熔盐堆[molten salt reactor, MSR]是核裂变反应堆的一种，其主冷却剂[primary coolant]是一种熔融态的混合盐，它可以在高温下工作（可获得更高的热效率）时保持低蒸汽压，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。熔盐堆同样以液体氟化钍反应堆[liquid fluoride thorium reactor，LFTR]而闻名，其缩写与“lifter”发音相同。

在许多设计方案中，核燃料溶于熔融的氟盐冷却剂中，形成如四氟化铀（UF4）等的化合物。堆芯用石墨做慢化剂，液态熔盐在其中达到临界。液体燃料反应堆设计有着与固体燃料反应堆明显不同的安全重点：主反应堆事故可能性减少，操作事故可能性增加。

最新的研究着眼于高温-低压主冷却回路的实际优势。许多现代设计方案采用陶瓷燃料在石墨基质中均匀分布，熔盐则提供低压、高温的冷却方式。熔盐能更有效地将热量带出堆芯，从而降低对泵、管道以及堆芯尺寸的要求，使得这些元件的尺寸缩小。

早期的“飞行器反应堆实验（1954）”的主要动因在于其所能提供的小尺寸设计方案，而“熔盐堆实验（1965-69）”是钍燃料增殖反应堆核电站的原型。第四代反应堆方案之一是熔盐冷却固体燃料反应堆，首台1000MW电功率的示范方案将于2025年前完成。

小堆芯的另一个好处是吸收中子的材料更少。更好的中子经济性使得更多的中子可用，使得钍232可以增殖为铀233。因此，小堆芯的熔盐设计方案特别适用于钍燃料循环。

对熔盐堆的集中研究始于美国飞行器反应堆实验[US Aircraft Reactor Experiment, ARE]。ARE是一个2.5MW热功率的核反应堆实验，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。该计划促成了几个实验，其中的三个引擎测试实验统称为热转移反应堆实验：HTRE-1，HTRE-2和HTRE-3。其中一个实验用熔融氟盐NaF-ZrF4-UF4（53-41-6 摩尔百分比）作为燃料，用氧化铍（BeO）作为慢化剂，用液态钠作为二次冷却剂[secondary coolant]，峰值温度为860℃。它在1954年连续运行了1000小时。本实验的金属结构和管道采用了铬镍铁600合金。

在20世纪60年代，橡树岭国家实验室[Oak Ridge National Laboratory, ORNL]在熔盐堆研究中居于领先，他们的大部分工作随着熔盐堆实验[Molten-Salt Reactor Experiment, MSRE]达到顶峰。MSRE是一个7.4MW热功率的试验堆，用以模拟固有安全超热钍增殖堆的中子“堆芯”。它测试了铀和钚的熔盐燃料。被测试的233UF4液态燃料有着将废料降至最少的独特衰变道，废料同位素的半衰期在50年以下。反应堆650℃的炽热温度可以驱动高效热机——例如燃气轮机。为了便于中子测量，庞大而昂贵的钍盐增殖层被略去。

MSRE位于ORNL。MSRE管道、堆芯包壳和结构组件由哈斯特洛镍基合金-N制造，其慢化剂是热解石墨。MSRE于1965年达到临界，并运行了四年。MSRE的燃料是LiF-BeF2-ZrF4-UF4（65-30-5-0.1），石墨堆芯慢化，二次冷却剂是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年间的最终研究成果是以下的MSR设计方案：它的燃料为LiF-BeF2-ThF4-UF4（72-16-12-0.4），慢化剂是使用周期为4年的石墨，二次冷却剂为NaF-NaBF4，峰值工作温度为705℃。

熔盐堆可以带来许多潜在的好处：固有安全设计（由被动组件带来的安全性以及很大的负反应温度系数），使用供应充足的钍来增殖铀233燃料，更加清洁：（每百万千瓦小时的）裂变产物废料少10倍，掩埋处置时间缩短100倍（300年对数万年），可以“燃烧掉”一些难处理的放射性废料（传统的固体燃料反应堆的超铀元素）。在小尺寸、2至8MW热功率或1至3MW电功率时依然可行。可以设计成潜艇或飞行器所需要的尺寸。可以在60秒内对负载变化作出反应（与“传统的”固体燃料核电站不同）。

