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液态氟化钍反应堆

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液态氟化钍反应堆（Liquid fluoride thorium reactor, LFTR ；通常发音为lifter）是一种熔盐反应器。 LFTR采用钍燃料循环，以氟化物基熔盐（液态）作为燃料。在典型的设计中，液体被泵送到临界堆芯和外部热交换器之间，热量在那里传递给非放射性的二次盐。然后，二次盐将其热量传递给蒸汽涡轮机或闭式循环燃气涡轮机。[1]

熔盐燃料反应堆(MSR) 将核燃料混合到熔盐中。它们不应与仅使用熔盐进行冷却（氟化物高温反应器）且仍使用固体燃料的设计混淆。[2]熔盐反应器这一类反应器包括快中子谱或热中子谱的燃烧器和增殖器，使用氟化物或氯化物盐基燃料以及一系列可裂变或可增殖的消耗品。低中子堆 (LFTR) 的定义是使用氟化物燃料盐，并在热中子谱中将钍增殖为铀-233 。

LFTR概念最早于1960年代在橡树岭国家实验室 熔盐反应器实验中被研究，尽管该反应器并未使用钍。最近，LFTR在全球范围内重新引起了人们的兴趣。[3]日本、中国、英国以及美国、捷克、加拿大和澳洲的私人企业都表达了开发和商业化该技术的意图。

LFTR 几乎在所有方面都不同于其他动力反应器：它们使用转化为铀的钍，而不是直接使用铀；它们透过泵送方式补充燃料，而无需停机。它们的液盐冷却剂允许主冷却回路在更高的工作温度和更低的压力下运作。这些独特的特性带来了许多潜在的优势，同时也带来了设计挑战。

背景

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到1946年，即核分裂发现八年后，已有三种可裂变同位素被公开确定可用作核燃料：[4][5]

  • 铀-235，已可裂变，占天然铀的 0.72%
  • 钚-​​239，可由不可裂变的铀-238（>99% 的天然铀）增殖而来
  • 铀-233可由不可裂变的钍-232增殖而来（约占天然钍的100% ；其在地壳中的丰度约为铀的四倍[6]）

钍-232、铀-235和铀-238是原始核素，以目前的形式存在了超过45亿年，早于地球的形成；它们是在垂死恒星的核心通过r 过程形成的，并被超新星散射到整个星系。[7]它们的放射性衰变产生了地球内部大约一半的热。[8]

由于技术和历史原因[9]，这三种核燃料分别用于不同类型的反应器。铀-235是世界上主要的核燃料，通常用于轻水反应器。铀-238/钚-239最常用于液态钠快中子增殖反应器和CANDU反应器。钍-232/铀-233最适合用于熔盐反应器（MSR）[10]。

阿尔文·M·温伯格（Alvin M. Weinberg）在橡树岭国家实验室（ORNL）率先使用熔盐反应器（MSR） 。在 ORNL，两个原型熔盐反应器成功设计、建造和运作。它们是1954年的航空反应器实验（ARE）和1965 年至 1969 年的熔盐反应器实验(MSRE)。这两个测试反应器都使用液态氟化物燃料盐。 MSRE 在单独的试运行中展示了使用 U-233 和 U-235 的燃料。温伯格被解职，熔盐反应器计划于20世纪70年代初结束[11]，此后，美国的研究陷入停滞。[12][13]至今，ARE 和 MSRE 仍然是唯一运作过的熔盐反应器。

增殖基础知识

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主条目：增殖反应器

核动力反应器中有两种类型的燃料。第一种是可裂变材料，它在受到中子撞击时会分裂，释放出大量能量，同时释放两到三个新的中子。这些新的中子可以分裂更多的可裂变材料，引发持续的炼式反应。可裂变燃料的例子有铀-233、铀-235和钚-239。第二种燃料称为可增殖燃料。可增殖燃料的例子有钍-232（开采的钍）和铀-238（开采的铀）。为了变成可裂变的，这些核种必须先吸收裂变过程中产生的中子，分别变成钍-233和铀-239。在经过两次连续的β衰变后，它们分别蜕变为可裂变同位素铀-233和钚-239。这个过程称为增殖。[14]

所有反应器都以这种方式增殖一些燃料[15]，但如今的固体燃料热反应器无法从增殖燃料中增殖出足够的新燃料来弥补它们消耗的裂变物质的数量。这是因为现今的反应器使用慢化中子谱中的铀钚循环。这种使用慢速中子的燃料循环，增殖的钚裂变只会回到两个新中子。由于维持裂变反应需要一个中子，因此每次裂变只能产生不到一个中子来增殖新燃料。此外，反应器中的材料（例如金属、慢化剂和裂变产物）会吸收一些中子，导致产生的中子太少，无法增殖出足够的燃料来维持反应器的运作。因此，它们必须定期添加新的裂变燃料，并更换一些旧燃料，为新燃料腾出空间。

如果反应器产生的新燃料量至少与消耗量相同，则无需添加新的裂变燃料。只需添加新的增殖燃料，这些燃料会在反应器内部增殖为裂变物质。此外，还需要移除裂变产物。这种类型的反应器被称为增殖反应器。如果它从增殖燃料中增殖出的新裂变物质量刚好足以维持无限期运行，则称为盈亏平衡增殖反应器或等增殖反应器。低密度反应器 (LFTR) 通常被设计为增殖反应器：加入钍，排出裂变产物。

采用铀钚燃料循环的反应器需要快堆来维持增殖，因为只有快速移动的中子，裂变过程才能在每次裂变中产生2个以上的中子。使用钍时，可以使用热反应器进行增殖。这已在希平波特原子能发电站得到验证，尽管该电站是一个相当标准的轻水反应堆，但其最终燃料负载从钍中增殖的裂变产物略多于其消耗的裂变产物。热反应器启动所需的昂贵裂变燃料较少，但对残留在核心的裂变产物较为敏感。

配置增殖反应器进行所需增殖反应有两种方法。一种是将可增殖燃料和可裂变燃料放在一起，这样增殖和裂变就在同一位置进行。另一种是将可裂变燃料和可增殖燃料分开放置。后者被称为“堆芯-包层”结构，因为可裂变堆芯产生热和中子，而单独的包层负责所有增殖反应。

反应器 - 次系统设计变化

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橡树岭国家实验室（Oak Ridge National Laboratory，缩写为ORNL）研究了两种为其熔盐增殖反应器制造增殖器的方法。由于燃料是液体，它们被称为“单流体”和“双流体”钍热增殖熔盐反应器。

单流体反应堆

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单流体设计包括一个大型反应器容器，容器内装有含钍和铀的氟化盐。浸入盐中的石墨棒起著慢化剂的作用，引导盐的流动。在ORNL的熔盐增殖反应器（MSBR）设计中[16]减少反应器堆芯边缘附近的石墨量，会使外部区域处于慢化不足状态，从而增加钍对那里中子的俘获。在这种设计下，大多数中子在距离反应器边界一定距离处产生，从而将中子泄漏降低到可接受的水平。[17]尽管如此，单一流体设计需要相当大的尺寸才能进行增殖。[18]

在增殖器配置中，需要进行大量的燃料处理，以去除燃料盐中的裂变产物。[19]（p. 181）在转化堆配置中，燃料处理要求被简化，以降低工厂成本。代价是需要定期更换铀燃料。

熔盐增殖反应试验（MSRE,Molten-Salt Reactor Experiment）是一座仅在核心区域运作的原型反应器。熔盐增殖反应试验提供了宝贵的长期运作经验。根据日本科学家估计，单流体LFTR计划只需在5到10年内投入约3到4亿美元的相对适度资金，即可实现，用于资助填补微小技术空白的研究，并建造一座与熔盐增殖反应试验相当的小型原型反应器。[20]

双流体反应堆

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双流体设计在机械上比“单流体”反应器设计更为复杂。 “双流体”反应器具有一个中子密度较高的堆芯，燃烧来自钍燃料循环的铀-233 。一层单独的钍盐包层吸收中子，并缓慢地将其中的钍转化为镤-233。镤-233可以留在包层中中子通量较低的区域，这样它就会缓慢衰变为铀-233裂变燃料 ，而不是捕获中子。这种增殖的可裂变铀-233可以透过注入额外的氟来回收，形成六氟化铀，这是一种可以从溶液中析出的气体，可以被捕获。一旦它再次还原为四氟化铀（固体），就可以混入核心盐介质中进行裂变。核心的盐也经过净化，首先透过氟化去除铀，然后透过真空蒸馏去除并重新使用载体盐。蒸馏后残留的残渣是LFTR的裂变产物废料。

