中國科研人員正在四代先進核能系統研發方面進行著探索，尤其關于釷資源利用的釷基熔鹽堆研究已顯雛形。

　　中科院上海應用物理研究所研究員、中科院先進核能創新研究院籌備組組長徐洪杰日前在中國核學會2015年學術年會上介紹，我國釷基熔鹽堆研發已有清晰戰略目標：近期，也就是2020年前，將建成世界首個10MW固態燃料釷基熔鹽實驗堆和一座2MW液態燃料釷基熔鹽實驗堆，目前已基本掌握實驗堆關鍵技術，四個原型系統研發進展順利；中期，即到2025年，建成100MW固態燃料釷基熔鹽示范堆和10MW液態燃料釷基熔鹽實驗堆，在國際上率先實現固態燃料熔鹽堆應用；遠期，到2030年，建成100MW液態燃料釷基熔鹽示范堆，在國際上率先實現釷鈾燃料循環利用。

　　據徐洪杰介紹，圍繞釷基熔鹽核能系統，中科院未來的研究將延伸至釷基核能、熔鹽堆、核能綜合利用，先進核能基礎科學研究四大領域，以及熔鹽堆安全、釷鈾放射化學、熔鹽堆材料、堆芯物理與技術、熔鹽化學與回路技術、氫碳化學與工程、同步輻射與超級計算七大方向。

　　據了解，熔鹽堆是壇GIF( 第四代核能系統國際論壇)推薦開發的具有第四代核能技術特點的六大堆型之一。GIF成員國法國和歐盟已開展熔鹽快堆（MSFR）的預概念設計研究。俄羅斯正在研究在有或沒有釷支持的情況下利用不同組分的钚和次錒系元素三氟化物作為燃料的熔鹽錒系元素再循環和嬗變堆（MOSART）系統。而美國則在“先進反應堆概念計劃”項目的支持下，重點研究具有低成本和保持完全的被動安全性的氟化鹽冷卻式高溫堆。鈾資源匱乏的印度，更將釷燃料確定為核電發展戰略的核心內容，已建成以釷為燃料的先進重水反應堆。

　　徐洪杰介紹，中科院釷基堆核能先導專項（TMSR）的任務在于，發展固態和液態兩類釷基熔鹽堆。兩種熔鹽堆需要相同的技術基礎，然而具有不同用途 ，前者技術成熟度較高，可以作為后者的預先研究，因此TMSR專項采取了兩種堆型研發同時進行、先后發展的技術路線。而最終的液態燃料堆，使用釷鈾核燃料循環，以氟化鹽為冷卻劑，將天然核燃料和可轉化核燃料熔融于高溫氟化鹽中，攜帶核燃料在反應堆內部和外部進行循環。

　　公開資料顯示，地球上釷資源量是鈾資源的3-4倍，自然界中天然核燃料僅有鈾-235一種，但其在天然鈾中的含量僅為0.7%。而釷通常以同位素釷-232的形式存在，經中子轟擊后，釷-232可轉變為易發生裂變反應的核能燃料鈾-233。所以，與鈾-238 一樣，釷-232 也是一種增殖材料。但是，與用鈾-238人工轉化出的鈾-235與钚-239相比，鈾-233的中子產額更高，可以據此建立一個效率更高的增殖循環。而且，釷-鈾燃料循環比鈾-钚燃料循環產生的高毒性放射性核素要少。

　　釷作為核燃料的天然優勢，使其被看成是未來核能可持續發展的關鍵途徑之一。但依據目前的進展和技術條件，徐洪杰表示，研發釷基熔鹽堆仍然存在諸多挑戰。

　　據了解，釷基熔鹽堆原型系統包括釷鈾循環、堆本體工程設計、熔鹽回路和安全許可。在技術水平上，前兩者處于國際先進，后兩者處于國際前列。其中，釷鈾循環原型系統將有效提高熔鹽堆核電的經濟性。

　　此外，目前已基本掌握和實現突破的實驗堆關鍵技術，包括萃取分離、高端熔鹽、鎳基合金、核石墨、腐蝕控制、干法分離及氚控制。

　　就釷基熔鹽堆專項的前景，徐洪杰表示，要將原型系統集成為實驗堆還面臨許多挑戰，要使熔鹽堆最終從中科院先導專項成為國家能源專項，從實驗室走向工業應用，需要國家、地方政府和企業的聯合支持。