近来，利用熔融盐作为冷却剂的反应堆方面的研究再度加速。传统熔盐堆和超高温反应堆[Very High Temperature Reactor, VHTR]都被视作可能的设计方案而纳入到第四代堆初步研究框架下。当前正在被研究的VHTR版本之一是液态盐超高温反应堆[Liquid Salt Very High Temperature Reactor, LS-VHTR]，一般也被称为先进高温堆[Advance High Temperature Reactor, AHTR]。本质上，它是采用液态盐作为一回路冷却剂的标准VHTR设计方案，而不是采用单一的氦回路。它依赖于分布在石墨中的TRISO燃料。早期AHTR的研究主要集中在石墨上，控制棒应以六角形的石墨慢化块的形式插入堆芯，但如今的研究主要集中在小的块状燃料上。LS-VHTR有许多吸引人的特性，包括：在超高温下的工作能力（大部分LS-VHTR所考虑的熔融盐的沸点都在1400℃以上），低压冷却更容易达到氢气生产厂的条件（多数热化学循环要求温度超过750℃），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。

富士熔盐堆是100MW~200MW电功率的熔盐作为燃料并且钍燃料循环的热增殖堆，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质释放。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。

典型的熔盐燃料反应堆[Molten-salt Fueled Reactor, MSFR]曾令许多核工程师激动。首推者是Alvin Weinberg，他取得了轻水反应堆的专利，并在美国橡树岭国家实验室——著名的核研究中心——担任主管。

在这里，两个概念得到了研究：具有高中子密度堆芯、燃烧从钍燃料循环中产生的铀233的“双流”反应堆，和吸收中子、并最终被转换为铀233的钍盐层。在双流方案被研发的时代，这个设计的弱点在于已知设计中复杂的管道工程，以及当时没有合适的管道材料。通常的钢镍合金或是吸收过多的中子，或是极易被腐蚀。石墨被认为过于脆，并且在强烈的中子辐照下会轻微地膨胀。锆对中子来说足够透明，但暴露在热氟盐中极易被腐蚀。

这两个问题随后被橡树岭国家实验室的研究人员解决。管道腐蚀问题通过在哈斯特洛合金-N中添加示踪级的钛而得到解决。

“双流”方案中的钍盐和铀盐通过工程师仔细地设计慢化棒的形状（使堆芯与增殖层的中子密度相似），并调整燃料后处理的化学工艺，便可以在更简单、造价更低廉但仍然有效的“单流”反应堆中共存。

Weinberg研究小组的有功率堆设计方案与前述用以验证“堆芯与增殖层”钍增殖堆中的超高温、高中子密度“堆芯”部分的MSRE类似。

Weinberg及其橡树岭国家实验室同事所提出的优势包括：

操作与维护安全：在海平面压力下，在超高温和强辐照中，熔融氟盐在机械意义上和化学意义上都是稳定的。氟与几乎所有的嬗变产物都以离子形式相结合，使它保持在循环之外。即使是放射性的惰性气体——特别是氙135，一种重要的中子吸收体——也产生于一个可以预知、可收容的位置：燃料最冷最分散的泵碗处。即便在事故中也不会向生物圈扩散。熔融盐在空气或者水中不可燃，并且锕系元素和放射性裂变产物的氟盐通常都不溶于水。

在堆芯区域没有高压蒸汽，只有低压的熔融盐。这意味着熔盐堆的堆芯不会发生蒸汽爆炸，并且不需要轻水堆中最昂贵的元件——堆芯的高压蒸汽容器壳。取而代之的是用金属板材建成的大桶和低压管道（熔融盐管道）。所用的金属材料是哈斯特洛合金-N，一种稀有的抗高温抗腐蚀镍合金，但这种材料的用量大幅度减少，并且薄金属的成型与焊接都不昂贵。

与轻水堆类似，钍增殖反应堆使用低能量的热中子。因此它比起铀-钚燃料循环所需要的，却难于处理的快中子增殖堆安全得多。钍燃料循环集合了反应堆安全性，燃料长期充裕以及无需昂贵的燃料浓缩设施等优点。

比起轻水堆，熔盐燃料反应堆的工作温度——从经过测试的MSRE（前述）及相关方案的650℃，到未经测试方案的950℃——要高很多。因此，熔盐堆可以驱动非常有效的布雷顿循环（燃气轮机）发电机。MSRE已经演示了650℃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燃料消耗、废弃物排放与辅助设备（主要费用）减少50%以上。