分离核心和覆盖层流体的优点包括：

  1. 燃料处理更简单。钍的化学性质与几种裂变产物（称为镧系元素）相似。将钍置于单独的包层中，可使钍与镧系元素隔离。由于堆芯流体中不含钍，镧系元素裂变产物的去除过程更加简单。
  2. 低裂变燃料库存。由于裂变燃料集中在少量堆芯流体中，实际的反应器堆芯更加紧凑。在包含增殖燃料的外层包层中，除了已在那里增殖的燃料外，没有其他用于增殖的裂变材料。正因如此，1968 年 ORNL 的设计仅需 315 公斤裂变材料即可启动一座 250 兆瓦(电) 双流体 MSBR 反应器。[21]（p. 35）这降低了初始裂变启动装药的成本，并允许使用任何给定数量的裂变材料启动更多反应器。
  3. 更有效率的增殖。钍包层可以有效捕捉来自核心区域的泄漏中子。包层内几乎不会发生裂变，因此包层本身不会泄漏大量中子。这提高了中子的利用效率（中子经济性），并提高了增殖率，尤其是在小型反应器中。

双流体设计的一个弱点是，由于快中子损伤，必须定期更换核心-包层屏障。[22]（p. 29） ORNL 选择石墨作为屏障材料，因为石墨吸收中子少，与熔盐相容，耐高温，并且具有足够的强度和完整性来分离燃料盐和包层盐。中子辐射对石墨的影响是使其缓慢收缩然后膨胀，导致孔隙率增加和物理性能恶化。[21]（p. 13）石墨管的长度会改变，并且可能破裂和泄漏。

双流体设计的另一个弱点是其复杂的管路系统。ORNL认为，为了在可接受的低功率密度下实现高功率水平，需要将核心管和包层管进行复杂的交错设计。[21]（p. 4） ORNL最终没有采用双流体设计，也从未建造过任何双流体反应器的样机。

然而，最近的研究对ORNL复杂的交错石墨管的必要性提出了质疑，建议采用一种简单的细长管壳式反应堆，该反应堆无需复杂的管道即可实现高功率输出，并可适应热膨胀，并允许更换管道。[1]（p. 6） 此外，石墨可以用高钼合金代替，这种合金用于聚变实验，对中子损伤具有更高的耐受性。[1]（p. 6）

混合“一个半流体”反应堆

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燃料盐中含有钍的双流体反应器有时被称为“一流半”反应堆，或1.5流反应器。[23]这是一种混合反应器，兼具单流反应器和双流反应器的一些优点和缺点。与单流反应器一样，它的燃料盐中也含有钍，这使得燃料处理变得复杂。然而，与双流反应器一样，它可以使用高效的独立包层来吸收从堆芯泄漏的中子。使用屏障将两种流体隔离的另一个缺点仍然存在，但由于燃料盐中含有钍，因此需要穿过此屏障进入包层流体的中子较少。这减少了对屏障的损害。屏障中的任何泄漏也不太严重，因为处理系统必须已经处理过核心中的钍。

在决定采用一流体半或两流体LFTR时，主要的设计问题是，更复杂的再处理或更严苛的结构障碍是否更容易解决。

1000 MW(e) MSBR 设计方案的核能性能计算[22]（p. 29）
设计理念 增殖比 裂变材料总量
单流体、30 年石墨寿命、燃料处理 1.06 2300公斤
单流体，4年石墨寿命，燃料处理 1.06 1500公斤
1.5流体、可更换芯、燃料处理 1.07 900公斤
双流体、可更换核心、燃料处理 1.07 700公斤

发电

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运转温度高达摄氏700度的LFTR，其热电转换效率可达45%。[24]这高于目前热电转换效率为32%至36%的轻水反应器（LWR）。除了发电外，高温LFTR产生的集中热能还可用作高品质工业处理热，用于多种用途，例如利用哈伯法生产氨或通过水分解制氢，从而消除了先转换为电能的效率损失。

朗肯(Rankine)循环

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主条目：朗肯循环
Rankine Cycle Layout

朗肯循环是最基本的热力学动力循环。最简单的循环由蒸汽发生器、涡轮机、冷凝器和泵浦组成。工作流体通常是水。与LFTR耦合的朗肯动力转换系统可以利用升高的蒸气温度来提高其热效率。[25]亚临界朗肯蒸汽循环目前用于商业发电厂，最新的发电厂采用更高温、更高压的超临界朗肯蒸汽循环。 ORNL 在 20 世纪 60 年代和 70 年代对 MSBR 的研究假设使用效率为 44% 的标准超临界蒸汽涡轮机[22]（p. 74），并在开发熔融氟盐蒸汽发生器方面做了大量设计工作。[26]

布雷顿(Brayton)循环

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主条目：布雷顿循环
Brayton Cycle Layout

布雷顿循环发电机比朗肯循环占地小得多，成本更低，热效率更高，但需要更高的工作温度。因此，它特别适合与 LFTR 一起使用。工作气体可以是氦气、氮气或二氧化碳。低压暖气在环境冷却器中冷却。低压冷气被压缩到系统的高压。高压工作气体在涡轮机中膨胀以产生动力。涡轮机和压缩机通常透过单轴机械连接。[27]与低压朗肯循环相比，高压布雷顿循环预计发电机占地面积较小。布雷顿循环热机可以在较低压力下运行，管道直径更大。[27]世界上第一个商用布雷顿循环太阳能电池模组（100 千瓦）于 2009 年在以色列阿拉瓦沙漠建成并展示[28]。

裂变产物的去除

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液态氟化钍反应器（LFTR）需要一种机制来从燃料中去除裂变产物。反应器中残留的裂变产物会吸收中子，进而降低中子经济性。这在钍燃料循环中尤其重要，因为钍燃料循环中剩余中子很少，且热中子谱吸收很强。最低要求是从废燃料中回收有价值的裂变材料。

裂变产物的去除类似于固体燃料元件的后处理；透过化学或物理方法，将有价值的裂变燃料与废裂变产物分离。理想情况下，可增殖燃料（钍或铀-238）和其他燃料成分（例如载体盐或固体燃料中的燃料包层）也可以重新用于制造新燃料。然而，出于经济原因，它们也可能最终进入废料中。

现场处理计划将持续进行，每天清理一小部分盐并将其送回反应堆。燃料盐无需非常清洁；其目的是将裂变产物和其他杂质（例如氧气）的浓度保持在足够低的水平。某些稀土元素的浓度必须特别保持在较低水平，因为它们具有较大的吸收截面。其他一些截面较小的元素，例如铯或锆，可能会在多年的运行中积累，直到被去除。

由于低密度反应器（LFTR）的燃料是熔盐混合物，因此采用高温处理（高温处理）方法颇具吸引力，这种高温方法直接作用于热熔盐。高温处理不使用对辐射敏感的溶剂，也不易受到衰变热的干扰。它可以直接用于处理来自反应堆的高放射性燃料。在靠近反应器的现场进行化学分离，可以避免运输，并保持燃料循环的总库存量较低。理想情况下，除了新燃料（钍）和废物（裂变产物）之外的所有物质都留在工厂内。

液体燃料的一个潜在优势是，它不仅便于从燃料中分离裂变产物，而且还可将单个裂变产物彼此隔离，可用于稀缺且各种工业（通过射线照相检测焊缝的辐射源）、农业（通过辐照对农产品进行消毒）和医疗用途（钼-99衰变为锝-99m ，这是最有效的放射性同位素）

按元素组细分的详细信息

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较贵重的金属（钯、钌、银、钼、铌、锑、铱）在普通盐中不会形成氟化物，而是形成细小的胶体金属颗粒。它们会沉积在金属表面，例如热交换器，或更倾向于沉积在更容易更换的高表面积过滤器上。然而，由于MSRE的运作经验相对较短，且独立的实验室实验较为困难，这些颗粒的最终去向仍存在一些不确定性。[29]

氙和氪等气体很容易透过氦气吹扫而出。此外，有些“贵”金属会以气溶胶的形式被去除。快速去除氙-135尤其重要，因为它是一种非常强的中子毒物，如果不去除，反应器的控制将更加困难；这也能提高中子经济性。这些气体（主要由氦、氙和氪组成）会保留约两天，直到几乎所有氙-135和其他短寿命同位素都衰变。之后，大部分气体可以回收。再保留几个月后，放射性就会降低到足够低的水平，可以在低温下将气体分离成氦（可重复使用）、氙（可出售）和氪。氪需要以压缩形式储存（例如，以压缩形式）较长时间（数十年），以等待氪-85的衰变。

为了净化熔盐混合物，提出了几种化学分离方法。[30]与传统的PUREX后处理相比，高温处理制程更紧凑，产生的二次废弃物较少。 LFTR熔盐的高温处理流程已从合适的液态开始，因此可能比使用固体氧化物燃料便宜。然而，由于尚未建成完整的熔盐后处理厂，所有测试都仅限于实验室，且仅使用了少量元件。我们仍需要进行更多研发工作，以改善分离工艺，使后处理更具经济可行性。

铀和一些其他元素可以透过称为氟挥发的过程从盐中去除：氟的喷射可以以气体形式去除挥发性高价氟化物。这主要是包含铀 233 燃料的六氟化铀，但也包括六氟化镎、六氟化锝和六氟化硒，以及一些其他裂变产物（例如碘、钼和碲）的氟化物。挥发性氟化物可以透过吸附和蒸馏进一步分离。在浓缩过程中，处理六氟化铀已经很成熟。高价氟化物在高温下腐蚀性很强，需要比哈氏合金更耐用的材料。 ORNL 的 MSBR 计划中的一项建议是使用固化盐作为保护层。在 MSRE 反应器中，氟挥发被用来从燃料盐中去除铀。此外，对于固体燃料元件的使用，氟的挥发性也得到了相当充分的开发与测试。

