熔盐反应堆的历史
20世纪60年代，橡树岭国家实验室(ORNL)率先进行了熔盐反应堆研究，他们的大部分工作随着熔盐反应堆实验(MSRE)而达到顶峰。MSRE是一座热功率为7.4兆瓦的试验堆，用于模拟本质安全超热中子钍增殖堆的中子“堆芯”。它测试熔化的铀和钚燃料。测试的233UF4液体燃料具有独特的衰变路径，以最大限度地减少废物，废物同位素的半衰期低于50年。反应堆内650℃的炽热温度可以驱动高效热机，如燃气轮机。为了便于中子测量，省略了庞大而昂贵的钍盐增殖层。
MSRE位于ORNL。MSRE管道、堆芯包壳和结构部件由Hastelloy -N合金制成，慢化剂为热解石墨。MSRE在1965达到临界点，运行了四年。MSRE的燃料为lif-be F2-Zr F4-uf4(65-30-5-0.1)，石墨堆芯为慢化，二次冷却剂为FLiBe(2LiF-BeF2)。MSRE温度达到650℃，运行时间相当于满功率运行1.5年。橡树岭国家实验室在1970-1976期间的最终研究成果是以下MSR设计方案:其燃料为LIF-be F2-th F4-UF4(72-16-12-0.4)，慢化剂为石墨，使用寿命为4年。
熔盐堆可以带来很多潜在的好处:固有安全的设计(非能动部件带来的安全性和较大的负反应温度系数)，使用供应充足的钍增殖铀-233燃料，更加清洁:裂变产物的浪费(每百万千瓦时)减少10倍，掩埋时间缩短100倍(300年对数万年)，可以“烧”出一些困难。在小尺寸，2到8MW热功率或者1到3MW电功率还是可行的。可以设计成潜艇或飞机所需的尺寸。能在60秒内对负荷变化做出反应(不像“传统的”固体燃料核电站)。典型的熔盐燃料反应堆(MSFR)让许多核工程师兴奋不已。开创者是阿尔文·温伯格，他获得了轻水反应堆专利，并担任美国著名核研究中心橡树岭国家实验室主任。
这里研究了两个概念:中子密度高的反应堆，燃烧钍燃料循环产生的铀233的“双流”反应堆，吸收中子并最终转化为铀233的钍盐层。在双流方案发展的时代，这种设计的弱点在于已知设计中复杂的管道工程，以及当时缺乏合适的管道材料。普通的钢镍合金要么吸收太多中子，要么容易被腐蚀。石墨被认为太脆，在强中子照射下会稍微膨胀。锆对中子来说足够透明，但是当暴露在热氟化物中时很容易被腐蚀。
这两个问题随后被橡树岭国家实验室的研究人员解决了。通过在Hastelloy-N中添加示踪钛，解决了管道腐蚀问题。
“双流”方案中的钍盐和铀盐可以通过精心设计慢化剂棒的形状(使堆芯和增殖层的中子密度相似)和调整燃料后处理的化学过程，在更简单、更便宜但仍然有效的“单流”反应堆中共存。
温伯格研究组的动力堆设计方案类似于MSRE用于验证超高温、高中子密度钍增殖堆的“堆芯”部分。温伯格和他在橡树岭国家实验室的同事提出的优势包括:
安全操作和维护:熔融氟化物在海平面压力、超高温和强辐照下，在机械和化学意义上都是稳定的。氟以离子的形式与几乎所有的嬗变产物结合，这使其无法进入循环。即使是放射性惰性气体——尤其是氙135，一种重要的中子吸收剂——也是在一个可预测和可容纳的位置产生的:燃料最冷和最分散的泵碗。即使发生事故，也不会扩散到生物圈。熔盐在空气或水中不可燃，放射性裂变产物的锕系元素和氟化物盐通常不溶于水。
核心区没有高压蒸汽，只有低压熔盐。这意味着熔盐堆堆芯不会发生蒸汽爆炸，也不需要轻水堆中最昂贵的部件——堆芯的高压蒸汽容器外壳。取而代之的是用金属板制成的大桶和低压管(熔盐管)。使用的金属材料是Hastelloy -N，一种耐高温耐腐蚀的稀有镍合金，但这种材料的用量大大减少，薄金属的成型和焊接也不贵。