熔盐堆的尺寸可大可小，因此公用事业可以很容易地用收入建设一系列的小反应堆（比如100MW电功率），从而降低利息开支与商业风险。

熔盐燃料堆并不是实验性的。一些设计简单、经过实际检验的熔盐堆已经建成并在650℃工作了相当长的时间。熔盐堆并不需要新的科学知识，在工程学意义上，要研发更新、更大或者模块化的设计方案，所涉及的风险也非常低。

像所有的核电站一样，熔盐燃料堆对生物圈的影响很小。特别地，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，并且它的废弃物与生物圈相隔离。

在针对增殖优化的时候，钍增殖堆要求现场后处理，从增殖层中移出镤233，使镤233通过β衰变成为铀233，而不是通过中子俘获变成铀234。这有可能允许将核燃料转成核武器材料。

铀233包含示踪级的铀232，在衰变链上，铀232会产生具有强γ放射性的衰变子体铊208。γ辐射对电子学的干扰会提高制造核武器的难度。利用同位素分离将铀232去除更为困难。如果把铀从钍及其它元素中分离出来，它的放射性活度起初较低，却随着钍228（半衰期2年）以及短寿命的钍序列衰变产物的富集而增强。浓缩天然铀是现有更简单的生产核武器的途径。

与水汽接触时，氟盐会自然生成氢氟酸，当反应堆停堆、废弃或被淹没时会释放出氢氟酸雾。

熔盐堆燃料的后处理可以在相邻的小型化工厂中连续进行。橡树岭国家实验室的Weinberg小组发现，一个非常小的后处理设施就可以为一个大型的1GW的发电站服务：所有的盐都要经过后处理，但只需要每十天处理一次。因此，反应堆燃料循环所产生的昂贵、有毒或放射性的产物总量要少于传统的、必须储存乏燃料棒的轻水堆。并且，除燃料和废弃物之外，所有的一切都保持在后处理厂之内。后处理循环如下：

用氟喷淋从盐中除去铀233燃料。且必须在下一步之前完成。

用4米高的熔融铋柱从燃料盐中分离出镤。

在小型存储设施中让铋柱中分离出的镤衰变到铀233。由于镤的半衰期为27天，因此储存10个月即可确保99.9%衰变为铀233燃料。

一个汽相氟盐蒸馏系统对盐进行提取。每种盐的蒸发温度是不同的。轻的载体盐：氟化铍和氟化锂会形成盐块，并分别在1169℃和1676℃蒸发—在真空中该温度会有所降低。氟化钍在约1680℃蒸发—在真空中温度稍低。只有镧系和碱性稀土氟化物，比如氟化锶，因为拥有更高的沸点而残留：这里面包含糟糕的中子毒物。每GW电功率每年所产生的废料大约为800公斤，因此设施非常小。长寿命的超铀盐被作为燃料送回反应堆内。

通过盐蒸馏，熔盐燃料堆可以烧钍，甚至轻水堆核废料的氟盐。

理论上，“双流”反应堆设计方案可以将增殖钍与裂变燃料盐分开。这可以消除以高温蒸馏进行的氟化钍（沸点1680℃）与镧系裂变产物氟盐分离带来的技术挑战，其代价是反应堆结构更为复杂。橡树岭放弃了双流设计方案，原因在于没有适于运行在MSR堆芯的高温、高中子及腐蚀环境的管道材料。

与其它增殖堆燃料循环及后处理相类似，钍燃料循环会在燃烧掉所有的锕系元素后产生乏燃料。这些乏燃料在数百年内都具有放射性，经过30年的衰变后，其主要衰变产物是铯137和锶90等，经数百年的衰变后，主要是锝99等长寿命裂变产物。在目前的核动力工业中，轻水堆的燃料开循环产生的乏燃料中含有大量的钚同位素和次锕系元素。目前减少辐射的途径几乎完全依赖于锕系元素的移除和回收再加工过程。只要其中有少量不被移除，而是作为后处理废料的一部分，便失去了大部分的优势。

