信号。
同时反应堆初始功率和反应性温度系数等初始条件影响事故的进程，引起事故后果的差异。
本文选取了7个反应性引入速率工况、25个初始功率水平和反应性温度系数的参数组合初始工况，分别讨论了这三个参数对事故后果的影响。
分析结果表明：熔盐堆低功率工况反应性引入事故的后果对反应性引入速率的变化较敏感，在其他初始条件一定的情况下，存在特定的反应性引入速率会导致最不利的事故后果；事故后果对反应堆初始功率和反应性温度系数的变化不敏感，由初始功率和反应性温度系数差异造成的事故后果差异较小。
关键词熔盐堆，低功率，反应性引入事故，敏感性中图分类号TL36DOI:10.11889/j.0253-3219.2021.hjs.44.060602Study on sensitivity of initial conditions of reactivity initiated accident under low powerconditions of molten salt reactorJIAO Xiaowei WANG Kai WANG Chaoqun YANG Qun HE Zhaozhong(Shanghai Institute of Applied Physics,Chinese Academy of Sciences,Shanghai201800,China)Abstract[Background]In the reactivity initiated accidents under low power operating conditions of molten salt reactor(MSR),different reactivity insertion rates will trigger different emergency shutdown signals.At the same time,the initial conditions such as the initial reactor power and the temperature coefficients of reactivity affect the accident process and cause differences in accident consequences.[Purpose]The study aims to conduct a sensitivity analysis of the impact of the reactivity insertion rate,the initial reactor power,and the reactivity temperature coefficient on transient consequences.[Methods]First of all,7reactivity insertion rate conditions were selected and simulated through RELAP5-TMSR.Then,25combinations of the initial reactor power and the temperature coefficients of reactivity were assumed as initial conditions.Finally,the effects of these three parameters on the consequences of the accident were discussed separately by using local sensitivity analysis method.[Results]The insertion rate that causes a concurrent trigger of the high outlet temperature and the high-power shutdown signal leads to the most unfavorable consequence.The difference between the peak temperatures of the fuel salt and structural materials and their respective initial values under the worst reactivity insertion rate condition is negatively correlated with initial power.However,the temperature difference of each parameter caused by different initial power does