江綿恒 徐洪杰 戴志敏

（1中國(guó)科學(xué)院上海分院 上海 200031 2中國(guó)科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所 上海 201800）

1 概述

釷基熔鹽堆(TMSR)核能系統(tǒng)項(xiàng)目是中科院先導(dǎo)科技專(zhuān)項(xiàng)之一，其戰(zhàn)略性目標(biāo)是研發(fā)第四代裂變反應(yīng)堆核能系統(tǒng)（TMSR核能系統(tǒng)）。TMSR核能系統(tǒng)包括：釷鈾核燃料的制備、熔鹽反應(yīng)堆、釷基熔鹽堆燃料（廢料）的后處理。計(jì)劃通過(guò)20年左右的研究工作，解決釷鈾燃料循環(huán)和釷基熔鹽堆相關(guān)重大技術(shù)挑戰(zhàn)，研制出工業(yè)示范級(jí)TMSR，實(shí)現(xiàn)釷資源的有效使用和核能的綜合利用。該項(xiàng)目分為3個(gè)階段：2011—2015年為起步階段；2016—2020年為突破階段；2020—2030年為發(fā)展階段，解決相關(guān)的科學(xué)問(wèn)題，發(fā)展和掌握相關(guān)的核心技術(shù)，建成工業(yè)示范釷基熔鹽堆核能系統(tǒng)。

TMSR核能系統(tǒng)近期（至2020年之前）的科技目標(biāo)由兩部分組成。一是建成2MW釷基熔鹽實(shí)驗(yàn)堆，掌握相關(guān)的關(guān)鍵技術(shù)。將分別建成：2MW固態(tài)釷基熔鹽堆 （也稱(chēng)為釷基球床型氟鹽冷卻高溫堆Th-U pebble-bed FHR），實(shí)現(xiàn)改進(jìn)的開(kāi)環(huán)模式下的釷鈾燃料循環(huán)；2MW液態(tài)釷基熔鹽堆（Th-U MSR），實(shí)現(xiàn)完全閉式的釷鈾燃料循環(huán)。二是形成支撐未來(lái)TMSR核能系統(tǒng)發(fā)展的若干技術(shù)研發(fā)能力（包括研究條件、關(guān)鍵技術(shù)和科技隊(duì)伍）：TMSR設(shè)計(jì)和研發(fā)能力，熔鹽制備技術(shù)和回路技術(shù)研發(fā)能力，釷鈾燃料的前道技術(shù)與后道技術(shù)研發(fā)能力，熔鹽堆用高溫材料的研發(fā)能力，熔鹽堆安全規(guī)范制定和許可證申辦能力；同時(shí)建設(shè)高溫電解制氫、二氧化碳加氫制甲醇、布雷頓循環(huán)前道及太陽(yáng)能熔鹽集熱傳熱等多用途系統(tǒng)的實(shí)驗(yàn)裝置。

2 釷基核燃料

裂變核能的燃料可分為鈾基和釷基兩類(lèi)，目前的核電工業(yè)使用的燃料基本都是鈾基核燃料。由于能源需求的高速增長(zhǎng)，對(duì)核燃料的需求越來(lái)越大，使釷基核燃料利用的重要性突顯，開(kāi)發(fā)利用儲(chǔ)量大于鈾基核燃料的釷基核燃料越來(lái)越受到關(guān)注。釷基核燃料中的釷-232（232Th）類(lèi)似于鈾 -238（238U），首先要通過(guò)轉(zhuǎn)換或增殖才能作為裂變核能的燃料使用。人類(lèi)嘗試過(guò)的使用釷基核燃料的反應(yīng)堆有輕水堆、重水堆和球床式高溫氣冷堆[1,2]。使用釷基核燃料與使用鈾基核燃料在技術(shù)上有相似之處，但不完全相同，具有一些獨(dú)特的優(yōu)勢(shì)與挑戰(zhàn)[3,4]。以下討論幾個(gè)釷基核燃料利用的相關(guān)問(wèn)題。