钍循环与铀钚循环相比，其产生的重锕系元素（heavy actinides）要少的多。这是因为大多钍燃料初始的质量数比较低，因而大质量数产物在产生前就容易因裂变而毁坏。然而，由于快中子的（n，2n）反应会产生镤231（半衰期3 .1万年）。镤231与重锕系元素会破坏正常的燃料闭循环里的中子俘获与裂变过程。尽管如此，如果对熔盐堆进行化学分离，并将镤233从堆芯中提取出来以避免中子俘获，经过不断累积后，将镤233衰变产物铀233放回反应堆，则镤231同时也会被提取出堆芯。

熔盐的腐蚀性是容易控制的。当氟的浓度较高时，铀便成为缓冲剂，使得氟盐从UF3过渡到UF4。可以通过加入少量的金属铍来吸收氟的方法来实现UF3的再生。在MSRE中，熔盐中插入了一个铍金属棒使得UF3处于正确的浓度。

燃料棒的设计无需广泛验证（燃料棒设计的验证通常会花费数年从而阻碍了新的核技术的有效部署）。燃料是熔融的，化学后处理过程去除了反应产物。同时考虑混合燃料，如Li+BeF+ThF。

熔盐燃料反应堆可以具有被动核安全[passive nuclear safety]：测试反应性系数为负的熔盐混合燃料，在过热的情况下能够降低能量的产生。大多熔盐堆容器的底部都有一个能够快速冷却的冷冻塞。如果冷却失败，燃料会排空到下部的存储设备中。

连续后处理简化了许多反应堆设计和运行问题。例如，不存在氙135的中子吸收效应问题。裂变产物的中子吸收持续减轻。超铀元素以及轻水堆中的长寿命“废料”作为燃料被烧掉。

熔盐堆的机械性和中子性比轻水堆简单。堆芯中只有两类物质：燃料盐和慢化剂。因此常态反应下像水沸腾的正反应性空泡系数，化学相互作用等等对熔盐堆影响很小。（事实上，因为水是慢化剂，在热堆中沸腾会产生一个稳定的负反应性空泡系数。）

由于燃料可以用来冷却堆芯，冷却剂以及管道不需要进入高中子通量区。燃料在堆芯外的低中子通量区的热交换器处冷却。这将减少在管道，测试，开发等问题中对中子效应的担忧。

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将变得低廉。氙以及转化的其它稀有气体从泵碗处的熔融燃料中分离出来。超铀元素被放回到燃料中继续燃烧。

对于石墨慢化、水冷、固体燃料的反应堆设计，在冷却剂有空泡的情况下反应性系数会很容易增长（正的冷却剂反应性空泡系数 - 如果反应堆冷却失败，反应将加速），使这样的设计很不安全。不像其它的堆型，单一燃料的MSR中燃料与冷却剂同是混合的熔融盐。所以，如果MSR中出现冷却剂中有空泡的情况，则燃料中也会产生空泡，从而导致核反应的终止。另外，还设计了一个循环外的非临界熔盐存储装置，通过打开反应堆下部的阀门可以很容易在几秒的时间内排空反应堆内的燃料/冷却剂，并利用重力作用将熔盐推入外部专门设置的保存槽中。

然而，熔盐堆存在一些设计上的挑战，问题包括：

在致密的熔盐堆芯中，高中子通量和高温能改变石墨慢化元件的形状，导致其每运行四年就需要更换。清除密闭管道中的石墨是采用单流设计的主要动因。大多数熔盐堆不用石墨作结构材料，而把它安置到容易更换的地方。有一种设计使石墨球浮在盐中，这样不需要关闭反应堆就能对其进行移除和连续检测。

堆芯高中子密度会将锂6迅速转变成氚——氢的一种放射性同位素。在熔盐堆中，氚形成氟化氢（HF），氟化氢是一种腐蚀性强、化学性质活泼的放射性气体。因此，如果熔盐堆设计使用了锂盐，则用锂7同位素以阻止氚的形成。熔盐堆证实从燃料盐中移除锂6阻止了氚的形成。因为锂7至少比锂6重14%，而且在锂同位素中最常见，所以从天然锂中提取出锂6就相对容易和便宜。真空蒸馏锂的效率达到每阶段8%，并且仅需在真空室加热天然锂即可。