not中国科学院青年创新促进会项目(No.Y929022031)资助第一作者：焦小伟，男，1989年出生，2019年于中国科学院大学获博士学位，副研究员，主要从事反应堆事故分析通信作者：杨群，E-mail：收稿日期：2021-01-14，修回日期：2021-03-29Supported by the Project of Youth Innovation Promotion Association of Chinese Academy of Sciences(No.Y929022031)First author:JIAO Xiaowei,male,born in1989,graduated from University of Chinese Academy of Sciences with a doctoral degree in2019,associate professor,focusing on reactor safetyCorresponding author:YANG Qun,E-mail:Received date:2021-01-14,revised date:2021-03-29焦小伟等：熔盐堆低功率工况下反应性引入事故初始条件敏感性探讨exceed3℃.The difference between the peak temperatures decrease first and then increases with the increase of the temperature coefficients of reactivity,but the maximum difference does not exceed0.5℃.[Conclusions]Under low power operating conditions of MSR,the consequences of reactivity introduced events are highly sensitive to the reactivity insertion rate and low sensitivity to the initial power and temperature coefficients of reactivity.Key words Molten salt reactor,Low power,Reactive initiated accident,Sensitivity熔盐堆（Molten Salt Reactor，MSR）是第四代核能系统候选堆型之一。
高温熔盐反应堆技术的研究与实践
高温熔盐反应堆技术的研究与实践第一章介绍高温熔盐反应堆（High-Temperature Molten Salt Reactor，简称MSR）是一种核能发电系统，它使用熔融盐作为燃料和冷却剂。
MSR 具有高效率、核废弃物处理、可操控性等诸多优点。
近年来，MSR 技术受到广泛关注，其研究和应用前景广阔，并已成为世界核能技术发展的热点之一。
第二章单元反应堆的设计与构造单元反应堆主要由反应堆核心、传热结构、冷却系统、辅助系统等组成。
MSR 技术采用熔融盐作为冷却剂和燃料，具有优良的传热性能，可以实现高效率的核能转化和高温热功率输出。
单元反应堆的设计和构造是实现 MSR 技术的重要环节。
第三章熔盐特征分析及安全性评估熔盐的物理化学性质和特征对 MSR 技术的应用至关重要。
熔盐反应堆的反应介质为熔化的钍铀盐和氟盐混合物，具有优异的高温传热性能和较高的工作温度。
在应用中，需要研究和掌握熔盐的温度、浓度、循环流量等物理性质，分析其在高温状态下的化学反应和扩散情况，以及熔盐循环和防爆等安全性能。
第四章熔盐反应堆应用与展望熔盐反应堆技术不仅可以用于发电，也可以用于核能转化和应用，如核废料处理、重油加氢、氢生产等。
同时，MSR 技术也可以与其他能源技术相结合，如太阳能技术、高温气冷堆技术等。
未来，熔盐反应堆技术的研究和应用将会得到更广泛的关注和深入的推广，有望成为可持续能源技术的主流之一。
第五章结论本文对 MSR 技术的研究现状进行了分析和总结，阐述了单元反应堆的设计与构造、熔盐特征分析及安全性评估，以及熔盐反应堆的应用与展望。
可见，MSR 技术有着广阔的应用前景和非常重要的意义，值得进一步深入研究和完善。
固态钍基熔盐堆发电指标
固态钍基熔盐堆发电指标English Answer：Solid-State Thorium-Based Molten Salt Reactor (MSR) Power Generation Parameters.Solid-state thorium-based molten salt reactors (SST-MSRs) are an advanced nuclear reactor design that combines the advantages of thorium fuel with the high-temperature stability of molten salt coolants. MSRs offer several potential