發(fā)展裂變核能必須有足夠的易裂變核素——核燃料供應(yīng)。人類(lèi)迄今發(fā)現(xiàn)的有商業(yè)價(jià)值的易裂變核素有：鈾 -235（235U）、钚 -239（239Pu）和鈾 -233（233U）。 其中，235U 是自然界唯一天然存在的易裂變核素，239Pu是由較難裂變的鈾-238（238U）吸收中子后轉(zhuǎn)換而來(lái)，而233U則由較難裂變的釷-232（232Th）吸收中子后轉(zhuǎn)換而來(lái)，所以238U和232Th也稱(chēng)可轉(zhuǎn)換核素。天然鈾中只含有少量易裂變的235U（約占0.7%）和大量較難裂變但可以轉(zhuǎn)換的238U（約占99.3%）。235U在裂變產(chǎn)生核能的同時(shí)，又能放出中子，使238U吸收中子后轉(zhuǎn)換為易裂變的239Pu，形成鈾钚燃料循環(huán)（鈾基核燃料）。而天然釷則只含有232Th，要在吸收中子轉(zhuǎn)換為易裂變的233U后，才可利用，形成釷鈾燃料循環(huán)（釷基核燃料）。鑒于釷在地殼中的蘊(yùn)藏量約為鈾的3倍[5-8]，故其開(kāi)發(fā)利用對(duì)裂變核能的持續(xù)發(fā)展有重要意義。

圖1給出了描述232Th增殖并維持鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)的示意圖。當(dāng)中子轟擊裂變核（233U或者235U）時(shí)發(fā)生裂變反應(yīng)，裂變核分裂成兩塊大小相近的裂變產(chǎn)物碎片，同時(shí)每次裂變會(huì)平均釋放出兩個(gè)以上的中子。其中一個(gè)中子用來(lái)增殖裂變核，即通過(guò)和232Th反應(yīng)生成233Th，再經(jīng)過(guò)兩次β衰變后生成233U，達(dá)到增殖的目的；另一個(gè)中子可以轟擊233U，發(fā)生裂變反應(yīng)，產(chǎn)生新一代的中子以維持鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)。可以看出每次裂變釋放出的平均中子數(shù)目大于等于2是反應(yīng)堆能夠達(dá)到自持的必要條件。

圖1 232Th的增殖反應(yīng)和233U的鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)

釷基核燃料的研究與鈾基核燃料一樣，也始于美國(guó)“曼哈頓”計(jì)劃[9]，經(jīng)過(guò)幾十年研究，科學(xué)界已基本了解釷基核燃料知識(shí)，且發(fā)展了一定的應(yīng)用技術(shù)。根據(jù)國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)2005年發(fā)表的“Thorium fuelcycle:Potential benefits and challenges”（釷基燃料循環(huán)——潛在的好處與挑戰(zhàn)）[3]，釷基核燃料具有以下特點(diǎn)：

2.1 釷基核燃料的優(yōu)勢(shì)

（1）232Th/233U 的轉(zhuǎn)換效率高：232Th的熱中子俘獲截面（7.4barns）比238U（2.7barns）約高3倍，而233U的熱中子俘獲截 面 （45.76barns） 比239Pu（270.33 barns）小得多。 這意味著在熱堆中233U的產(chǎn)出率高于239Pu，而233U的損耗率低于239Pu**截面是描述兩個(gè)微觀(guān)粒子發(fā)生碰撞幾率的物理量，barn是描述截面大小的單位，1barn=10-24cm2，具有面積的量綱。裂變截面是指中子轟擊原子核發(fā)生裂變的幾率，俘獲截面是指中子轟擊原子核發(fā)生其他核反應(yīng)（通常產(chǎn)生高放廢料）的幾率。裂變截面越大，說(shuō)明發(fā)生裂變產(chǎn)生核能的幾率更大，俘獲截面越大則中子損失的幾率也就越大。

（2）釷基核燃料在熱中子堆中也能增殖：233U的裂變截面與239Pu相差不大，但在熱中子區(qū)233U一次裂變所產(chǎn)生的中子平均數(shù)比239Pu大0.2左右，因此中子經(jīng)濟(jì)性更好。

