​熔盐反应堆（molten salt reactor, MSR）

熔盐反应堆（molten salt reactor, MSR）

熔盐反应堆（英语：molten salt reactor, MSR）是核裂变反应堆的一种，属于第四代反应堆，其主冷却剂以至燃料本身都是熔盐混合物，它可以在高温下工作（可获得更高的热效率）时保持低蒸气压，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。

核燃料既可以是固体燃料棒，也可以溶于主冷却剂中，从而无需制造燃料棒，简化反应堆结构，使燃耗均匀化，并允许在线燃料后处理。在许多设计方案中核燃料，如 四氟化铀（UF4），溶于熔融的氟化物盐。炉芯用石墨做慢化剂，熔盐流体在其中达到临界。许多现代设计方案采用陶瓷燃料在石墨基质中均匀分布，熔盐提供低压高温冷却的形式。熔盐更有效地将热量带出炉芯，减少对泵、管道的需求，并因此而的缩小炉芯的尺寸。

在20世纪50年代这是新构想然而后续种种时代原因被美苏两国放弃，其他国家又缺乏预算和技术研发，导致停顿，但随着新材料工程的出现与时代要求变迁，这一技术重新受到了关注。美国早期的“飞行器反应堆试验（1954）”的主要动因在于熔盐反应堆尺寸小，而“熔盐反应堆试验（1965-69）”是钍燃料循环增殖反应堆核电站的样机，但最后都没有再持续发展。

对熔盐堆的集中研究始于美国飞行器反应堆试验（US Aircraft Reactor Experiment, ARE）。ARE是一个热功功率2.5 MWth的核反应堆试验，旨在使核反应堆达到可作为核动力轰炸机引擎的高功率密度。该计划促成了几个试验，其中的三个引擎测试实验统称为热转移反应堆实验：国家反应堆试验站（现在的爱达荷国家实验室）的HTRE-1，HTRE-2和HTRE-3。其中一个实验用熔融氟化物盐NaF-ZrF4-UF4（53-41-6 mol%）作为燃料，用氧化铍（BeO）作为慢化剂，用液态钠作为第二级冷却剂，峰值温度为摄氏860 °C。它在1954年以100 MW-小时连续运行了超过九天。本实验的金属结构和管道采用了铬镍铁600合金。

截至2010年9月，利用熔融盐作为冷却剂的反应堆方面的研究一直在持续。传统熔盐堆和甚高温反应堆（Very High Temperature Reactor, VHTR）都被视作可能的设计方案纳入到第四代堆初步研究（GEN-IV）框架下。当前正在被研究的VHTR版本之一是液态盐甚高温反应堆（Liquid Salt Very High Temperature Reactor, LS-VHTR），一般也被称为先进高温堆（Advance High Temperature Reactor, AHTR）。[来源请求] 本质上，它是主回路不采用氦回路，而采用液态盐作为冷却剂的标准VHTR设计方案。它依赖于分布在石墨中的“TRISO”燃料。早期，AHTR关于石墨的研究集中在六角形石墨慢化块的插入石墨棒的形式，但如今的研究主要集中在鹅卵石式的燃料形式。[来源请求] LS-VHTR有许多吸引人的特性，包括：在甚高温度下工作的能力（大部分LS-VHTR所考虑的熔融盐的沸点都在1400 °C以上），低压冷却更容易匹配氢气生产厂条件（多数热化学循环要求温度超过750 °C），比相似工作条件下的氦冷VHTR有更好的电能转换效率，属于被动安全系统，以及意外事故中更好的裂变产物保持能力。

富士反应堆为一种迷你熔盐堆是电功功率100MWe的熔盐燃料钍燃料循环热增殖堆，采用与橡树岭国家实验室反应堆相类似的技术。它由日本、美国和俄罗斯联合开发。作为一个增殖堆，它将钍转换为核燃料。作为热谱反应堆，它的中子调节是固有安全的。与所有熔盐堆一样，它的堆芯是化学惰性的，工作在低压条件下，这可以防止爆炸和有毒物释放。一个全尺寸反应堆有望在20年内被开发出来，但该项目似乎缺少资金支持。

2017年底央视透漏中国大陆正在研制[7]军用熔盐反应堆，可望用于船舰甚至大型飞机上，报导表示冷战时期美苏放弃此一技术并非是因为不可行，而是为了将有限预算放在能产生核武原料的压水堆上，熔盐炉无法设计成制造核武，废料数量极少(降为千分之一)也无法或极难再提炼对于核不扩散有助益，但不符那个核战年代的要求，而现在时代已经变换，同时最难的问题点是熔盐腐蚀性问题，当年的材料工程技术不比现代，所以熔盐炉新时代可能已经来临，而中国在钍矿的蕴藏量居世界前列，也是一大优势与动机。