benefits over traditional nuclear reactors, including:Increased safety: Molten salt coolants have a low vapor pressure and high boiling point, which reduces the risk of coolant loss and subsequent reactor meltdown.Higher efficiency: MSRs can operate at higher temperatures than traditional reactors, which improves the efficiency of power generation.Reduced waste: Thorium fuel produces less long-lived radioactive waste than uranium fuel.The power generation parameters of SST-MSRs are as follows:Electrical output: SST-MSRs can produce up to 1,000 MW of electricity per reactor.Thermal efficiency: SST-MSRs have a thermal efficiency of around 40%, which is higher than traditional nuclear reactors.Fuel utilization: SST-MSRs can achieve high fuel utilization rates, which reduces the need for uranium mining and enrichment.Waste production: SST-MSRs produce less radioactive waste than traditional nuclear reactors.SST-MSRs are still in the early stages of development,but they have the potential to be a safe, efficient, and sustainable source of nuclear energy.中文回答：固态钍基熔盐堆 (MSR) 发电指标。
熔盐堆MSR简介
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。
美国液态燃料熔盐堆研究历史
核知识常用英文缩写的含义
核知识常用英文缩写的含义INSAG ：国际核安全咨询组； INSAG-4：核安全文化；RRA:：余热排出系统； REA ：反应堆硼和水补给系统； RCP ：反应堆冷却剂系统； RCV ：反应堆化学和溶剂控制系统； SAMG:严重事故管理导则； EOP ：应急运行规程；I 规程：异常规程； A 规程：事故规程；H 规程：超设计基准事故规程； U 规程：极限事故规程；SPI 规程：使用I 、A 、H 规程时的事故连续监督规程。
由安工执行；SPU 规程：使用U 规程时的事故连续监督规程。
由安工执行；UNSCEAR ：辐射效应科学委员会； WHO ：世界卫生组织；ASME ：美国机械工程师协会 ； ANSI ：美国国家标准协会；NQA ：核设施的质量保证；10CFR50：美国联邦法规第10篇第50章；10CFR50附录B ：核能电厂及核燃料再处理品质保证准则；50-C/SG-Q :核电厂和其它核设施安全的质量保证法规和安全导则；IAEA50-C-QA ：核电站安全质量保证法规； RCC-M ：法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》；AFCEN ：法国核岛设备设计和建造规则协会；SFR ：钠冷快堆； SCWT ：超临界水冷堆；MSR ：熔盐堆； QSR ： Quality Status Review 质量状况审查 ；Quality System Requirements ： 质量体系要求；受作用质量作用能量吸收剂量= ；辐射因子权重吸收剂量当量剂量⨯= ；受照体组织权重因子当量剂量有效剂量⨯= ； 国际辐射单位与测量委员会(ICRU)使用的一个量。
组织中某点处的剂量当量是该点处的吸收剂量、辐射品质因数和其他修正因数的乘积。
其单位是希沃特(Sv)有效剂量当量是核辐射防护中使用的量之一。
若组织T 的年剂量当量为HT ，该组织的权重因子为WT （由国际辐射防护委员（ICRP ）对随机性效应所确定，其值列于附表），将此二者的乘积对所有组织的总和，定义为有效剂量当量HE ，即 因为权重因子为一无量纲，故HE 的单位与剂量当量的相同，即希[沃特]或其专用单位雷姆。