圖2給出了233U、235U、239Pu核與不同能量中子發(fā)生裂變反應(yīng)時(shí)每次裂變產(chǎn)生的平均中子數(shù)（eta）（該數(shù)據(jù)引自美國(guó) ENDF/B-VII.0核數(shù)據(jù)庫(kù)，http://www.nndc.bnl.gov/exfor/endfb7.1.jsp）。如果每次裂變平均能夠釋放出2個(gè)以上的中子，那么一個(gè)中子可用來(lái)增殖裂變核，另一個(gè)中子可以維持鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)，因此每次裂變釋放出的平均中子數(shù)目大于等于2是反應(yīng)堆能夠達(dá)到自持的必要條件。從圖中可以看出，在熱中子區(qū)，233U每次裂變所產(chǎn)生的中子平均數(shù)比239Pu大0.2左右，232Th/233U的轉(zhuǎn)換比可以大于1，從而實(shí)現(xiàn)核燃料增殖；在共振能區(qū)，233U每次裂變所產(chǎn)生的中子平均數(shù)也要大于239Pu，因此在熱中子反應(yīng)堆中釷鈾循環(huán)的中子經(jīng)濟(jì)性更好。在快中子區(qū)，239Pu每次裂變所產(chǎn)生的中子平均數(shù)都大于233U，表明快中子反應(yīng)堆才更適合實(shí)現(xiàn)鈾钚循環(huán)的核燃料增殖。

圖2 不同裂變核（233U、235U、239Pu）每次裂變產(chǎn)生的平均中子數(shù)

（3）釷基燃料產(chǎn)生較少的高毒性放射性核素：由于233U的熱中子俘獲截面 （45.76barns）比239Pu（270.33barns）小得多，與鈾钚循環(huán)相比，在熱堆中釷鈾燃料循環(huán)產(chǎn)生的钚和長(zhǎng)壽命次錒系核素要少得多。此外，232Th要吸收9個(gè)中子才能到達(dá)次錒系核素241Am（镅），而238U則只需要吸收3個(gè)中子即到達(dá)次錒系核素241Am（镅）。因此，釷基核燃料在反應(yīng)堆中產(chǎn)生的次錒系核素比鈾基核燃料少，毒性相對(duì)較低。

表1給出了對(duì)于不同堆型和不同燃料循環(huán)每GW熱功率產(chǎn)生的錒系廢物經(jīng)過(guò)不同放置時(shí)間后剩余的年放射性劑量?？傮w而言，相對(duì)快增殖堆和通常的壓水堆，利用釷鈾循環(huán)的熔鹽堆產(chǎn)生的錒系廢物量最少，放置10年以后，其剩余年放射性劑量為釷鈾循環(huán)的快增殖堆的1/2，將是通常壓水堆的1/1000；放置1000萬(wàn)年以后，其剩余年放射性劑量只有釷鈾循環(huán)的快增殖堆的1/6，只有通常壓水堆的1/5000。表明從減少產(chǎn)生錒系廢物量的需求角度看，釷鈾循環(huán)比鈾钚循環(huán)有優(yōu)勢(shì)，熔鹽堆比快增殖堆有優(yōu)勢(shì)。

表1 單位功率產(chǎn)生的錒系廢物的剩余年放射性劑量對(duì)比表

（4）有利于防核擴(kuò)散：233U 通過(guò)（n，2n）反應(yīng)產(chǎn)生232U，232U的衰變鏈產(chǎn)生短壽命強(qiáng)γ輻射 （輻射的γ能量為 2—2.6MeV）的208Tl（鉈），這種固有放射性障礙增加了化學(xué)分離的難度和成本，且易被核監(jiān)測(cè)。

（5）釷和氧化釷化學(xué)性質(zhì)穩(wěn)定：耐輻照、耐高溫、熱導(dǎo)性高、熱膨脹系數(shù)小、產(chǎn)生的裂變氣體較少，這些優(yōu)點(diǎn)使得釷基反應(yīng)堆允許更高的運(yùn)行溫度和更深的燃耗。