一些慢性腐蚀甚至发生在特殊的镍合金中——哈斯特洛合金-N。如果反应堆暴露在氢中（形成HF腐蚀性气体）腐蚀会更快。暴露于管道中的水蒸气导致其吸收大量的腐蚀性氢，因此，熔盐堆中的盐实际上是运行在干燥的惰性气体层（通常是氦气）中的。

当冷却后，燃料盐放射性地产生化学性质活泼的腐蚀性气体——氟。尽管过程缓慢，但是仍需在关闭前移除燃料盐和废料，以避免氟气（非放射性）的产生。遗憾地是，这一点是在实验熔盐堆关闭20多年以后，以一种不令人满意的方式被发现的。

基于氯盐（例如氯化钠作载体盐）的熔盐堆有许多同样的优点。然而，较重的氯核慢化能力较差，导致反应堆成为快堆。理论上浪费了更少的中子，增殖更有效，但安全性也更差。而且需要纯的同位素氯37，以避免中子活化氯35生成长寿命的放射性活化产物氯36。氯36本身没有什么问题，但是会衰变成硫，形成易碎的四氟化硫。SF4是有毒的、腐蚀性气体，降低镍合金性能，遇水生成HF，损害人体粘膜。

由于不需要燃料的制备，因此降低了MSR的成本。但是因为反应堆制造商通常能从燃料制备得到长期利益，所以将其商业化会是一个挑战。由于它使用原始的燃料,基本上只是一个混合的化工产品,这是当前的反应堆供应商不愿意看到的。因为他们能从燃料组件销售中长期受益。然而政府机构可以复制该模式，设计一种许可机制。可供选择的商业模式是有偿维护和熔盐的后处理。

慢热中子钍基增殖反应堆也有较低的增殖率。每年只能消耗钍燃料生产出大约109% 铀233。这意味着要获得足够的铀233为一个新的反应堆提供燃料需要8年或更长的时间,这将减慢部署这种类型的核反应堆。最实际的、快速地部署并开启新的钍反应堆的计划必须使用钚，其来源为现有的轻水反应堆核废料或退役的核武器。美国能源部已经有足够的铀233储量去立即开启一些反应堆。这样也能减少社会核废料的较高库存。同时日本还利用质子治癌计划的质子束源开展了一些简单研究——日本富士项目。

综上所述，不论用产生的每千瓦能量的成本——资本成本还是社会成本来衡量，钍基熔盐增殖堆中的一些堆型都能成为人类已知能源中最有效并且最为先进的能源。

钍基燃料循环能通过两方面来抗增殖：

其一，超热钍增殖平均一年生产的燃料仅比它一年所消耗燃料最多多出9%，这是可以验证的。若过度增殖造成堆室的迅速爆炸也会使得功率堆停止运行。

其二，钍基燃料循环中产生的无法被化学分离的钍230（产生过程较为缓慢）会逐渐污染钍232增殖材料。钍230经过反应变成铀232，而铀232在其衰变成铊208的衰变链中具有很强的γ射线辐射性。该辐射性能损伤电子，因而铀233/铀232燃料反应堆会转变成为炸弹的观点是不切实际的。

地壳中钍的含量大约是铀238的三倍，或者说是铀235的400倍，其含量同铅一样丰富。

钍也十分便宜，目前，钍在市场上的售价为30美元/Kg。而21世纪初，铀的价格已经升高到了100美元/Kg，这还不包括燃料浓缩和组件装配所需的费用。

熔盐燃料反应堆与熔盐冷却固态燃料反应堆有很大的区别，它在推荐的第四代核能系统中被称作“熔盐反应堆系统”[Molten Salt Reactor System]，也称为MSCR，MSCR是熔盐转换反应堆设计[Molten Salt Converter Reactor]的首字母缩写。其燃料后处理过程比较困难，且燃料棒需要组装和查验，从而在初始阶段就阻碍了熔盐反应堆工程的部署并长达20年。然而，由于它使用组装燃料，反应堆制造厂商仍然可以通过卖燃料组件获利。

MSCR具有安全和低压高温冷却剂的成本优势，也可以共享液态金属冷却反应堆。显然，熔盐反应堆堆芯没有可导致爆炸的蒸汽，也没有巨大昂贵的钢制压力容器。因为它能在高温下运行，便可以通过使用效率高、重量轻的布雷顿循环汽轮机将热能转换为电能。