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1.核电发展史
建造时间：1954年9月6号 服役时间：1958年5月26号 停运时间：1982年10月1号
世界第一座商用核电站——美国 Shippinport核电站
从世界核电发展历程来看，大致可分为四个阶段： 1.实验示范阶段 2. 高速发展阶段 3.减缓发展阶段 4.开始复苏阶段
3.液态燃料熔盐堆
• 液态氟化钍反应堆（Liquid Fluoride Thorium Reactor，LFTR） 或称钍基熔盐堆（Thorium Molten Salt Reactor，TMSR）是第 四代核能反应堆系统熔盐堆（Molten Salt Reactor，MSR）的一 种主要堆型，被认为是未来最安全核能反应堆系统技术之一，最 早可能在2025年得以应用。 • 该反应堆设计的两大特色是采用熔盐燃料及钍－232作为增殖原 料，相比其他增殖堆及固体燃料反应堆，主要优点包括：固有安 全性高、热转化效率高、核废料较少、利于防止核扩散，并且钍 燃料资源丰富、发电成本有望低于燃煤发电、核电站设计更小等。
熔盐堆系统示意图
熔盐堆的优势
1.安全性 熔盐常温时为固态，可以避免因泄漏而导致大量核污染的可能， 对生物圈和地下水位线的防护没有那么严苛； 由于熔盐堆采用液态燃料，不存在蒸汽爆炸的风险，从根本上避 免了再次发生切尔诺贝利事故的可能； 熔盐的热容很大，衰变热的导出无需依赖苛刻的电源供应，亦不 存在锆水反应的氢爆问题。在面对类似福岛事故的情况时，熔盐 堆有充分的应急处理时间，只需遵照增殖堆、嬗变堆的事故处理 规程，熔化冻结塞，使所有熔盐流入储罐中，就可以避免大范围 核污染的发生。
众多技术难点亟待解决
首先是在熔盐和辐射的影响下，熔盐堆的管道材料Hastelloy-N （哈斯特洛镍基合金-N）合金金属特性下降问题，这涉及到核物 理、化学、材料等诸多学科； 此外，二回路系统的临界问题及石墨材料受到辐照后的稳定性也 是摆在研究人员面前的障碍； 而熔盐燃料中镧系和锕系元素的溶解性，热交换器中的金属团聚 的问题、熔盐堆的燃料在线处理工艺亦是目前研究的主要技术难 点。
2.熔盐堆
定义：熔盐堆[molten salt reactor, MSR]是核裂变反应堆的 一种，其主冷却剂是一种熔融态的混合盐，它可以在高温下工作 （可获得更高的热效率）时保持低蒸汽压，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。
分 类
液态燃料熔盐堆：将裂变材料、可转换材料和裂变 产物溶解在高温熔盐（LiF-BeF2）中，氟盐既作为 裂变燃料，又作为冷却剂。可在反应堆运行过程中 对核燃料进行在线处理和在线添加，不需要制作燃 料棒，适合使用钍燃料。 固态燃料熔盐堆（氟盐冷却高温堆FHR）：采用高温 气冷堆类似的包覆燃料、熔盐冷却，熔盐仅作冷却 剂
钍基熔盐堆（TMSR）主要优势
1-熔盐燃料：反应堆能效更高、主反应堆事故可能性减少：熔盐堆与常规固体燃 料反应堆工作原理有所不同，堆芯的高温燃料是熔盐，并且既是冷却剂，又 是核反应热源，无需专门制作固体燃料组件。液态氟化钍反应堆作为熔盐堆 的一种主要堆型，其固有优势包括：
（1）工作温度更高，可获得更高的热效能：熔盐堆堆芯燃料是溶于氟盐 冷却剂中的钍或铀的液态融合物，高热容量超过PWR的水或快堆的液 钠，其体积热容量是比加压水高25%，是液态钠的5倍，允许利用高镍 合金的紧凑几何体和热传输环路，承受更高的工作温度，提高热能效。 （2）发电效率更高，可达45%～50%：堆系统使用闭环涡轮机，采用布雷 顿循环（或称焦耳循环、气体制冷机循环），核燃料流入经优化设计 的堆芯达到临界，且仅在堆芯处达到临界，发生裂变反应释放热量， 并被自身吸收、带走，不需另外的冷却剂，流出堆芯通过一次侧热交 换器将热量传给二次侧冷却剂熔盐，再通过二次侧热交换器传给三回 路的氦气进行发电或制氢，发电效率高达45%～50%，冷却要求几乎减 半，降低了成本，并可在缺水地区发展空冷液态氟化钍反应堆，相对 于目前常规电厂朗肯蒸汽循环典型的热/电转换效率33%，发电效率提 高。
1.5.繁荣发展阶段（？）
• 作为2000 年美国能源部（DOE） 发起倡议的继续，2001 年成立 了第四代反应堆国际论坛（GIF），参加方有：阿根廷、巴西、 加拿大、法国、日本、韩国、南非、瑞士、英国和美国。 • 第四代反应堆具有更好的安全性、经济竞争力，核废物量少，可 有效防止核扩散的先进核能系统，代表了先进核能系统的发展趋 势和技术前沿。 • 其优点有核废料仍有放射性，但半衰期已从数百万年降至数百年； 使用新式设计后，同样数量的核燃料多产出100至300倍的能量； 可利用消耗现有核废料产电；大幅改善运转安全性。
美国液态燃料熔盐堆研究历史