2.2 釷基核燃料面臨的挑戰(zhàn)

（1）燃料制備困難：ThO2的熔點(diǎn)（3350℃）比UO2（2800℃）高得多，故生產(chǎn)制備固態(tài)釷基燃料元件所需的高密度ThO2和ThO2基混合氧化物（MOX）燃料需要更高的燒結(jié)溫度（＞2000℃)。后處理難度大：在固態(tài)釷基燃料元件后處理上，因?yàn)門(mén)hO2和ThO2基混合氧化物燃料化學(xué)性質(zhì)穩(wěn)定，不易溶于HNO3，處理過(guò)程中要加入一定量的HF，造成后處理設(shè)備和管道的腐蝕，增加處理難度。

（2）在釷轉(zhuǎn)換鈾的過(guò)程中，也同時(shí)產(chǎn)生了232U，232U的衰變子核有短壽命強(qiáng)γ輻射的208Tl，給反應(yīng)堆乏燃料的貯存、運(yùn)輸、后處理、最終的安全處置和燃料的再加工帶來(lái)困難。

（3）釷鈾轉(zhuǎn)換鏈要經(jīng)過(guò)中間核233Pa（鏷），233Pa的 β 衰變半衰期約為27天，這意味著至少需要半年的冷卻時(shí)間來(lái)使99%以上的233Pa能衰變到233U。半年時(shí)間對(duì)反應(yīng)堆來(lái)說(shuō)過(guò)長(zhǎng)，233Pa會(huì)吸收堆內(nèi)中子生成234Pa，這樣既減少了233U產(chǎn)量，又增加了中子的損失。解決的途徑是把233Pa從反應(yīng)堆中提取出來(lái)冷卻，使它通過(guò)β衰變生成233U，或用外源中子來(lái)補(bǔ)充中子的損失，但外源中子不能解決233U產(chǎn)量較少的問(wèn)題。

圖3給出了232Th經(jīng)過(guò)一系列中間過(guò)程生成233U的反應(yīng)鏈。首先，232Th通過(guò)中子俘獲（n,γ）反應(yīng)生成233Th，其熱中子俘獲截面為4.62barns，共振俘獲積分截面為85.6barns，這些截面數(shù)值大，說(shuō)明釷的轉(zhuǎn)換在熱中子和共振中子能區(qū)有很好的效率；其次，232Th經(jīng)過(guò)半衰期為22.3分鐘的β衰變到233Pa（鏷），233Pa再經(jīng)過(guò)半衰期約為27天的β衰變，最終生成233U作為裂變?nèi)剂?。從整個(gè)反應(yīng)鏈可以看出，釷鈾轉(zhuǎn)換的關(guān)鍵核素是衰變中間核233Pa，其β衰變半衰期約為27天，因此需要把233Pa從反應(yīng)堆中提取出來(lái)冷卻使它通過(guò)β衰變道生成233U，否則它會(huì)因?yàn)槔^續(xù)吸收堆內(nèi)中子直接生成234Pa而無(wú)法生成233U，從而顯著影響釷鈾轉(zhuǎn)換的效率（233Pa的熱中子俘獲截面為42.58 barns）。

圖3 釷-鈾（Th-U）轉(zhuǎn)換反應(yīng)鏈

（4）相對(duì) UO2和(U，Pu)O2而言，目前 Th 和 Th燃料循環(huán)的數(shù)據(jù)庫(kù)和經(jīng)驗(yàn)還比較缺乏，并且國(guó)際上5大核數(shù)據(jù)庫(kù)中一些已有的數(shù)據(jù)的差別也較大，因此還需要大量釷的基礎(chǔ)研究。

2.3 釷鈾燃料循環(huán)