与轻水反应堆类似，钍增殖反应堆使用低能热中子。因此，它比铀钚燃料循环所需但难以操作的快中子增殖反应堆安全得多。钍燃料循环结合了反应堆安全、燃料长期充足和不需要昂贵的燃料浓缩设施的优点。
与轻水反应堆相比，熔盐燃料反应堆的工作温度——从已试验的MSRE和相关方案中的650摄氏度到未试验方案中的950摄氏度——要高得多。因此，熔盐反应堆可以驱动非常高效的布雷顿循环(燃气轮机)发电机。MSRE已经展示了在650℃下的运行，这使MSR成为最先进的“第四代反应堆”。高温运行带来的效率将降低油耗、废物排放和辅助设备(主要费用)50%以上。
熔盐反应堆的规模可大可小，因此公用事业可以很容易地利用其收入建造一系列小型反应堆(如100MW电力)，从而减少利息支出和商业风险。
熔盐燃料反应堆不是实验性的。一些设计简单、经过实践检验的熔盐堆已经建成并在650℃下运行了相当长的时间。熔盐反应堆不需要新的科学知识。在工程意义上，开发更新、更大或模块化设计方案的风险也很低。
和所有核电站一样，熔盐燃料反应堆对生物圈的影响很小。特别是与化石燃料和可再生能源项目相比，它只占用很少的土地，建设规模相对较小，其废弃物与生物圈隔离。钍增殖堆在进行增殖优化时，需要进行现场后处理，从增殖层中去除镨233，使镨233通过β衰变为铀233，而不是通过中子俘获变成铀234。这可能会使核燃料转化为核武器材料。
铀233含有示踪级铀232，它将在衰变链中产生具有强γ放射性的衰变子体铊208。伽马辐射对电子设备的干扰会增加制造核武器的难度。用同位素分离法去除铀232比较困难。如果铀从钍和其他元素中分离出来，其放射性起初较低，但随着钍228(半衰期为2年)和短寿命钍衰变产物的富集而增加。浓缩天然铀是制造核武器的一种更简单的方法。
氟化物接触到水蒸气会自然生成氢氟酸，反应堆停堆、弃堆或淹没时会释放氢氟酸雾。熔盐堆燃料的后处理可以在相邻的小化工厂连续进行。温伯格在橡树岭国家实验室的团队发现，一个非常小的后处理设施可以服务于一个大型的1GW发电站:所有的盐都需要进行后处理，但每十天只需进行一次。因此，反应堆燃料循环产生的昂贵、有毒或放射性产品的总量少于必须储存乏燃料棒的传统轻水反应堆。此外，除了燃料和废料，所有东西都保存在后处理厂。后处理周期如下:
用氟喷雾从盐中除去铀-233燃料。并且必须在下一步之前完成。
镨通过4米高的熔融铋柱从燃料盐中分离出来。
在一个小型贮存设施中，从铋柱中分离出来的镨衰变为铀-233。因为镨的半衰期是27天，储存10个月可以保证99.9%会衰变为铀-233燃料。
汽相氟化盐蒸馏系统提取盐。每种盐的蒸发温度不同。轻载盐:氟化铍和氟化锂会形成盐块，分别在1169℃和1676℃蒸发——在真空中温度会降低。氟化钍在1680℃左右蒸发——真空中温度略低。只有镧系元素和碱性稀土氟化物，如氟化锶，因其沸点较高而得以保留:它们含有有害的中子毒物。每GW电力每年产生约800公斤废物，因此设施非常小。长寿命的超铀盐作为燃料被送回反应堆。
通过盐蒸馏，熔盐燃料堆可以燃烧钍，甚至轻水堆中核废料的氟盐。
理论上，“双流”反应堆设计可以将增殖钍从裂变燃料盐中分离出来。这可以消除高温蒸馏分离氟化钍(沸点1680℃)和镧系裂变产物氟化物带来的技术挑战，代价是反应堆结构更加复杂。橡树岭放弃双流设计方案是因为没有适合在MSR堆芯高温、高中子和腐蚀环境下运行的管道材料。与其他增殖燃料循环和后处理类似，钍燃料循环将在燃烧所有锕系元素后产生乏燃料。数百年来，这些用过的燃料一直具有放射性。经过30年的衰变，主要衰变产物是铯137和锶90，经过几百年的衰变，主要是锝99等长寿命裂变产物。在当前的核电工业中，轻水反应堆燃料循环产生的乏燃料中含有大量的钚同位素和锕系元素。目前，减少辐射的方式几乎完全依赖于锕系元素的去除、回收和再处理。只要少量不去除，而是作为后处理废物的一部分，它的优势就大部分丧失了。