1946年美国空军启动核能飞行器推进（NEPA-ANP)工程， 美国橡树林国家实验室于1954年制造了NaF-ZrF4熔盐的 2.5MW空间动力试验熔盐反应堆（ARE）。1960年计划终止。 1963年，在ARE的技术基础上，建成了民用的8MW熔盐试验 队（MSRE），运行了约5年。进行了大量的相关实验研究， 很少发现有操作上的困难。 1971年设计了1GW钍基熔盐增殖堆（MSBR）核电系统。 1976年美国为集中发展钠冷快堆（使用铀238/钚239燃 料），熔盐堆（使用钍232/铀233）计划被终止。
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。
1.4.开始复苏阶段(21世纪以来)
• 1993 年，法国和德国的核安全机构批准了未来压水堆安全 的发展方向，并确定了新的安全参考标准。 • 新的安全发展方向规定，假如发生严重事故，放射性及其效 应不得影响到电厂以外。 • 自1992 年开始的欧洲压水堆 （EPR）的研究和设计工作中， 安全被作为首要参考因素。加强安全主要表现在，为了进一 步降低事故发生概率，增加了安全装置的冗余度，而且非能 动安全设计可确保机组在发生事故时仍能正常运行。 EPR 的设计和改进是法德15年的研发成果。该反应堆有以下明显 优点：安全性大幅提高，造价降低，长寿命废物量降低，竞 争力提高。 • 在核领域，第二代与第三代之间的过渡已开始多年。例如， 日本1997年投入运行的柏崎·刈羽核电站两台机组，法国 分别于1996 和1999 年投入运行的舒兹和希沃N4 系列都属 于这一类。
1.3、减缓发展阶段(1981-2000年)
• 1981-2000年间，由于1979年美国三里岛以及1986年前苏 联切尔诺贝利核事故的发生，直接导致了世界核电的停 滞，人们开始重新评估核电的安全性和经济性，为保证 核电厂的安全，世界各国采取了增加更多安全设施、更 严格审批制度等措施，以确保核电站的安全可靠。
• 法国建造和运行了 3 座产钚堆（G1、G2和G3），和6 座发电堆。尽 管更大规模的反应堆具有令人感兴趣的特点（热效率高、可使燃料得 到更充分的利用），但是，由于受到技术限制，投资费用高，提高安 全性困难，因此第一代反应堆的功率通常较低
法国PALUEL核电站
1.2、高速发展势 2.使用钍-232增殖铀-233的显著优势在于： 1. 防止核扩散； 2. 减少核废料； 3. 减少裂变材料需求； 4. 钍资源丰富。
“双流”燃料循环优化设计的液化氟化钍反应堆原理 资料来源：Liquid Fuel Nuclear Reactors，上海科学技术情报研究所整理
熔盐堆的优势
2.经济性非常优越 材料：运行在大气压环境下，只需外加紧贴的压力容器可避免破 口事故造成的泄露，因此不需要压水堆那样昂贵的厚钢板，设备 成本有了很大幅度的减少。 此外，目前压水堆电站使用寿命大都在50 ～ 60 年左右，究其 原因就是压力容器中子辐照脆化导致承压能力下降，而熔盐堆的 这一问题并不突出，更长寿期的服役年限也意味着核电站将拥有 更优越的经济表现。 商业化用途来说，高温堆热转换效率高：熔盐堆可达45% ，而压 水堆仅为33%，除发电外，熔盐堆在制氢或供热方面都有广泛的 应用前景。不过熔盐堆最明显的商业优势体现在核废料处理以及 核燃料资源供给方面。
• 1966-1980年间世界共有242个机组投入运行，属于“第二代”核电站。 • 由于石油危机的影响以及被看好的核电经济性，核电得以高速发展。 期间，美国成批建造了500-1100MW的压水堆、沸水堆，并出口其他国 家； • 前苏联建造了1000MW石墨堆和440MW、1000MW VVER型压水堆； • 日本、法国引进、消化了美国的压水堆、沸水堆技术； • 法国核电发电量增加了20.4倍，比例从3.7%增加到40%以上； • 日本核电发电量 增加了21.8倍，比例从1.3%增加到20%。 • 在这个阶段， PWR 和BWR 向着更简单、可靠和经济的方向发展。这两 种反应堆目前占世界核电反应堆总数的85%。 在法国和世界的工业经 验反馈中，第二代反应堆从经济和环境方面验证了核电的性能，核电 的价格与化石燃料相比非常有竞争力，废物排放大大低于允许限值。 世界上的反应堆累计运行超过1万堆年，表明这些工业技术是成熟的。 • 目前，世界上运行中的反应堆为441 座。平均寿期为20年，有50座已 超过30年，8座超过40年。
1.1、实验示范阶段(1954-1965年)
• 1954-1965年间世界共有38个机组投入运行，属于早 期原型反应堆，即“第一代”核电站。 • 1954年前苏联建成世界上第一座核电站 —5MW实验性 石墨沸水堆； • 1956年英国建成45MW原型天然铀石墨气冷堆核电站； • 1957年美国建成60MW原型压水堆核电站； • 1962年法国建成 60MW天然铀石墨气冷堆； • 1962年加拿大建成25MW天然铀重水堆核电站。 • 这一代反应堆受到燃料循环的限制，尤其是在20 世 纪50～60 年代，一方面没有工业浓缩铀技术，另一 方面某些希望拥有核威慑工具的国家需要生产裂变材 料。故反应堆只能使用天然铀作燃料，用石墨或重水 作慢化剂。