釷基核燃料和鈾基核燃料利用的工作模式有開(kāi)環(huán)模式和閉環(huán)模式[3,10-15]。開(kāi)環(huán)又稱(chēng)一次通過(guò)，目前核能工業(yè)中的核燃料均采用開(kāi)環(huán)模式，核燃料的利用率約為1%—2%[15]。閉環(huán)（閉式循環(huán)）又稱(chēng)核燃料再循環(huán)，是通過(guò)乏燃料（使用過(guò)的核燃料）、核燃料的再制備和進(jìn)堆使用，實(shí)現(xiàn)多次重復(fù)核燃料循環(huán)過(guò)程，理論上閉環(huán)模式下核燃料利用率約60%[16，17]。核燃料不進(jìn)行或部分進(jìn)行后處理，實(shí)現(xiàn)多次使用是介于兩者之間的工作模式，稱(chēng)為改進(jìn)的開(kāi)環(huán)模式，（也有文獻(xiàn)將兩者分為不同的模式[18]），通過(guò)不停堆換料技術(shù)實(shí)現(xiàn)核燃料的深度燃耗，如球床氣冷堆和重水堆，均可大幅度提高核燃料的利用率（理論估計(jì)約為5%—10%）。

圖4顯示從礦石開(kāi)采濃縮到制備成核燃料以后，核燃料循環(huán)模式主要分為3大類(lèi)：第一類(lèi)是核燃料的開(kāi)環(huán)模式，是指從反應(yīng)堆撤出的乏燃料不做后處理，直接通過(guò)地質(zhì)掩埋永久性保存,目前核電工業(yè)基本采取這種模式。由于232Th（唯一的天然同位素）必須轉(zhuǎn)換成233U后才能使用，所以釷基核燃料的開(kāi)環(huán)模式與鈾基核燃料不同。第二類(lèi)是改進(jìn)的開(kāi)環(huán)模式，是指只對(duì)一部分乏燃料進(jìn)行處理或不做處理重復(fù)使用，以提取附加的能量。第三類(lèi)是閉環(huán)模式，對(duì)所有的乏燃料都進(jìn)行后處理，回收后的裂變材料進(jìn)行多次循環(huán)。

圖4 三類(lèi)核燃料循環(huán)模式示意圖

3 熔鹽堆

熔鹽堆是將核燃料融在用作冷卻劑的液態(tài)氟化鹽中的一種液態(tài)燃料堆。液態(tài)氟化鹽既用作冷卻劑，也用作核燃料的載體[21-23]。當(dāng)冷卻劑流出反應(yīng)堆芯時(shí)，可以利用干法分離技術(shù)（將乏燃料融于液態(tài)熔鹽中，利用電化學(xué)等方式進(jìn)行元素分離）實(shí)現(xiàn)同位素（包括增殖產(chǎn)物和裂變產(chǎn)物）的在線(xiàn)分離（或原位離線(xiàn)分離）。

美國(guó)橡樹(shù)嶺國(guó)家實(shí)驗(yàn)室（ORNL）于1954年制造出使用NaF-ZrF4熔鹽載體的2.5MW空間動(dòng)力試驗(yàn)反應(yīng)堆（ARE）[23]。1963年建成了8MW的熔鹽增殖試驗(yàn)堆（MSRE）[24]，大約運(yùn)行了5年，很少發(fā)現(xiàn)有操作上的困難。以上試驗(yàn)證實(shí)：7LiF-BeF2-ThF4-UF4（71-16-12-0.3 mol%）成功用于熔鹽增殖堆具有非常好的輻射穩(wěn)定性；石墨作慢化劑與熔鹽相容；Hastelloy N合金成功應(yīng)用于反應(yīng)堆容器、回路管道、熔鹽泵、換熱器等部位，腐蝕被控制在低水平；中子經(jīng)濟(jì)性和固有的安全性；反應(yīng)堆在工作常壓，出口溫度可達(dá)700℃左右；裂變產(chǎn)物氪和氙可從熔鹽中分離；熔鹽堆可使用不同的燃料，包括235U、233U和239Pu。MSRE是第一座曾全部使用233U運(yùn)行的反應(yīng)堆，證明熔鹽堆的技術(shù)非常適合用作釷鈾燃料循環(huán)，理論上可以實(shí)現(xiàn)完全的釷鈾燃料閉式循環(huán)。20世紀(jì)70年代，ORNL又設(shè)計(jì)了1000MW的熔鹽增殖堆（MSBR），并著手關(guān)鍵技術(shù)的研發(fā)和工程的組建。該項(xiàng)目盡管已有良好的科學(xué)技術(shù)基礎(chǔ)和工業(yè)界的支持，但由于當(dāng)時(shí)冷戰(zhàn)需求大于能源需求，熔鹽堆最終被美國(guó)官方終止[9,25]。