另一种在MSRE专案期间测试的简单方法是高温真空蒸馏。像四氟化铀这样的低沸点氟化物以及LiF和BeF载体盐可以透过蒸馏去除。在真空条件下，温度可以低于环境压力下的沸点。因此，大约1000°C的温度足以回收大部分FLiBe载体盐。[31]然而，虽然原则上可行，但将氟化钍与沸点更高的镧系氟化物分离需要非常高的温度和新材料。对于使用铀作为可裂变燃料的双流体设计，化学分离可以采用以下两个相对简单的过程：可以透过氟挥发从包层盐中去除铀，并将其转移到核心盐中。要从核心盐中去除可裂变产物，首先透过氟挥发去除铀。然后可以透过高温蒸馏回收载体盐。包括镧系元素在内的高沸点氟化物则作为废物留下。

选择性的Pa-233分离

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橡树岭核电厂早期的化学设计并不关注核扩散，而是着眼于快速增殖。他们计划分离并储存镤-233，使其能够衰变为铀-233，而不会被反应器中的中子捕获破坏。镤-233的半衰期为27天，储存2个月即可确保75%的铀-233衰变为铀-233燃料。对于液态氟化钍反应器（LFTR）而言，镤的移除步骤本身并非必要。其他解决方案包括降低功率密度，从而增加裂变物质的库存（对于1倍或1.5倍流体），或增加包层（对于2倍流体）。此外，较硬的中子能谱有助于在不分离镤的情况下实现可接受的增殖。

如果指定进行Pa分离，则必须经常进行（例如每10天一次）才能有效。对于一座1吉瓦、1液体的核电厂来说，这意味着每天需要约10%的燃料或约15吨燃料盐进行后处理。只有在成本远低于目前固体燃料后处理成本的情况下，这才可行。

较新的设计通常避免了Pa的去除[32]，并减少了需要后处理的盐量，从而减少了化学分离所需的规模和成本。此外，它还避免了由于化学分离的Pa衰变中可能产生高纯度U-233而引起的核扩散问题。

如果裂变产物与钍混合，分离会更加困难，因为钍、钚和镧系元素（稀土元素）的化学性质相似。建议的一种分离镴和去除镧系元素的方法是将其与熔融的铋接触。在氧化还原反应中，一些金属可以转移到铋熔体中，以换取添加到铋熔体中的锂。在低锂浓度下，铀、钚和钚会转移到铋熔体。在还原性较强的条件下（铋熔体中锂含量较高），镧系元素和钍系也会转移到铋熔体。然后，可以透过单独的步骤将裂变产物从铋合金中去除，例如透过与氯化锂熔体接触。然而，这种方法的发展程度远不及成熟。其他液态金属，例如铝，也可能采取类似的方法。[33]

优势

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与传统固体铀燃料轻水反应器相比，钍燃料熔盐反应器具有许多潜在优势：[6][18][34][35][36][37]

安全

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  • 固有安全性。 LFTR 设计采用强大的负反应性温度系数，以实现针对反应性偏移的被动固有安全性。温度依赖性来自三个方面。首先，如果钍过热，它会吸收更多中子，也就是所谓的多普勒效应(Doppler Effect)。[38]这使得较少的中子能够继续进行炼式反应，从而降低功率。第二部分是加热石墨慢化剂，通常会对温度系数产生正贡献。第三个效应与燃料的热膨胀有关。 如果燃料过热，它会大幅膨胀，由于燃料的液态特性，这会将燃料推出活性核心区域。在小型核心（例如 MSRE 测试反应器）或慢化程度良好(well moderated)的堆芯中，这会降低反应性。然而，在大型、慢化程度不足(under-moderated)的核心（例如 ORNL MSBR 设计）中，较少的燃料盐意味着更好的慢化效果(better moderation)，从而导致更高的反应性以及不理想的正温度系数。
  • 稳定的冷却剂。熔融的氟化物化学性质稳定，不受辐射影响。即使在高温和辐射条件下，氟盐也不会燃烧、爆炸或分解。[39]不会像钠冷却剂一样与水和空气发生剧烈反应，也不会像水冷却剂产生可燃氢气。[40]然而，由于辐射分解，氟盐在低温（低于 100°C）下对辐射不稳定。
  • 低压运转。由于冷却盐在高温下仍保持液态[39]， LFTR核心设计为在低压下运行，例如0.6 MPa[41] （与饮用水系统的压力相当），压力来自泵浦和静水压力。即使堆芯故障，体积也不会增加太多。因此，安全壳建筑(Containment building)不会爆炸。 LFTR冷却盐的沸点非常高。即使在瞬态或事故期间温度升高数百华氏度，也不会导致压力显著升高。反应器中没有水或氢气，不会像福岛第一核电厂事故那样导致压力大幅上升或爆炸[42]。
  • 裂变不会产生压力累积。低密度反应器 (LFTR) 不会受到气态和挥发性 裂变产物压力累积的影响。液体燃料可以在线上移除氙等气态裂变产物进行处理，因此这些衰变产物不会在灾难中扩散。[43]此外，裂变产物与氟盐（包括碘、铯和锶）发生化学键合，从而捕获辐射并防止放射性物质扩散到环境中。
  • 更易于控制。熔融燃料反应器的优点是氙Xe-135容易去除。氙-135是一种重要的中子吸收剂，它使固体燃料反应器难以控制。在熔融燃料反应器中，氙-135可以被移除。在固体燃料反应器中，氙-135会残留在燃料中，干扰反应器的控制。[44]
  • 缓慢升温。冷却剂和燃料密不可分，因此任何燃料泄漏或移动必然会伴随大量冷却剂的流动。熔融氟化物具有较高的体积热容，有些物质（例如氟锂铍）的体积热容甚至高于水。这使得它们能够在瞬态或事故中吸收大量热量。[30][45]
  • 被动衰变热冷却。许多反应器设计（例如熔盐反应器实验）允许燃料/冷却剂混合物在反应器不运行时排放至泄放罐（请参阅下文“故障安全堆芯”）。此泄放罐计划采用某种被动衰变热移除方式（具体细节尚待确定），因此依靠物理特性（而非控制）来运作。[46]
  • 故障安全堆芯。低密度反应器（LFTR）底部可能包含一个防冻塞，需要主动冷却，通常使用小型电风扇。如果冷却系统失效，例如由于电源故障，风扇就会停止，防冻塞熔化，燃料会被排入亚临界被动冷却储存设施。这不仅可以停止反应堆，而且储存槽可以更容易释放辐照核燃料短暂放射性衰变产生的衰变热。即使发生核心严重泄漏，例如管线破裂，盐也会溢流到反应堆所在的水槽状空间，燃料盐会透过重力作用排入被动冷却的排放槽。
  • 减少长寿命废物。 LFTR 可以显著降低其反应器废弃物的长期放射毒性。使用铀燃料的轻水反应器燃料中 U-238 的含量超过 95%。这些反应器通常会将部分 U-238 转化为长寿命同位素 Pu-239。因此，几乎所有燃料都离成为超铀长寿命元素只有一步之遥。钚-​​239 的半衰期为24,000 年，是轻水反应器乏核燃料中最常见的超铀元素。像 Pu-239 这样的超铀元素让人觉得反应器废料是个永恒的问题。相较之下，LFTR 使用钍燃料循环，将钍转化为 U-233。由于钍是一种较轻的元素，因此需要更多的中子捕获来生产超铀元素。 U-233 在 LFTR 中有两次裂变的机会。第一次是作为 U-233（90% 将裂变），然后剩余的 10% 还有一次机会，即嬗变为 U-235（80% 将裂变）。因此，达到镎-237（最有可能的超铀元素）的燃料比例只有 2%，约为每 GWe 年 15 公斤。[47]这种超铀产量比轻水反应器小 20 倍，轻水反应器每 GWe 年生产 300 公斤超铀元素。重要的是，由于这种超铀产量小得多，超铀元素更容易回收。也就是说，它们会被送回核心最终裂变。采用 U238-钚燃料循环的反应器会产生更多的超铀元素，这使得反应器中子学和再循环系统的完全回收变得困难。在轻水反应器（LFTR）中，只有极小一部分作为后处理损失进入最终废料。将超铀元素产量降低和循环利用这两大优势结合起来，钍燃料循环可将超铀元素废料的产生量比传统的铀燃料直流轻水反应器减少一千多倍。唯一重要的长寿命废料是铀燃料本身，但它可以透过循环利用无限期地使用，并始终用于发电。 如果钍级反应器必须关闭，可以关闭部分反应堆，并在剩余的反应器中燃尽其中的铀燃料库存，这样即使是最终废料，也能将其烧毁到社会所需的最低水平。[48] LFTR 的废弃物中仍会产生放射性裂变产物，但这些产物的寿命不会很长－这些裂变产物的放射性毒性主要来自铯-137和锶-90。半衰期较长的是铯：30.17年。因此，30.17年后，衰变会使放射性降低一半。十个半衰期将使放射性降低二的十次方，即1024倍。此时，大约300年后，裂变产物的放射性会低于天然铀。[49][50]此外，燃料材料的液态不仅可以将裂变产物与燃料分离，还可以将它们彼此分离，从而可以根据每种裂变产物的半衰期长短进行分类，这样一来，半衰期较短的产物就可以比较半衰期较长的产物更早地从储存中取出。
  • 抗扩散。 2016 年，诺贝尔物理学奖得主、欧洲核子研究中心前主任卡洛·鲁比亚博士声称，美国在 20 世纪 70 年代削减钍反应器研究的主要原因是它如今如此具有吸引力：钍很难变成核武器[51]。 LFTR 以四种方式防止其燃料转用于核武：首先，钍-232 先转化为镤-233，然后衰变为铀-233。如果镤留在反应器中，也会产生少量的铀-232。铀-232 的衰变链产物（铊-208）会发射出强大而危险的伽马射线。这些在反应堆内部不是问题，但在炸弹中，它们会使炸弹制造复杂化，损坏电子设备并暴露炸弹的位置。[52]第二个防扩散特性在于，LFTR 产生的钚非常少，每千兆瓦年发电量（这是单一大型反应堆一年的发电量）仅产生约 15 公斤钚。这些钚主要也是钚-238，由于会产生高热和自发中子，因此不适合制造裂变炸弹。第三个特性是，LFTR 产生的备用燃料很少。它每年产生的燃料最多比燃烧的多 9%，设计一个燃料产量只多 1% 的反应器就更容易了。在这种反应器中，快速制造炸弹将导致发电厂停止运行，这很容易暴露国家的意图。最后，使用钍可以减少并最终消除对铀浓缩的需求。铀浓缩是各国取得炸弹制造材料的两种主要方法之一。[6]
1吉瓦铀燃料轻水器 (LWR) 和 1 吉瓦钍燃料轻反应器 (LFTR) 发电厂的年度燃料需求和废弃物比较。[53]