与铀钚循环相比，钍循环产生的重锕系元素要少得多。这是因为大部分钍燃料的初始质量都比较低，所以质量大的产物在产生之前就很容易被裂变破坏。但由于快中子的(n，2n)反应，会产生镨231(半衰期31万年)。镨231和重锕系元素会破坏正常燃料封闭循环中的中子俘获和裂变过程。尽管如此，如果熔盐反应堆是化学分离的，镨233从堆芯中被提取出来以避免中子俘获，经过连续积累，镨233的衰变产物铀233被放回反应堆，那么镨231也会从堆芯中被提取出来。熔盐的腐蚀性容易控制。氟浓度高时，铀成为缓冲剂，使氟化物从UF3过渡到UF4。UF3的再生可以通过添加少量铍吸收氟来实现。在MSRE，一根金属铍棒被插入熔融盐中，制成正确浓度的UF3。
燃料棒的设计不需要大量验证(燃料棒设计的验证通常需要数年时间，这阻碍了新核技术的有效部署)。燃料是熔融的，化学后处理过程去除反应产物。同时考虑混合燃料，比如Li+BeF+ThF。
熔盐燃料反应堆可以有【非能动核安全】:反应性系数为负的熔盐混合燃料，在过热的情况下可以减少能量产生。大多数熔盐反应堆容器在底部有一个快速冷却塞。如果冷却失败，燃料将被排空到下部存储装置中。
连续后处理简化了许多反应堆设计和操作问题。比如氙135没有中子吸收效应。裂变产物的中子吸收继续减少。轻水反应堆中的超铀元素和长期“废物”作为燃料燃烧。
熔盐反应堆的机械和中子特性比轻水反应堆简单。堆芯只有两种物质:燃料盐和慢化剂。因此，在正常反应下，像水沸腾和化学相互作用这样的正反应空化系数对熔盐堆的影响很小。(事实上，由于水是慢化剂，在热堆中沸腾会产生稳定的负反应空化系数。)
因为燃料可以用来冷却堆芯，冷却剂和管道不需要进入高中子通量区。燃料在堆芯外部低中子通量区域的热交换器中被冷却。这将减少对管道、测试和开发中的中子效应的关注。
盐的蒸馏过程意味着裂变产物的分离和回收，这使得核电池的成本很低。氙和其他转化的稀有气体在泵碗处从熔化的燃料中分离出来。超铀元素被放回燃料中继续燃烧。
对于石墨慢化、水冷和固体燃料反应堆的设计，在冷却剂空化的情况下，反应性系数很容易增加(正冷却剂反应性空化系数——如果反应堆冷却失败，反应将加速)，这使得这种设计非常不安全。与其他类型的反应堆不同，单燃料MSR中的燃料和冷却剂都是混合熔盐。因此，如果MSR的冷却剂中出现气穴，燃料中也会出现气穴，这将导致核反应的终止。此外，还设计了循环外的非临界熔盐储存装置。通过打开反应堆下部的阀门，可以在几秒钟内轻松排空反应堆内的燃料/冷却剂，并通过重力将熔盐推入外面的专用储罐。然而，在熔盐反应堆中存在一些设计挑战，包括:
在致密的熔盐堆堆芯中，高中子通量和高温会改变石墨慢化剂的形状，导致每四年需要更换一次。从封闭管道中清除石墨是采用单流设计的主要动机。大多数熔盐反应堆不使用石墨作为结构材料，而是将其放置在易于更换的地方。一种设计是让石墨球漂浮在盐中，这样就可以在不关闭反应堆的情况下取出并持续检测。
堆芯中的高中子密度会将锂6迅速转化为氚，一种氢的放射性同位素。在熔盐堆中，氚形成氟化氢(HF)，氟化氢是一种具有强腐蚀性和活泼化学性质的放射性气体。因此，如果在熔盐反应堆设计中使用锂盐，则使用锂7同位素来防止氚的形成。熔盐反应堆证实，从燃料盐中去除锂6防止了氚的形成。因为锂7至少比锂6重14%，而且是最常见的锂同位素，所以从天然锂中提取锂6相对容易且便宜。锂的真空蒸馏效率达到每级8%，只有天然锂需要在真空室中加热。