熔鹽堆的概念在上世紀(jì)末和本世紀(jì)初受到科學(xué)界新的重視。不僅被選為第四代反應(yīng)堆的6個(gè)候選堆型（日本的Fuji-MSR,），而且在傳統(tǒng)的熔鹽堆基礎(chǔ)上發(fā)展出多種不同的設(shè)計(jì)，以用于不同的目的。熔鹽堆可設(shè)計(jì)成熱中子堆，也可設(shè)計(jì)成快中子堆；專(zhuān)用于釷基核燃料循環(huán)的熔鹽堆也稱(chēng)之為釷基熔鹽堆（或液態(tài)釷基熔鹽堆）；加速器驅(qū)動(dòng)次臨界堆技術(shù)的應(yīng)用有可能降低在線(xiàn)分離的難度。這些設(shè)計(jì)包括法國(guó)的MSFR、俄羅斯的MOSART等[26,27]。

圖5顯示熔鹽堆是將核燃料融在用作冷卻劑的液態(tài)氟化鹽中，當(dāng)燃料鹽流出反應(yīng)堆芯時(shí)，可以利用干法分離技術(shù)實(shí)現(xiàn)增殖產(chǎn)物和裂變產(chǎn)物的在線(xiàn)分離。反應(yīng)堆系統(tǒng)包含石墨堆芯、一回路和中間回路、功率轉(zhuǎn)換系統(tǒng)、冷凍閥、熔鹽排放罐、在線(xiàn)化學(xué)處理廠(chǎng)等。

圖5 熔鹽堆（MSR）示意圖

美國(guó)科學(xué)家本世紀(jì)初提出的氟鹽冷卻高溫堆（Fluoride salt-cooled High temperature Reactors，F(xiàn)HRs），用氟化熔鹽作為反應(yīng)堆的冷卻劑，工作在常壓下（小于10個(gè)大氣壓），反應(yīng)堆出口溫度設(shè)計(jì)為700℃、850℃和1000℃3種。采用碳化硅密封、石墨包敷的燃料顆粒（TRISO）作為核燃料，700℃反應(yīng)堆所需要的熔鹽材料和結(jié)構(gòu)材料技術(shù)已經(jīng)成熟，出口溫度850℃和1000℃的堆用材料尚需研發(fā)。FHRs整體設(shè)計(jì)上還結(jié)合了非能動(dòng)池式冷卻技術(shù)、自然循環(huán)衰變熱去除技術(shù)和布雷頓循環(huán)技術(shù)等成熟技術(shù)，達(dá)到了固有安全性[28-30]。初步研究表明FHRs可以克服高溫氣冷堆的缺點(diǎn)，同時(shí)保留其優(yōu)點(diǎn)。FHRs集成了熔鹽堆、氣冷堆、鈉冷堆、壓水堆的優(yōu)點(diǎn)，具有安全性、經(jīng)濟(jì)性、防核擴(kuò)散和高效率利用核燃料（包括釷基核燃料在內(nèi)）等特點(diǎn)[31-33]。FHRs具備的自然循環(huán)、無(wú)水冷卻性能使其可以建于地下、也可以建于干旱地區(qū)。FHRs高能量密度的特點(diǎn)也使其成為未來(lái)小型模塊堆的有力競(jìng)爭(zhēng)者。球床型FHRs可不停堆連續(xù)更換燃料，也可在改進(jìn)的開(kāi)環(huán)模式實(shí)現(xiàn)釷鈾燃料循環(huán)，提高釷基核燃料的使用率，所以球床型FHRs也可稱(chēng)為固態(tài)釷基熔鹽堆。

