熔鹽快堆Th-U燃料循環增殖性能分析

李冬國 劉桂民

（中國科學院上海應用物理研究所 上海 201800）

20世紀50～70年代，美國橡樹嶺國家實驗室（Oak Ridge National Laboratory，ORNL）進行了熔鹽反 應 堆 實 驗（Molten Salt Reactor Experiment，MSRE），采用氟化熔鹽混合物為核裂變燃料，石墨為中子慢化劑，輸出功率達7.4 MWt，平均運行溫度600～700 °C［1-5］。2000年初，在多國政府會議和第四代核反應堆國際研討會上，熔鹽反應堆和其他類型反應堆被確認為第四代核反應堆的優先發展的候選堆型。

在熔鹽快堆研究方面，ORNL實驗室先后進行了260 MWe氯鹽快堆實驗［6］和熔鹽增殖堆概念設計［7］。近年來，對熔鹽堆研究熱潮的重新興起，帶動了熔鹽快堆的研發，比如：國內雙流體冷卻方案［8］、乏燃料在熔鹽快堆中的利用［9］以及錒系核素嬗變處理［10］；英國和德國的燃料鹽與冷卻劑分離式熔鹽快堆概念設計［11-12］、法國的雙熔鹽冷卻概念設計［13］以及美國氯鹽快堆概念設計［14］等。

熔鹽反應堆具備許多優點：采取高溫低壓技術、安全性高；結構簡單、易工業化和推廣；堆芯燃料是高溫液化熔鹽，不存在堆芯燃料融化事故；運行對水需求少，在水資源稀缺區域有優勢；具有極高的中子經濟性、大功率密度、熱電高轉化比（～45%）；固有負載可控、負反應性溫度系數大，可避免切爾諾貝利類似事故再次發生；燃料可在線添料和后處理；可燃燒乏燃料和對核廢料進行嬗變處理；可充分利用釷鈾資源和反應堆易裂變核素高增殖等。缺點是高溫熔鹽對結構材料耐腐蝕性要求比較高。

本文重點關注熔鹽快堆釷鈾燃料循環的易裂變核素的增殖性能，同時也是232Th的增殖性能。……