一些慢性腐蚀甚至发生在特殊的镍合金-Hastelloy-N中。如果反应器暴露在氢气中(形成HF腐蚀性气体)，腐蚀会更快。暴露在管道中的水蒸气中使其吸收大量腐蚀性氢气，所以熔盐堆中的盐实际上是在干燥的惰性气体层(通常是氦气)中运行的。
当冷却时，燃料盐产生具有活跃化学性质的腐蚀性气体——氟。虽然过程缓慢，但关闭前仍需清除燃料盐和废物，以避免氟气(非放射性)的产生。不幸的是，这是在实验性熔盐反应堆关闭20多年后，以不尽人意的方式发现的。
基于氯盐(例如氯化钠作为载体盐)的熔盐反应器具有许多类似的优点。而重氯堆芯慢化能力差，导致反应堆成为快堆。理论上浪费的中子更少，增殖更有效，但安全性也更差。此外，需要纯同位素氯37来防止中子活化氯35生长成长寿命的放射性活化产物氯36。氯36本身没有问题，但是会衰变为硫，形成易碎的四氟化硫。SF4是一种有毒的腐蚀性气体，会降低镍合金的性能，遇水产生HF，损害人体黏膜。因为不需要准备燃料，所以降低了MSR的成本。但由于反应堆制造商通常从燃料制备中获得长期利益，因此将其商业化将是一个挑战。因为它使用的是原始燃料，基本上只是一种混合的化工产品，这是目前的反应堆供应商不希望看到的。因为他们可以长期受益于燃料组件的销售。然而，政府机构可以复制这种模式，并设计一种许可机制。替代的商业模式是有偿维护和熔盐后处理。
慢热中子钍基增殖反应堆也具有低增殖率。每年只能消耗钍燃料生产约109%的铀-233。这意味着需要八年或更长时间才能获得足够的铀-233为一个新的反应堆提供燃料，这将减缓该类型核反应堆的部署。部署和启动新的钍反应堆的最实际和快速的计划必须使用钚，钚来自现有的轻水反应堆核废料或退役的核武器。美国能源部拥有足够的铀-233储备，可以立即启动一些反应堆。这也可以减少社会核废料的高库存。同时，日本也利用质子癌治疗计划的质子束源——日本富士项目进行了一些简单的研究。综上所述，某些类型的钍基熔盐增殖堆可以成为人类已知的最有效和最先进的能源，无论每千瓦发电的成本——资本成本还是社会成本。
钍基燃料循环可以通过两种方式抵抗扩散:
第一，过热钍一年增殖产生的燃料，只比它一年消耗的燃料多9%，这是可以验证的。如果过度增殖导致反应堆舱快速爆炸，动力堆也会停止运行。
其次，钍基燃料循环中产生的钍230，不能化学分离(生产过程缓慢)，会逐渐污染钍232增殖材料。钍230反应成为铀232，铀232在其铊208的衰变链中有很强的γ射线辐射。认为铀-233/铀-232燃料反应堆会因为辐射性能损伤电子而变成炸弹是不现实的。
地壳中钍的含量约为铀238的3倍，或铀235的400倍，与铅一样丰富。
钍也很便宜。目前市场上钍的价格是30美元/公斤。21世纪初，铀的价格已经涨到100美元/公斤，这还不包括燃料浓缩和组装的费用。熔盐燃料堆和熔盐冷却固体燃料堆有很大的区别。在推荐的第四代核能系统中被称为【熔盐反应堆系统】，也称为MSCR，是【熔盐转换堆】的首字母缩写。燃料后处理过程困难，燃料棒需要组装和检查，这阻碍了熔盐堆项目在初始阶段的部署，持续了20年。然而，由于它使用组装燃料，反应堆制造商仍然可以通过出售燃料组件来盈利。
MSCR的优点是安全和低压高温冷却剂，还可以共用液态金属冷却反应堆。显然，熔盐堆堆芯中没有能引起爆炸的蒸汽，也没有巨大而昂贵的钢制压力容器。因为它可以在高温下运行，所以它可以通过使用高效率和重量轻的布雷顿循环涡轮机将热能转换成电能。
目前，对MSCRs的研究大多集中在小型换热器上。通过使用更小的热交换器和更少的熔盐，可以更大地节约成本。