圖6顯示模塊化的球床氟鹽冷卻高溫堆使用球形燃料元件，燃料球在反應(yīng)堆冷卻劑中堆積，故稱(chēng)為球床堆。反應(yīng)堆系統(tǒng)包含反應(yīng)堆堆芯、一回路和中間回路、功率轉(zhuǎn)換系統(tǒng)、非能動(dòng)冷卻系統(tǒng)、乏燃料儲(chǔ)存罐、球床轉(zhuǎn)移室、化學(xué)控制室、HVAC和門(mén)禁系統(tǒng)等各部分。

核能的非電應(yīng)用，就是將反應(yīng)堆產(chǎn)生的高溫?zé)嶂苯佑糜谄渌I(yè)系統(tǒng)（如開(kāi)采頁(yè)巖油）。核能的非電應(yīng)用極大地?cái)U(kuò)大了核能的應(yīng)用范疇，特別是通過(guò)高溫制氫，使其可以與傳統(tǒng)的化石能源結(jié)合，有助于大幅度減少二氧化碳的排放。甲醇經(jīng)濟(jì)是這種結(jié)合的一個(gè)理想模式。熔鹽堆良好的高溫特性使其成為核能非電應(yīng)用主要候選者之一，F(xiàn)HRs的發(fā)展驅(qū)動(dòng)力也正是核能的非電應(yīng)用。

4 結(jié)論

圖6 模塊化的球床氟鹽冷卻高溫堆（PB-FHR）示意圖

在目前流行的固態(tài)燃料反應(yīng)堆中，釷基核燃料大多只能采用一次通過(guò)的開(kāi)環(huán)模式，核燃料的利用率有限。熔鹽堆加上干法在線(xiàn)分離技術(shù)有可能實(shí)現(xiàn)釷基核燃料的閉環(huán)工作模式。而改進(jìn)的開(kāi)環(huán)模式則可以作為開(kāi)環(huán)模式向閉環(huán)模式過(guò)渡的一種中間工作狀態(tài)。以球床型氟鹽冷卻高溫堆作為釷鈾燃料循環(huán)的起步，同時(shí)還可以兼顧核能的非電應(yīng)用。采取“二步走”戰(zhàn)略發(fā)展釷鈾核燃料循環(huán)技術(shù)，即從改進(jìn)的開(kāi)環(huán)（固態(tài)釷基熔鹽堆）到完全閉環(huán)（液態(tài)釷基熔鹽堆），同時(shí)兼顧核能的非電應(yīng)用是本專(zhuān)項(xiàng)的基本技術(shù)路線(xiàn)圖。

致謝本文是在TMSR項(xiàng)目組成員大力支持下完成的，蔡翔舟、郭威與賀戰(zhàn)軍在引文索引、圖表繪制和文字編排方面提供了不可或缺的幫助，在此表示真誠(chéng)的感謝。

1 Lynn O G,Cardell M,Illum R K et al.Douglas Brent.Fuel summary report:Shippingport light water breeder reactor（INEEL/EXT-98-00799）.Idaho:INL,2002.

2 Nuclear Fuel Cycle and Materials Section.Thorium fuel cycle-potential benefits and challenges（IAEA-TECDOC-1450）.Vienna:IAEA,4-5.

3 Nuclear Fuel Cycle and Materials Section.Thorium fuel cycle-Potential benefits and challenges（IAEA-TECDOC-1450）.Vienna:IAEA,2005,1-3.

4 顧忠茂.釷資源的核能利用問(wèn)題探討.核科學(xué)與工程，2007,27（2）.

5 Thorium Report Committee.Thorium as an energy source opportunities for Norway.Norway:Thorium Report Committee,2008,22-23.

6 徐光憲.白云鄂博礦釷資源開(kāi)發(fā)利用迫在眉睫.稀土信息，2005,5：4.

7 http://www.world-nuclear.org/info/inf62.html

8 郭志峰.釷基燃料循環(huán)的發(fā)展與展望.核燃料循環(huán)，2008.