经济高效

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  • 钍丰度。 LFTR将钍转化为铀233燃料。地壳中钍的含量约为铀238的三到四倍（钍的丰度与铅大致相同）。它是稀土开采的副产品，通常被当作废料丢弃。使用LFTR，可以获得足够的廉价钍，以满足全球数十万年的能源需求。钍在地壳中的含量比锡、汞或银高。[54]一立方米普通地壳可产出相当于四块方糖的钍，如果完全裂变，足以满足一个人十多年的能源需求。 据估计，蒙大拿州和爱达荷州边境的莱姆哈伊山口蕴藏着180万吨高品位钍矿石。 500吨钍矿石可以满足美国一年的全部能源需求。由于目前需求不足，美国政府已将约 3,200 公吨精炼硝酸钍送回地壳，埋藏在内华达沙漠。
  • 自然资源并不短缺。铍、锂、镍和钼等其他自然资源充足，足以建造数千座轻型核反应器。
  • 反应器效率。常规反应器消耗的铀矿不到1%，其余则作为废弃物处理。在后处理系统完美运作的情况下，LFTR（液态氟化钍反应器）可消耗高达约99%的钍燃料。燃料效率的提升意味着，LFTR中1吨天然钍产生的能量相当于常规反应器中35吨浓缩铀（需要250吨天然铀）或燃煤电厂416.6万吨黑煤。
  • 热力学效率。采用现代超临界蒸汽涡轮机运转的液态氟化钍反应器（LFTR）的热电效率为45%。未来，由于其高温运转特性，闭式气体布雷顿循环可用于LFTR发电厂，其热电效率可高达54%。这比目前的轻水反应器（33%）高出20%至40%，因此，裂变燃料和增殖燃料的消耗、裂变产物的产生、用于冷却的废热排放以及反应器热功率同样可减少20%至40%。[6]
  • 无需浓缩和燃料元件制造。由于100%的天然钍可用作燃料，且燃料为熔盐形式而非固体燃料棒，因此无需昂贵的燃料浓缩和固体燃料棒的验证程序及制造过程。这大大降低了LFTR的燃料成本。即使LFTR使用浓缩铀启动，也只需一次浓缩即可启动。启动后，无需进一步浓缩。
  • 燃料成本更低。与固体燃料生产相比，铍盐相当便宜。例如，虽然每公斤铍的价格相当昂贵，但大型1 GWe反应器所需的铍量却很少。 ORNL的MSBR需要5.1吨铍金属和26吨BeF2[55] 。每公斤147美元的BeF2计算，这份库存的成本不到400万美元，对于一座价值数十亿美元的发电厂来说，这是一笔不小的成本。因此，铍价格即使超过此处假设的水平，对发电厂的总成本也影响不大。浓缩锂-7的成本不太确定，为每公斤LiF 120-800美元。库存（同样基于 MSBR 系统）中 17.9 吨七锂相当于 66.5 吨 LiF ，LiF 的成本在 800 万至 5300 万美元之间。添加 99.1 吨钍（每公斤 30 美元），仅增加 300 万美元。可裂变材料更昂贵，特别是如果使用昂贵的后处理钚，每克可裂变钚的成本为 100 美元。透过软中子谱实现的启动可裂变装药仅 1.5 吨，总成本为 1.5 亿美元。将所有成本加在一起，一次性燃料装药的总成本为 1.65 亿美元至 2.1 亿美元。这与轻水反应器第一个核心的成本相似。根据后处理的具体细节，盐库一次可以使用数十年，而轻水反应器每4至6年就需要更换一次全新的堆芯（每12至24个月更换1/3）。 ORNL估计，即使是更昂贵的三环路系统，盐库的总成本也约为3000万美元，以今天的货币价值计算，不到1亿美元。
  • LFTR 更干净：作为一个完全回收系统，LFTR 排放的废弃物主要为裂变产物，其中大部分（83%）的半衰期相对较短，仅为数小时或数天而传统核电厂排放的锕系元素废物的半衰期则更长。这显著缩短了废弃物在地质处置库中所需的收容时间。其余 17% 的废弃物仅需 300 年即可达到背景水准。钍燃料循环废弃物的放射毒性比铀燃料循环废弃物的放射毒性约低 10,000 倍。
  • 所需裂变燃料较少。由于低密度脂蛋白反应器（LFTR）是热谱反应器，启动所需的裂变燃料较少。启动单流体LFTR仅需1-2吨裂变燃料，双流体设计则可能低至0.4吨。相较之下，固体燃料快中子增殖反应器至少需要8吨裂变燃料才能启动。虽然快中子反应器理论上可以很好地利用超铀废料启动，但其高裂变燃料启动成本使其非常昂贵。[需要引用]
  • 无需停机换料。 LFTR使用液体燃料，因此无需为了换料而关闭并拆卸反应器。因此，LFTR 换料不会造成停电（线上换料）。
  • 负荷追踪。由于 LFTR 不存在氙气中毒问题，因此在电力需求低时可以降低功率，并随时重新启动。
  • 无高压容器。由于堆芯不加压，因此无需轻水反应器中最昂贵的部件——堆芯高压容器。取而代之的是低压容器和熔盐管道，这些管道由相对较薄的材料构成。虽然金属是一种耐热耐腐蚀的镍合金—哈氏合金-N，但所需用量相对较少。
  • 卓越的传热性能。液态氟化盐，尤其是 LiF 基盐，具有良好的热传导性能。 LiF-ThF4 等燃料盐的体积热容量比水高约 22%， FLiBe 的热容量比水高约 12%。此外，LiF 基盐的导热系数约为压水堆中高温加压水的两倍。这使得传热效率更高，主回路更紧密。与同类高温反应器冷却剂氦气相比，差异更大。燃料盐的体积热容量是高温加压氦气的 200 倍以上，导热系数是后者的 3 倍以上。熔盐回路所需的管径仅为高压氦气的 1/5，泵送功率仅为高压氦气的 1/20，同时压力保持在大气压力下
  • 更小、低压的安全壳。透过使用液态盐代替加压水作为冷却剂，可以使用仅比反应器容器稍大的安全壳结构。轻水反应器使用加压水，当发生泄漏时，加压水会闪蒸成蒸汽并膨胀一千倍，因此需要比反应器容器大一千倍的安全壳结构。 LFTR安全壳不仅物理尺寸更小，而且本身就具有低压特性。安全壳内不存在任何可能导致压力快速上升的储能源（例如氢气或蒸气）。这使得LFTR不仅在固有安全性方面具有显著的理论优势，而且在体积更小、材料使用量更少和建造成本更低方面也具有显著的理论优势。
  • 变更废弃物为资源。有人提出，或许可以提取部分裂变产物，使其具有单独的商业价值。然而，与产生的能量相比，裂变产物的价值较低，且化学纯化成本高昂。
  • 高效开采。从地壳中提取钍比铀矿开采更安全、更有效率。钍矿石－独居石－的钍含量通常高于其矿石中铀的含量。这使得钍成为更具成本效益、对环境危害较小的燃料来源。钍矿开采也比铀矿开采更容易、更安全，因为钍矿是露天开采，不需要像地下铀矿那样进行通风，而地下铀矿中的氡含量可能对人体有害。