熔盐具有很强的腐蚀性，随着温度的升高腐蚀性更强。对于MSR的主冷却回路，需要一种能承受高温腐蚀和强辐射的材料。实验表明，Hastelloy -N及类似合金能适应在高达700℃的高温下运行的任务。然而，从生产规模反应堆的长期经验来看，它将需要满足更高的操作温度，但热化学制氢在850℃成为可能，这将造成严重的工程困难。虽然复合碳、钼合金(如TZM)、碳化合金和金属基耐火材料或ODS合金可能是可行的，但在这个温度范围内的材料尚未确定。我们选择熔盐的基准是为了让反应堆更安全，更实用。氟化物盐是优选的，主要是因为它不需要像氯盐那样昂贵的同位素分离。氟化物在中子辐照下不易变放射性，吸收截面比氯盐小，但中子慢化效果比氯盐好。虽然很多五氟化物和六氟化物的沸点很低，但低价氟化物的沸点很高。氟化物盐需要足够的热量才能分解成更简单的成分，所以氟化物熔盐在远低于其沸点的温度下是“化学稳定”的。
反应堆熔盐也需要是共晶的，可以有效降低熔盐的熔点。这也将使热机更有效，因为它可以在熔盐被再次加热之前从熔盐中带走更多的热量。
还有一些盐非常有用，值得同位素分离。利用氯盐可以建造快速增值反应堆，在反应堆设计中利用氯盐已经做了大量的工作。但氯盐中的氯必须提纯成高纯度的氯37，这样可以减少四氟化硫的产生(当辐照后变得有放射性的氯衰变为硫时，可以产生四氟化硫)。同样，熔盐中的锂元素必须提纯成高纯度的锂7，这样可以减少氚的生成(氚可以形成氟化氢)。
由于熔融氟化物的强氧化还原作用，可以改变熔融氟化物的化学势。为了解决这个问题，可以在氟化物中加入铍，形成所谓的“FLiBe”熔盐，因为加入铍可以降低电化学电位，防止腐蚀。然而，铍具有很强的毒性，因此在设计中必须非常注意防止它泄漏到外部环境中。许多其他盐类会引起熔盐通道的腐蚀，尤其是在高温下，此时反应器可以产生高活性氢。
到目前为止，大多数关于熔盐选择的研究都集中在“FLiBe”熔盐上，因为锂和铍是合理有效的慢化剂，形成的共晶熔盐熔点低于其他组分。因为铍芯吸收一个中子后可以释放两个中子，也增强了中子的经济性。对于燃料熔盐，通常加入1%-2%mol的UF4，还加入钍盐和钚盐。MSFR只运行过一种混合燃料，而MSRE使用过三种已知的核燃料。
比较了几种材料的中子俘获和慢化效率后，红色是含铍的熔盐，蓝色是含ZrF4的熔盐，绿色是含LiF的熔盐。首先，盐必须非常纯，并且可以在大型熔盐反应器中保持清洁。如果盐中含有水蒸气，会形成腐蚀性很强的氢氟酸。其他杂质可能会引起不利的化学反应，这些杂质可能会从系统中去除。在传统的以水为慢化剂的堆芯中，需要花很大的力气对水进行净化和去离子，以降低其腐蚀性。
在线后处理的可能性是熔盐反应器设计的优点。连续处理将减少裂变产物的存量，控制腐蚀，并通过从高中子的吸收截面中去除裂变产物(特别是氙)来提高中子经济性。这使得MSR特别适合贫中子钍燃料循环。在一些钍扩散的情况下，中间体镨233将从核心中移除，它可以衰变产生高纯度的铀233，这是一种有吸引力的核弹制造材料。如果留在燃料中，镨可能吸收太多中子，在石墨慢化剂和热谱下可能导致增殖。许多最新的设计建议使用更多的钍。这会使少部分镨原子吸收第二个中子，或者通过(n，2n)反应产生铀232(这个中子没有被吸收而是击中了原子核中的另一个中子)。由于铀-232的半衰期短，其衰变链中含有高γ放射性的物质，铀的这种同位素混合物对制造核弹不再具有吸引力。同时，这种优势带来了处理更多盐的额外成本。另一个设计建议是使用重水作为高效慢化剂，以提高中子经济性(允许镨吸收更多的中子损失)。然而，这些设计使得反应堆只能在低温和低热效率下运行。必要的熔盐后处理技术仅在实验室水平上得到阐明。全规模商用反应堆应用的前提是开发出具有商业竞争力的熔盐清洗系统。