目前关于MSCRs的研究大多数都聚焦在小型热交换器上。通过使用更小的热交换器，更少的熔盐，从而达到更加节约成本的目的。

熔盐是高度腐蚀性的，随着温度升高腐蚀性更强。对于MSR主冷却回路来说，需要一种能够承受高温腐蚀和强烈辐照的材料。实验表明哈斯特洛合金-N和类似合金能够适应在高达700℃的高温环境下运行的任务。然而，从目前所获得的对于生产规模反应堆的长期经验看来，其将需要满足更高的运行温度，但是在850℃热化学产氢变成可能，它将产生严重的工程困难。这个温度范围的材料尚未确定，尽管复合碳，钼合金(比如TZM)，碳化合金以及基于金属的耐火材料或ODS合金可能具有可行性。

我们选择熔盐的基准是要使得反应堆更加安全并且实际可行。偏向采用氟盐主要是因为它不像氯盐那样需要代价十分昂贵的同位素分离。在中子的辐照下氟盐不是很容易变得有辐射性，并且它对中子的吸收截面相比氯盐更小，而对中子的慢化效果相对氯盐要更好。尽管许多五氟化物和六氟化物的沸点较低，但是低价态的氟化物沸点很高。氟盐需要足够多的热量才能分解成更为简单的成分，因而氟化物熔盐在远低于它的沸点的温度下是“化学稳定”的。

反应堆熔盐也需要是共熔的，这样能有效降低熔盐的熔点。这也将使得热机效率更高，因为在熔盐再度被加热之前，它能从熔盐中带走更多的热量。

也有一些盐十分好用，值得对它进行同位素分离。使用氯盐可以建造成快增值堆，而在反应堆设计上使用氯盐方面也做了很多工作。但是氯盐中的氯元素必须要提纯为高纯度的氯37，这样能减少四氟化硫的产生（当受辐照后变得有放射性的氯衰变成硫时，便可以产生四氟化硫。）同样，熔盐中的锂元素必须提纯为高纯度的锂7，这样可以减少氚元素的产生（氚元素可以形成氟化氢）。

由于熔融氟盐的强氧化还原作用，能导致熔融氟盐的化学势发生变化，解决该问题可以通过在氟盐里加入铍形成所谓的“FLiBe”熔盐，因为加入铍后能降低电化学势，并且能阻挡腐蚀。但是铍有很强的毒性，因而在设计时必须要十分注意，以防止它泄漏到外面的环境中。许多其他的盐都能导致熔盐通道腐蚀，尤其是在高温下，这时反应堆可以产生高活性的氢。

至今，熔盐选择方面绝大部分的研究都放在“FLiBe”熔盐上，因为锂和铍是合理且有效的慢化剂，并且形成的能共熔的熔盐的熔点要比其他组分的熔盐低。由于铍核在吸收一个中子后能放出两个中子，从而也增强了中子的经济性。对于燃料熔盐，通常是加入1%-2%mol的UF4，也加入钍盐和钚盐。MSFR只运行过一种混合燃料，MSRE使用了已知的三种核燃料。

比较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

首先盐必须是非常纯净的，并且有可能在大型熔盐堆中保持洁净。 盐中如果含有水蒸气就会形成有强烈腐蚀性的氢氟酸。其它杂质可能会引起不利的化学反应，极有可能要从系统中清理出去。在以水为慢化剂的传统堆芯中，需要极大的精力去对水进行净化和去离子化，以减小其腐蚀性。

在线后处理的可能性是熔盐堆设计的一个优点。持续的处理会减少裂变产物的存量，控制腐蚀，并通过移除高中子吸收截面的裂变产物（特别是氙）提高中子的经济性。这使得MSR特别适合贫中子钍燃料循环。在一些钍增殖情形中，中间产物镤233将会从堆芯中移除，从而可以衰变产生高纯度的铀233，一种极具吸引力的核弹制造材料。如果留在燃料中，镤可能会吸收太多中子从而导致在石墨慢化剂和热谱下的增殖可能。很多最新的设计都建议使用更大量的钍。这会使少部分镤原子吸收第二个中子，或者通过(n, 2n) 反应(中子不是被吸收而是打出核子中的另一个中子)，产生铀232。因为铀232半衰期比较短并且他的衰变链中含有高γ放射性的物质，这使得该种铀的同位混合体不再具有制造核弹的吸引力。这个优点同时带来的是处理更大量盐而产生的额外费用。另一种设计建议是用重水做高效的慢化剂从而提高中子的经济性（允许更多镤吸收的中子损失）。但是这些设计使得反应堆只能运行在低温低热效率下。必要的熔盐后处理技术只在实验室程度上被阐明了。全尺度的商用反应堆得以应用的前提就是研发一个具有商业竞争力的熔盐清洁系统。