缺点

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LFTR与目前运作的商用动力反应器截然不同。这些差异带来了设计难题和权衡：

  • 尚未大规模生产——芝加哥大学2014年的一项研究得出结论，由于该设计尚未进入商业化阶段，如果不进行大规模生产，就无法充分发挥其经济优势：“尽管与传统铀电厂相比，建造LFTR可以节省变电站成本，但考虑到目前（截至2014年）的行业环境，成本差异仍然不足以证明建造新的 LFTR 能否达到损益平衡的增殖效果值得怀疑－虽然计划通常要求达到损益平衡的增殖效果，但在满足其他要求的情况下，能否达到损益平衡仍值得怀疑。钍燃料循环的备用中子非常少。由于化学后处理有限（出于经济原因），以及为了达到负空泡系数等安全要求而做出的妥协，可能会损失过多的中子。过去提出的、有望实现增殖性能的单流体设计方案往往具有不安全的正空泡系数，并且通常假设过度燃料清洁是经济可行的。
  • 仍需大量开发－尽管ARE和MSRE实验反应器早在20世纪60年代就已建成，但LFTR仍需大量开发。这包括大部分化学分离、（非能动）紧急冷却、氚屏障、远端操作维护、大规模锂-7生产、高温动力循环以及更耐用的材料。
  • 启动燃料－与开采的铀不同，开采的钍不含有可裂变同位素。钍反应器利用钍生成可裂变的铀233，但初始启动需要少量的可裂变材料。而这种材料相对较少。这就提出了如何在短时间内启动反应堆的问题。一种方案是在当今的固体燃料反应器中生产铀233，然后将其从固体废料中再加工出来。低密度脂蛋白反应器（LFTR）也可以使用其他可裂变同位素、来自反应器或退役炸弹的浓缩铀或钚来启动。浓缩铀启动需要高浓缩度。退役铀弹拥有足够的浓缩度，但不足以启动许多LFTR。将氟化钚与镧系元素裂变产物分离非常困难。双流体反应器的一种方案是，在燃料盐中加入钚或浓缩铀，在包层中增殖铀-233，并将其储存起来，而不是将其送回核心。取而代之的是，添加钚或浓缩铀来继续炼式反应，类似于今天的固体燃料反应器。当增殖出足够的铀-233时，用新燃料取代旧燃料，保留铀-233用于其他启动。单流体反应器作为转换器运行，也存在类似的方案。这种反应器在运作时不会对燃料进行后处理。相反，反应器以钚为增殖剂，以钍为增生剂，然后添加钚。钚最终燃尽，并在原位产生铀-233 。在反应器燃料寿命结束时，可以对乏燃料盐进行后处理，回收增殖的铀-233，用于启动新的低密度反应器（LFTR）。
  • 盐冻结－氟化盐混合物的熔点在 300 至 600 °C（572 至 1,112 °F）之间。这些盐，尤其是含氟化铍的盐，在接近凝固点时会变得非常黏稠。这需要精心设计安全壳和热交换器并采取防冻措施。在正常运作、瞬态运转和长时间停机期间，必须防止结冻。主回路盐含有衰变产热裂变产物，有助于维持所需的温度。对于熔盐反应器 (MSBR)，ORNL 计划将整个反应器室（热室）保持在高温状态。这样就无需在所有管道上安装单独的电加热管线，并使主回路组件的加热更加均匀。为熔盐冷却固体燃料反应器所发展的一种“液体炉”概念采用一个包含整个主回路的独立缓冲盐池。由于缓冲盐具有高热容和相当大的密度，它可以防止燃料盐冻结，参与被动衰变热冷却系统，提供辐射屏蔽，并减少主回路部件的自重应力。这种设计也可以用于低密度反应器（LFTR）。
  • 铍毒性－拟定的混合盐FLiBe含有大量铍，对人体有毒（尽管其毒性远不及裂变产物和其他放射性物质）。为防止铍中毒，主冷却回路中的盐必须与工人和环境隔离。这在工业上是常规做法。根据工业经验，预计铍安全的额外成本仅为0.12美元/兆瓦时。启动后，主燃料盐中的裂变过程会产生高放射性裂变产物，并产生高γ和中子辐射场。因此，有效的遏制是首要要求。也可以使用不含铍的氟化锂-氟化钍共晶来运行，就像法国LFTR设计“TMSR”所选择的那样。虽然这样做的代价是熔点会略高，但同时也具有简单的优点（避免了BeF 2在后处理系统中），增加了三氟化钚的溶解度，减少了氚的产生（铍产生锂-6，锂-6又产生氚），并改善了热传导（BeF 2会增加盐混合物的黏度）。替代溶剂，例如氟化钠、氟化铷和氟化锆，可以降低熔点，但会降低增殖速率。
  • 缓发中子的损失－为了实现可预测的控制，核反应器依赖缓发中子。它们需要在裂变产物衰变中产生的额外缓慢演化的中子来继续炼式反应。由于缓发中子演化缓慢，这使得反应器非常容易控制。在低密度反应器（LFTR）中，热交换器和管道中存在裂变产物，这意味着一部分缓发中子也会流失。它们不参与核心的临界炼式反应，这反过来意味着反应器在流量、功率等变化时会变得不那么平稳。大约有一半的缓发中子可能会损失。实际上，这意味着热交换器必须紧凑，以使堆芯外部的体积尽可能小。堆芯越紧凑（功率密度越高），这个问题就越重要。堆芯外部热交换器中的燃料越多，也意味着需要更多昂贵的裂变燃料来启动反应器。这使得相当紧凑的热交换器成为 LFTR 的重要设计要求。
  • 废弃物管理－约 83% 的放射性废弃物的半衰期为数小时或数天，其余 17% 需要在地质稳定的封闭环境中储存 300 年才能达到背景水准。如果氟化物燃料盐以固体形式储存数十年，辐射会导致腐蚀性氟气和六氟化铀的释放。在长期停堆前，必须将燃料盐卸出并清除废弃物，并将其储存在摄氏 100 度以上。氟化物较不适合长期储存，因为某些氟化物（例如氟化铯）具有很高的水溶性，除非将其玻璃化在不溶性的硼硅酸盐玻璃中。
  • 退役成本不确定－熔盐反应器实验的清理费用约为1.3亿美元，用于一个小型8兆瓦热电厂。高昂成本的主要原因是，由于ORNL未能正确地进行燃料的卸料和储存，导致储存的冷燃料盐中意外析出了氟和六氟化铀，但现在这一问题已在熔盐反应器的设计中得到考虑。此外，根据以往经验，退役成本与电厂规模的关系并不大，而且这些成本是在电厂寿命结束时产生的，因此按每千瓦时收取少量费用即可。例如，一座GWe反应器电厂在40年的使用寿命内可生产超过3000亿千瓦时的电力，因此，每千瓦时0.001美元的退役费用，在电厂寿命结束时可带来3亿美元及利息。
  • 贵金属沉积－一些放射性裂变产物，例如贵金属，会沉积在管道上。必须开发新型设备，例如镍棉海绵滤芯，以过滤和捕获贵金属，防止其沉积。
  • 石墨寿命有限－紧凑型设计中石墨慢化剂和燃料/增殖回路分离器的寿命有限。在快中子的作用下，石墨首先收缩，然后无限膨胀，直至变得非常脆弱并可能破裂，从而产生机械问题，并导致石墨吸收足够多的裂变产物来毒化反应。 1960 年的双流体设计预计石墨更换周期为 4 年。从密封管路中去除石墨是改用单流体设计的主要动机。更换这个大型核心零件需要远端操作设备。熔盐反应器设计必须安排好这种更换。在熔盐反应器中，几乎所有的燃料和裂变产物都可以透过管道输送到储槽。只有不到百分之一的裂变产物最终进入石墨，主要是因为裂变产物撞击石墨。这使得石墨表面具有放射性，如果不回收/去除至少表面层，就会产生相当大的废物流。去除表面层并回收剩余的石墨可以解决这个问题。[原创研究？ ]现有几种回收或处理核减速剂石墨的技术。石墨在低温下是惰性的且不动的，因此可以根据需要轻松储存或掩埋。至少有一个设计使用漂浮在盐中的石墨球（鹅卵石），可以在不关闭反应器的情况下不断取出和检查。降低功率密度可延长石墨的寿命。相较之下，固体燃料反应器通常每 12 至 24 个月更换 1/3 的燃料元件，包括其中所有的高放射性裂变产物。这通常是在保护和冷却的水柱层下进行的。