9 艾爾文·溫伯格（呂應(yīng)中譯）.第一核紀(jì)元.北京：原子能出版社，1996，45.

10 Hubert bairiot.Plutonium management options:liability or resource,nuclear engineering and technology,2008,40(1):9-20.

11 Phillip J.Finck.Energy Subcommittee Hearing on Nuclear Fuel Reprocessing,Washington:House of Representatives,2005.

12 賀國(guó)珠，易艷玲，孔祥忠.鈾-釷混合燃料反應(yīng)堆的可行性分析.原子核物理評(píng)論，2006,23(2).

13 Lung A.A Present Review of the Thorium Nuclear Fuel Cycles(EUR 17771),Brussels:European Commission,1997.

14 IAEA.The Status of Thorium-Based Options,New Aspects and Incentives for the Application.Vienna:IAEA,1996.

15 IAEA.Thorium Based Fuel Options for the Generation of Electricity:Developments in the 1990’s(IAEA-TECDOC-1155).Vienna:IAEA,2000.

16 Blue Ribbon Commission.Reactor and Fuel Cycle Technology Subcommittee Report to the Full Commission.Washington:Blue Ribbon Commission.2012.

17 IAEA.Thorium Fuel Utilization:Options and Trends.(IAEA-TECDOC-1319).Vienna:IAEA,2002.

18 Liebenberg J J,Power J J.Conversion Unit for the South African Direct Cycle HTGR(IAEA-TECDOG-988).Vienna:IAEA,1996.

19 Ergen W K,Callihan A D,Mills C B.The Aircraft Reactor Experiment.Nuclear Science and Engineering,1957,2:797.

20 Haubenreich P N,Engel J R.Experiment with the moltensalt reactor experiment.Nuclear applications&technology,1970,118-136.

21 Pherson H G.Flow fluoride reactor.Tennessee:ORNL,1968,566-568.

22 Merle-Lucotte E,Heuer D,Allibert M et al.Introduction to the Physics of Molten Salt Reactors.NATO.Materials Issues for Generation IV Systems.Corsica:NATO,2007.

23 Ergen W K,Callihan A D,Mills C B.The Aircraft Reactor Experiment-Physics1.Nuclear Science and Engineering,1957,2:826-840.

24 Ingersoll D T et al.Status of Preconceptual Design of the Advanced High Temperature Reactor(AHTR)(ORNL/TM-2004/104),Tennessee:ORNL,2004.

25 Robertson R C.Conceptual design study of a single-fluid molten-salt breeder reactor（ORNL-4541）.Tennessee:ORNL,1971.

26 Victor I,Olga F,Ivan G et al.Progress in Development of Li,Be,Na/F Molten Salt Actinide Recycler&Transmuter Concept,Proceedings of ICAPP 2007.Nice,France:ICAPP,2007.

27 Mathieu L,Heuer D,Brissot R et al.The thorium molten salt reactor:Moving on from the MSBR.Progress in Nuclear Energy,2006,48:664-679.

28 Fox M.Technical Status of the Pebble Bed Modular Reactor(PBMR-SA)Conceptual Design(IAEA-TECDOG-988).Vienna:IAEA,1996.

29 NE-170 Senior Design Project.A Modular Pebble-Bed Advanced High Temperature Reactor.California:University of California Berkeley,2008.5.

30 Greene,Sherrell R,Gehin et al.Pre-conceptual Design of a Fluoride-Salt-Cooled Small Modular Advanced High-Temperature Reactor(ORNL/TM-2010/199).Tennessee:ORNL,2011.

31 吳宗鑫,張作義.先進(jìn)核能系統(tǒng)和高溫氣冷堆.北京：清華大學(xué)出版社,2004.

32 B?umer R,Kalinowski I,R?hler E et al.construction and operating experience with the 300-MW THTR nuclear power plant.Nuclear Engineering and Design,1990,121:155-166.

33 Wittchow G,Baust E,Sch?ning J.Status of the construction of the THTR-300 MW and the design of a 500 MW followon plant.nuclear engineering and design,1984,78:109-117.