要充分利用熔盐堆的增殖潜力，反应堆必须配合后处理设施的位置。美国没有核燃料的后处理过程是因为没有供应商愿意去承包.由于不同主管部门的监管制度差异很大，使得监管风险和相关的成本非常大。英国、法国、日本、俄罗斯和印度当前有一些燃料后处理设施在运行。

一些美国的管理部门害怕任何形式的燃料后处理都会为钚经济及其相关的扩散危险铺平道路。

类似的争论导致了1994年IFR项目的关闭。钍燃料循环的扩散风险来自于潜在的铀233的分离，该核素可能会用于核武器中，虽然分离过程相当困难。

熔盐堆可以更安全。熔盐通过化学方法限制裂变产物，并且生成缓慢或不产生气体。同时，燃料盐并不在气体或水中燃烧。堆芯以及主冷却循环在接近大气压下运行且没有蒸汽，因此超压爆炸事件不会发生。即便发生了意外事件，大量的放射裂变产物仍将留在盐中而不会散播到空气中。熔盐堆芯是防熔化的，因此，最坏的事件将会是物质泄露。在这种情况下，燃料盐会被排放到被动冷却储存室中以应对该事件。所提出的中子源加速器可以满足一些超级安全的次临界实验设计，以及直接完成初始的钍-铀233嬗变，而该加速器实质上是一个医用质子束源。

有些种类的熔盐堆有着很高的效率。由于堆芯以及主冷却循环工作在低压下，它可以做的更薄，焊接组件成本相对低廉。因此，其成本远低于轻水反应堆堆芯所需要的高压容器成本。同样，一些形式的液体燃料钍增殖可以在每兆瓦产能下比其它堆型使用更少的裂变材料。温度足够高以产生制氢或其它化学反应的工业热。由于这一点，它们被纳入到第四代反应堆的路线图中以进行更深入的研究。

熔盐燃料与钍增殖无需核燃料循环并且潜在消除了对燃料富集与装配的需求，而这两项原本耗费巨大。液体氟化钍反应堆或称作LFTR，是接近这个技术的一个例子。

熔盐堆同样有很好的中子经济，并且基于设计有比传统轻水反应堆更硬的中子谱。因此，它可以在更少的反应燃料下运行。一些设计（比如熔盐实验堆）可以设计运行三种普通核燃料中的任意一种。例如，它可以增殖铀238、钍，甚至燃烧轻水反应堆的超铀乏燃料。与之相比，一个水冷反应堆不能完全消耗钚的产物，这是由于裂变废料增加的杂质捕获了太多的中子使得反应“中毒”。

熔盐——钍增殖燃料的运行周期更长，通过化学沉降或脱气作用去除中子毒物的方法可以使其运行几十年而不加燃料。

熔盐堆涵盖了宽泛的能源尺度范围。小到几个兆瓦的反应堆，已经构筑完成并处于运行当中。大到几个吉瓦的反应堆，设计理论已经被提出。

由于轻型结构与压缩堆芯，熔盐堆比其它已证明的反应堆设计的每瓦特重量更轻（即，它们拥有更大的“功率密度”）。因此，小型以及长填料时间间隔的特点使其成为舰船、飞机、宇宙飞船等载具的最佳动力选择。