  • 石墨引起的正反应性回馈－石墨加热时，会增加U-233裂变，导致不良的正回馈。 LFTR的设计必须避免某些石墨和盐的组合以及某些堆芯几何形状。如果透过使用充足的石墨并由此获得良好的热能谱来解决这个问题，则很难达到盈亏平衡的增殖。少量或不使用石墨的替代方案会导致更快的中子谱。这需要大量的裂变材料库存，并且会增加辐射损伤。
  • 钚溶解度有限－钚、镅和锔的氟化物以三氟化物的形式存在，这意味着它们连接着三个氟原子（PuF 3，AmF 3,公分 3）。此类三氟化物在FLiBe载体盐中的溶解度有限。这使得启动变得复杂，尤其对于使用较小主盐量的紧凑型设计。当然，将载钚废料排除在启动过程之外是更好的解决方案，这样就不会出现这个问题。可以透过减少或不使用氟化铍（氟化铍在三氟化物中不溶解）或在更高温度下运行[需要引用]（与大多数其他液体一样，溶解度随温度升高而升高）来提高溶解度。热谱、低功率密度核心不存在钚溶解度问题。
  • 后处理带来的扩散风险－有效的后处理意味着存在扩散风险。低密度放射性同位素反应器（LFTR）也可用于处理来自其他反应器的钚。然而，如上所述，钚在化学上很难与钍分离，如果用大量钍稀释，钚就不能用于制造核弹。此外，钍燃料循环产生的钚燃料循环产生的钚主要是Pu-238，它会产生大量的自发性中子和衰变热，因此仅用这种同位素就无法制造裂变炸弹，而制造含有即使比例极低的Pu-238的核弹也极其困难。 567瓦/公斤的产热率意味着，用这种材料制成的炸弹核心将持续产生数千瓦的热量。唯一的冷却途径是透过周围的高爆层进行传导，而这些层是不良导体。这会产生难以控制的高温，足以摧毁整个装置。自发性裂变率为1204 kBq/g  ，是钚-240的两倍以上。即使这种同位素的比例非常低，也会因自发性裂变产生的中子引发炼式反应而导致“预爆”，从而大幅降低炸弹当量，最终导致“嘶嘶声”而非爆炸。后处理本身需要在完全封闭的热室中进行自动化处理，这使得核转移变得复杂。与现今的PUREX等萃取方法相比，高温处理过程难以接近，并且会产生不纯的裂变材料，通常伴随大量裂变产物污染。虽然对于自动化系统来说这不是问题，但对于潜在的核扩散者来说，这构成了严重的挑战。
  • 镤分离带来的核扩散风险－紧凑型设计只能透过快速分离钹来增殖，这存在核扩散风险，因为这可能使其获得高纯度的铀-233。这很困难，因为这些反应器产生的铀-233会被铀-232（一种高γ射线发射源）污染，需要建立保护性热浓缩设施，因为这可能将其转化为武器级材料。因此，商用动力反应器的设计可能必须不采用分离方法。实际上，这意味着要么不进行增殖，要么以较低的功率密度运行。双流体设计可以采用更大的再生区，并保留高功率密度核心（该堆芯不含钍，因此也不含镤）。然而，一群核子工程师在《自然》（2012）杂志上撰文指出，镤途径是可行的，因此钍“并不像人们认为的那样无害…”
  • 镎-237 的扩散－在使用氟化器的设计中，镎-237 会与铀一起以气态六氟化物的形式出现，并可透过固体氟化物颗粒吸收床轻松分离。目前还没有人制造过这样的核弹，但镎-237 相当大的快裂变截面和较低的临界质量暗示了这种可能性。当镎-237 保存在反应器中时，它会嬗变为短寿命的钚-238。所有反应器都会产生大量的，它们始终以高（单）同位素质量存在，并且易于通过化学方法提取。
  • 中子中毒与锂-6 产生氚——锂-6 是强中子毒物；使用含有 7.5% 锂-6 含量的氟化锂 (LiF) 和天然锂会导致反应堆无法启动。堆芯中的高中子密度会迅速将 锂-6嬗变成氚，从而损失维持盈亏平衡增殖所需的中子。氚是氢的放射性同位素，其化学性质与普通氢几乎相同。在熔盐堆 (MSR) 中，氚的迁移率很高，因为在高温下，元素形式的氚会在金属中迅速扩散。如果锂的同位素富集程度为锂-7，且同位素分离水平足够高（锂-7 的含量为 99.995%），那么对于 1 GWe 的反应器来说，每年产生的氚仅为几百克。这种少量的氚主要来自锂-7 -氚反应和铍，铍可以透过先嬗变生成可产生氚的锂-6来间接产生氚。使用锂盐的低密度脂蛋白反应器 (LFTR) 设计选择了锂-7同位素。在海斯-苏黎世反应器 (MSR) 中，透过同位素浓缩成功地从燃料盐中去除了锂-6。由于锂-7比锂-6重至少16%，是最常见的同位素，因此锂-6相对容易且成本低廉。锂的真空蒸馏效率每级高达 8%，并且只需要在真空室中加热。 然而，大约每 90,000 次裂变中才会有一次产生氦-6 ，氦-6会迅速衰变为锂-6，每 12,500 次裂变中才会有一次直接产生氚原子（在所有反应堆类型中）。实用的海斯-苏黎世反应器 (MSR) 在干燥惰性气体（通常是氦气）的保护下运作。低密度反应器 (LFTR) 为回收氚提供了良好的机会，因为氚不像 CANDU 反应器那样在水中被高度稀释。目前有多种方法可以捕获氚，例如将其氢化为钛 、将其氧化为流动性较低（但仍易挥发）的形式（例如氟硼酸钠或熔融硝酸盐），或者将其捕获在涡轮动力循环气体中，并使用氧化铜颗粒将其排出。 ORNL 开发了一种二次回路冷却剂系统，该系统可以透过化学方法捕获残留的氚，以便将其从二次冷却剂中去除，而不是扩散到涡轮动力循环中。 ORNL 计算得出，这将使氚排放量降低到可接受的水平。
  • 碲腐蚀－反应堆会产生少量碲作为裂变产物。在MSRE中，这导致特殊镍合金Hastelloy - N的晶界出现少量腐蚀。冶金研究表明，在Hastelloy -N合金中添加1%至2%的铌可提高其抗碲腐蚀能力。UF2的比例 4/ UF 3透过保持燃料盐略微还原，将腐蚀降低至60以下。 MSRE持续将浸没在泵浦碗内笼子中的铍金属棒与流动的燃料盐接触。这导致燃料盐中氟含量不足，从而将碲还原为腐蚀性较低的元素形式。这种方法整体上也能有效减少腐蚀，因为裂变过程会产生更多的氟原子，否则这些氟原子会侵蚀结构金属。
  • 镍合金的辐射损伤－标准哈氏合金 N 被发现会因中子辐射而变脆。中子与镍发生反应生成氦气。氦气在合金内部的特定位置聚集，从而增加了应力。 ORNL 透过在哈氏合金 N 中添加 1-2% 的钛或铌来解决这个问题。这改变了合金的内部结构，使氦气分布更均匀。这减轻了应力，使合金能够承受相当大的中子通量。然而，最高温度限制在 650 °C 左右。可能需要开发其他合金。容纳盐的外层反应器壁可以采用中子屏蔽层，例如碳化硼，以有效保护其免受中子损伤。
  • 商业模式－如今的固体燃料反应器供应商透过燃料制造获得长期收入。由于无需制造和销售燃料，低密度反应器 (LFTR) 将采用不同的商业模式。要使这项业务切实可行，进入门槛将很高。现有的基础设施和零件供应商主要面向水冷反应器。钍市场和钍矿开采规模较小，因此所需的大量基础设施尚不完善。监管机构在监管钍反应器方面经验不足，这可能导致工程长期延误。
  • 动力循环的开发－为了实现最高效率，需要开发大型氦气或超临界二氧化碳涡轮机。这些气体循环在熔盐燃料反应器或熔盐冷却反应器中使用时具有许多潜在优势。这些闭式气体循环在商用涡轮发电机组的设计上面临挑战，工程规模也需要提升。标准的超临界蒸汽涡轮机可以在效率略有下降的情况下使用（MSBR的净效率设计约为44%，使用的是20世纪70年代的老式蒸汽涡轮机）。熔盐蒸汽发生器仍有待开发。目前，硝酸熔盐蒸汽发生器已用于西班牙的Andasol等聚光太阳能热电厂。这种发生器可以作为熔盐反应器的第三个循环回路，在那里它还可以捕获通过一次和二次热交换器扩散的任何氚。

最新进展

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富士 MSR

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富士熔盐反应器（FUJI MSR）是一种100至200兆瓦（MWe）熔盐燃料钍燃料循环热增殖反应器，采用与橡树岭国家实验室实验器类似的技术。该反应器由一个由日本、美国和俄罗斯组成的联合体开发。作为一座增殖反应堆，它将钍转化为核燃料。 2010年7月，一个产业组织提交了富士熔盐反应器的最新计划。他们预期其成本为每度电2.85美分。

IThEMS联盟计划在获得额外的 3 亿美元资金后，首先建造一座规模小得多、设计相同的MiniFUJI 10 MWe反应堆，但由于无法获得足够的资金，IThEMS于2011年关闭。 2011年，IThEMS首席科学家Kazuo Furukawa和Masaaki Furukawa创立了一家名为Thorium Tech Solution (TTS) 的新公司。 TTS 收购了 FUJI 的设计方案及其一些相关专利。

中国钍熔盐反应器项目

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中华人民共和国启动了钍基熔盐反应器技术研发计划。此计划于 2011 年 1 月在中国科学院年会正式宣布。其最终目标是在 20 年左右的时间研究和开发钍基熔盐核系统。 TMSR 研究计划的预期中期成果是在2015年建造一座2兆瓦的球床氟盐冷却研究反应堆，并在 2017 年建造一座 2 兆瓦的熔盐燃料研究反应器。随后将建造一座 10 兆瓦的演示反应器和一座 100 兆瓦的中试反应器。此计划由江绵恒牵头，启动资金为3.5亿美元，已招募140名博士科学家，在上海应用物理研究所全职从事钍熔盐反应器研究。截至2015年，员工人数已增至700人。截至2016年，他们的计划是，预计2025年将建成一个10兆瓦的LFTR试点项目，2035年将建成一个100兆瓦的版本。

2021年8月底，中国科学院上海应用物理研究所（SINAP）在甘肃武威建造了一座2兆瓦（热）实验钍熔盐反应器，即TMSR-LF1。中国计划在2030年前进行373兆瓦版本的后续实验。

弗利贝能源

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柯克‧索伦森 (Kirk Sorensen)，前美国国家航空航天局 (NASA)科学家、特莱达因布朗工程公司 (Teledyne Brown Engineering)首席核子技术专家，长期以来一直是钍燃料循环，尤其是液态氟化钍反应器的推动者。他在 NASA 工作期间首次研究钍反应器，当时他正在评估适用于月球殖民地的发电厂设计。关于这种燃料循环的资料出奇地难找，因此2006年索伦森创办了“energyfromthorium.com”，这是一个文档存储库、论坛和博客，用于推广这项技术。 2006 年，索伦森创造了液态氟化钍反应器和LFTR命名法，以描述基于液态氟化盐燃料的熔盐反应器设计子集，其设计在热谱中将钍增殖为铀-233。2011年，索伦森创立了 Flibe Energy，该公司最初打算开发 20-50 MW LFTR小型模组化反应器设计，为军事基地供电；索伦森指出，在现代美国核子监管和政治环境下，推广新型军用设计比推广民用发电厂设计更容易。一份由美国电力研究院 (EPRI)和南方电力公司协调的独立技术评估，提供了迄今为止关于 Flibe Energy 提议的 LFTR 设计的最详细信息。

哥本哈根原子公司

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哥本哈根原子公司是一家丹麦熔盐技术公司，致力于开发可大规模生产的 100MWth熔盐反应器。哥本哈根原子公司废弃物燃烧器是一种单一流体、重水慢化、氟化物基、热光谱和自主控制的熔盐反应器。它设计用于装入一个密封的 40 英尺不锈钢集装箱内。重水慢化剂与盐隔热，并持续排出并冷却至50°C (122°F) 以下。一种熔融的锂-7 氘氧化物 (7LiOD) 慢化剂版本也在研究中。反应器采用钍燃料循环，使用从乏核燃料分离的钚作为第一代反应器的初始裂变负载，最终过渡到钍增殖反应器。哥本哈根原子公司正在积极开发和测试阀门、泵浦、热交换器、测量系统、盐化学和净化系统以及熔盐应用的控制系统和软件。

2024年7月，哥本哈根原子能公司宣布，他们的反应堆已准备好在真实场景中接受测试，并将于2026年在瑞士保罗谢尔研究所进行一项关键实验。

钍能源发电有限公司（TEG）

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钍能源发电有限公司（Thorium Energy Generation Pty. Limited，TEG）是一家澳洲研发公司，致力于在全球开发低密度反应器（LFTR）以及钍加速器驱动系统的商业化应用。截至2015年6月，TEG已停止营运。

阿尔文温伯格基金会

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阿尔文·温伯格基金会是一家英国慈善机构，成立于2011年，致力于提高人们对钍能源和低熔盐反应器（LFTR）潜力的认识。该基金会于2011年9月8日在英国上议院正式成立。该基金会以美国核物理学家阿尔文·M·温伯格的名字命名，他是钍熔盐反应器研究的先驱。

索尔康

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ThorCon核反应器是美国Thorcon公司拟建的浮动熔盐反应器。此双反应器装置设计在船厂的装配线上制造，并透过驳船运送至任何海洋或主要水道海岸线。反应堆将以密封单元形式交付，且永远不会在现场打开。所有反应器维护和燃料处理均在场外进行。

核子研究与咨询集团

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2017年9月5日，荷兰核子研究与顾问集团宣布，正在对佩腾高通量反应器内的熔融氟化钍盐进行辐照研究。

参见

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  • 第四代反应器
  • 钍基核能
  • 小型核反应器设计列表
  • 被动核安全
  • 小型模组化反应堆
  • 钍能源联盟
  • 加速器驱动的次临界反应器
  • 能量放大器