在2006年8月16日，北美能源集团公司宣布其准备研发钍基核能发电设施以及钍基电池。

化石能源即将枯竭，太阳能、风能不够稳定，水能开发已过极限。中国未来的能源支柱何在？核能，似乎是一个靠谱的选择：能量密度高、低碳排放、潜在的可持续发展。

大力发展核能已成为我国能源中长期发展规划的重点。目前，我国在役13个核电机组，装机容量为10.234GW，约占全国发电总量的1.5%。按照国家发展改革委的核电发展规划，2020年，我国在役核电机组将达到70座以上，占总装机容量的4%~6%以上。据估计，2030年，我国核电比例将达到约10%；2050年将可能超过400GW，超过目前全世界核电装机容量的总和。然而，目前全世界运行的反应堆绝大多数是热堆，即由热中子引发裂变反应。热堆消耗的主要核燃料是铀235。自然界中铀235的蕴藏量仅占0.71%，其余绝大部分是铀238，占99.2%。因此，我国乃至世界核能的快速发展均面临核燃料未来能否稳定供应的严峻挑战。

2005年，我国GDP总和为18.23万亿元，一次能源总耗量为22.3亿吨标准煤。如今，我国已成为温室气体排放的大国，再过三四十年，我国GDP总量可能达到117万亿元，相应能源需求将会增加很多，同时温室气体排放不仅不能增加，还要减少，好比“又要马儿跑，又要马儿不吃草”，但核能可以做到。以现有的核电技术而言，1千克铀所放出的热量为196亿千卡，而1千克标准煤只能放出7000千卡热量。

因此，在全球气候变化的情况下，节能减排、低碳经济正促使核能在全球复兴。据国际能源机构(IEA)预测，至2050年，全球核电装机容量将达到1200-1700GWe(百万千瓦)。目前，我国核电仅占总能耗不足2%，根据国家发改委发布的核电中长期发展规划，到2020年我国核电运行装机容量将达到40GWe，2050年则可能提高到260GWe及以上。

2011年1月25日下午，在中国科学院2011年度工作会议期间举行的中国科学院“创新2020”新闻发布会上，中科院宣布，“未来先进核裂变能——钍基熔盐堆核能系统”（TMSR）等首批战略性先导科技专项启动实施。

“未来先进核裂变能——钍基熔盐堆核能系统（TMSR）战略性先导科技专项，历经两年的酝酿、调研、讨论，于2010年9月25日通过了高层专家参加的咨询评议，2010年10月26日通过实施方案论证，2010年12月27日通过预算评审，2011年1月11日经院长办公会议审议批准实施。

TMSR专项的目标：通过20年左右，研发第四代的裂变反应堆核能系统——钍基熔盐堆核能系统，所有技术均达到中试水平并拥有全部的知识产权。培养出一支规模千人以上、学科和技术门类齐全、年龄分布合理、整体居国际领先水平、具备工业化能力的钍基熔盐堆核能系统科技队伍。建成世界级钍基熔盐堆核能系统研究基地（包括在基础研究基地和中试研究基地）。

TMSR专项兼顾科学研究、技术发展和工程建设，从钍基熔盐堆的基本科学问题研究入手，不断深入对钍基熔盐堆科学规律的了解；从最小的反应堆工程建设开始，采取逐步放大规模的路线，发展相关的核心技术，最终掌握钍基熔盐堆核能系统所有核心技术并实现产业化。

2011~2015年起步阶段：建立完善的研究平台体系、学习并掌握已有技术、开展关键科学技术问题的研究；工程目标是建成2MW钍基熔盐实验堆并在零功率水平达到临界。

2016~2020年发展阶段：建成钍基熔盐堆中试系统，全面解决相关的科学问题和技术问题，达到该领域的国际领先水平；工程目标是建成10MW钍基熔盐堆并达到临界。

2020~2030年突破阶段：建成工业示范性钍基熔盐堆核能系统，并解决相关的科学问题、发展和掌握所有相关的核心技术，实现小型模块化熔盐堆的产业化；工程目标是建成示范性100MW（e）钍基熔盐堆核能系统并达到临界。

在2006年8月16日，北美能源集团公司宣布其准备研发钍基核能发电设施以及钍基电池。但是由于全球新一代核反应堆尚处于研发中，因此我国自主研发钍基熔盐堆，将可能获得全部自主知识产权。这将使中国把能源的命脉紧紧把握在自己手中。

前景虽然美妙，但科学家还有很多难题需要攻克。从世界上第一座反应堆试验成功，到核电站的商业推广，经历了近20年的时间；而到目前主流核电站技术的成熟，又经过了20多年的发展。新一代反应堆真正实现推广使用，可能还需要20-30年的时间。