参考文献

[编辑]
  1. ^ 1.0 1.1 1.2 LeBlanc, David. Molten salt reactors: A new beginning for an old idea (PDF). Nuclear Engineering and Design. 2010, 240 (6): 1644 [2025-06-20]. doi:10.1016/j.nucengdes.2009.12.033. （原始内容存档 (PDF)于2017-08-09）. 
  2. ^ Greene, Sherrel. Fluoride Salt-cooled High Temperature Reactors – Technology Status and Development Strategy. ICENES-2011. San Francisco, CA. May 2011. （原始内容存档于2022-11-19） 使用|archiveurl=需要含有|url= (帮助). 
  3. ^ Stenger, Victor. LFTR: A Long-Term Energy Solution?. Huffington Post. 12 January 2012 [2025-06-20]. （原始内容存档于2016-12-22）. 
  4. ^ UP. Atomic Energy 'Secret' Put into Language That Public Can Understand. Pittsburgh Press. 29 September 1946 [18 October 2011]. （原始内容存档于2017-03-13）. 
  5. ^ UP. Third Nuclear Source Bared. The Tuscaloosa News. 21 October 1946 [18 October 2011]. （原始内容存档于2017-03-13）. 
  6. ^ 6.0 6.1 6.2 6.3 Hargraves, Robert; Moir, Ralph. Liquid fluoride thorium reactors: an old idea in nuclear power gets reexamined (PDF). American Scientist. July 2010, 98 (4): 304–313. doi:10.1511/2010.85.304. （原始内容 (PDF)存档于8 December 2013）. 
  7. ^ Synthesis of heavy elements. Gesellschaft für Schwerionenforschung. gsi.de
  8. ^ The KamLAND Collaboration; Gando, Y.; Ichimura, K.; Ikeda, H.; Inoue, K.; Kibe, Y.; Kishimoto, Y.; Koga, M.; Minekawa, Y.; et al. Partial radiogenic heat model for Earth revealed by geoneutrino measurements (PDF). Nature Geoscience. 17 July 2011, 4 (9): 647–651 [2025-06-20]. Bibcode:2011NatGe...4..647K. doi:10.1038/ngeo1205. （原始内容存档 (PDF)于2021-03-07）. 
  9. ^ Lab's early submarine reactor program paved the way for modern nuclear power plants. Argonne's Nuclear Science and Technology Legacy. Argonne National Laboratory. 1996 [2025-06-20]. （原始内容存档于2017-04-27）. 
  10. ^ Sorensen, Kirk. Lessons for the Liquid-Fluoride Thorium Reactor (PDF). Mountain View, CA. 2 July 2009. （原始内容 (PDF)存档于12 December 2011）. 
  11. ^ MacPherson, H. G. The Molten Salt Reactor Adventure. Nuclear Science and Engineering. 1 August 1985, 90 (4): 374–380. Bibcode:1985NSE....90..374M. doi:10.13182/NSE90-374. （原始内容需要付费订阅存档于4 June 2011）. 
  12. ^ Weinberg, Alvin. The First Nuclear Era: The Life and Times of a Technological Fixer 48. Springer. 1997: 63–64. Bibcode:1995PhT....48j..63W. ISBN 978-1-56396-358-2. doi:10.1063/1.2808209.  |journal=被忽略 (帮助); |issue=被忽略 (帮助)
  13. ^ ORNL: The First 50 Years - Chapter 6: Responding to Social Needs. [12 November 2011]. （原始内容存档于16 September 2012）. 
  14. ^ Warmflash, David. Thorium Power Is the Safer Future of Nuclear Energy. Discover Magazine. 16 January 2015 [22 January 2015]. （原始内容存档于21 January 2015）. 
  15. ^ Plutonium. World Nuclear Association. March 2012 [28 June 2012]. （原始内容存档于30 March 2010）. The most common isotope formed in a typical nuclear reactor is the fissile Pu-239 isotope, formed by neutron capture from U-238 (followed by beta decay), and which yields much the same energy as the fission of U-235. Well over half of the plutonium created in the reactor core is consumed in situ and is responsible for about one third of the total heat output of a light water reactor (LWR). (Updated)
  16. ^ Rosenthal; M. W.; et al. The Development Status of Molten-Salt Breeder Reactors (PDF). ORNL-4812. Oak Ridge National Laboratory. August 1972. 
  17. ^ Rosenthal, M. W.; Kasten, P. R.; Briggs, R. B. Molten Salt Reactors – History, Status, and Potential (PDF). Nuclear Applications and Technology. 1970, 8 (2): 107–117. doi:10.13182/NT70-A28619. 
  18. ^ 18.0 18.1 Section 5.3, WASH 1097 "The Use of Thorium in Nuclear Power Reactors", available as a PDF from Liquid-Halide Reactor Documents Accessed 11/23/09
  19. ^ Rosenthal, M.; Briggs, R.; Haubenreich, P. Molten-Salt Reactor Program: Semiannual Progress Report for Period Ending August 31, 1971 (PDF). ORNL-4728. Oak Ridge National Laboratory. 
  20. ^ Furukawa; K. A.; et al. A road map for the realization of global-scale Thorium breeding fuel cycle by single molten-fluoride flow. Energy Conversion and Management. 2008, 49 (7): 1832. Bibcode:2008ECM....49.1832F. doi:10.1016/j.enconman.2007.09.027. 
  21. ^ 21.0 21.1 21.2 Robertson, R. C.; Briggs, R. B.; Smith, O. L.; Bettis, E. S. Two-Fluid Molten-Salt Breeder Reactor Design Study (Status as of January 1, 1968). ORNL-4528. Oak Ridge National Laboratory. 1970. doi:10.2172/4093364 可免费查阅. 
  22. ^ 22.0 22.1 22.2 Robertson, R. C. Conceptual Design Study of a Single-Fluid Molten-Salt Breeder Reactor (PDF). ORNL-4541. Oak Ridge National Laboratory. June 1971. 
  23. ^ LeBlanc, David. Too Good to Leave on the Shelf需要付费订阅. Mechanical Engineering. May 2010, 132 (5): 29–33. doi:10.1115/1.2010-May-2 可免费查阅. 
  24. ^ Hargraves, Robert; Moir, Ralph. Liquid Fuel Nuclear Reactors. Forum on Physics & Society. January 2011, 41 (1): 6–10. 
  25. ^ Hough, Shane (4 July 2009) Supercritical Rankine Cycle. if.uidaho.edu
  26. ^ Oak Ridge National Laboratory: A New Approach to the Design of Steam Generators for Molten Salt Reactor Power Plants (PDF). Moltensalt.org. [24 October 2012]. 
  27. ^ 27.0 27.1 Sabharwall, Piyush; Kim, Eung S.; McKellar, Michael; Anderson, Nolan. Process Heat Exchanger Options for Fluoride Salt High Temperature Reactor (PDF) (报告). Idaho National Laboratory. April 2011 [4 May 2012]. （原始内容 (PDF)存档于8 August 2014）.  |issue=被忽略 (帮助)
  28. ^ "Flower power" has been inaugurated in Israel (News). Enel Green Power. 10 July 2009. [失效链接]
  29. ^ Forsberg, Charles W. Molten-Salt-Reactor Technology Gaps (PDF). Proceedings of the 2006 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '06). 2006 [7 April 2012]. （原始内容 (PDF)存档于29 October 2013）. 
  30. ^ 30.0 30.1 LIFE Materials: Molten-Salt Fuels Volume 8 (PDF). E-reports-ext.11nl.gov. [24 October 2012]. 
  31. ^ Low-Pressure Distillation of Molten Fluoride Mixtures: Nonradioactive Tests for the MSRE Distillation Experiment;1971, ORNL-4434 (PDF). [24 October 2012]. 
  32. ^ Engineering Tests of the Metal Transfer Process for Extraction of Rare-Earth Fission Products from a Molten-Salt Breeder Reactor Fuel Salt; 1976, ORNL-5176 (PDF). [24 October 2012]. 
  33. ^ Conocar, Olivier; Douyere, Nicolas; Glatz, Jean-Paul; Lacquement, Jérôme; Malmbeck, Rikard & Serp, Jérôme. Promising pyrochemical actinide/lanthanide separation processes using aluminium需要付费订阅. Nuclear Science and Engineering. 2006, 153 (3): 253–261. Bibcode:2006NSE...153..253C. S2CID 91818903. doi:10.13182/NSE06-A2611. 
  34. ^ Molten Salt Reactors: A New Beginning for an Old Idea (PDF). [24 October 2012]. （原始内容 (PDF)存档于4 October 2013）. 
  35. ^ Potential of Thorium Fueled Molten Salt Reactors (PDF). [24 October 2012]. （原始内容 (PDF)存档于22 January 2012）. 
  36. ^ 6th Int'l Summer Student School on Nuclear Physics Methods and Accelerators in Biology and Medicine (July 2011, JINR Dubna, Russia) (PDF). Uc2.jinr.ru. [24 October 2012]. （原始内容 (PDF)存档于15 May 2013）. 
  37. ^ Cooper, N.; Minakata, D.; Begovic, M.; Crittenden, J. Should We Consider Using Liquid Fluoride Thorium Reactors for Power Generation?. Environmental Science & Technology. 2011, 45 (15): 6237–8. Bibcode:2011EnST...45.6237C. PMID 21732635. doi:10.1021/es2021318 可免费查阅. 
  38. ^ Mathieu, L.; Heuer, D.; Brissot, R.; Garzenne, C.; Le Brun, C.; Lecarpentier, D.; Liatard, E.; Loiseaux, J.-M.; Méplan, O.; et al. The Thorium molten salt reactor: Moving on from the MSBR (PDF). Progress in Nuclear Energy. 2006, 48 (7): 664–679. S2CID 15091933. arXiv:nucl-ex/0506004 可免费查阅. doi:10.1016/j.pnucene.2006.07.005. 
  39. ^ 39.0 39.1 Engineering Database of Liquid Salt Thermophysical and Thermochemical Properties (PDF). Inl.gov. [24 October 2012]. （原始内容 (PDF)存档于8 August 2014）. 
  40. ^ Chapter 13: Construction Materials for Molten-Salt Reactors (PDF). Moltensalt.org. [24 October 2012]. 
  41. ^ Thermal- and Fast Spectrum Molten Salt Reactors for Actinide Burning and Fuel Production (PDF). [24 October 2012]. （原始内容 (PDF)存档于19 January 2012）. 
  42. ^ Devanney, Jack. Simple Molten Salt Reactors: a time for courageous impatience (PDF). C4tx.org. [24 October 2012]. 原始内容存档于23 September 2015. 
  43. ^ Moir, R. W. Recommendations for a restart of molten salt reactor development (PDF). Energy Conversion and Management. 2008, 49 (7): 1849–1858. Bibcode:2008ECM....49.1849M. doi:10.1016/j.enconman.2007.07.047. 
  44. ^ The Influence of Xenon-135 on Reactor Operation (PDF). C-n-t-a.com. [24 October 2012]. 
  45. ^ Assessment of Candidate Molten Salt Coolants for the Advanced High-Temperature Reactor (AHTR)- ORNL-TM-2006-12 (PDF). [24 October 2012]. （原始内容 (PDF)存档于26 September 2012）. 
  46. ^ A Modular Radiant Heat-Initiated Passive Decay-Heat-Removal System for Salt-Cooled Reactors (PDF). Ornl.gov. [24 October 2012]. （原始内容 (PDF)存档于21 October 2008）. 
  47. ^ Thorium Fuel Cycle, AEC Symposium Series, 12, USAEC, Feb. 1968
  48. ^ Using LTFR to Minimize Actinide Wastes (PDF). Thoriumenergyaslliance.com. [24 October 2012]. （原始内容 (PDF)存档于15 May 2013）. 
  49. ^ 引用错误：没有为名为Engel_etal的参考文献提供内容
  50. ^ Hargraves, Robert & Moir, Ralph. Liquid Fuel Nuclear Reactors. Aps.org. 27 July 2011 [3 August 2012]. 
  51. ^ for nuclear energy looms. [26 January 2016]. （原始内容存档于22 July 2016）. 
  52. ^ Sylvain, David; et al. Revisiting the Thorium-Uranium nuclear fuel cycle (PDF). Europhysics News. March–April 2007, 38 (2): 24–27. Bibcode:2007ENews..38b..24D. doi:10.1051/EPN:2007007 可免费查阅. 
  53. ^ Image based on. Thoriumenergyalliance.com. [24 October 2012]. （原始内容 (PDF)存档于5 April 2012）. 
  54. ^ Evans-Pritchard, Ambrose (29 August 2010) Obama could kill fossil fuels overnight with a nuclear dash for thorium. Telegraph. Retrieved on 24 April 2013.
  55. ^ Oak Ridge National Laboratory: Abstract (PDF). Energyfromthorium. [24 October 2012]. 
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