美国核能研究中心是大疆能源(INFINITE POWER CO., LTD)旗下致力于美国核能政策和技术战略研究的智囊机构。中心的核心任务是通过研究美国政府机构在核能开发方面的政策响应、政府及核工业界在核能开发方面的技术准备状态，从而在政策和技术的宏观层面把握美国的核能开发战略布局。

对于技术锁定的担忧

目前依然存在下面的问题：现在的 核工业界是否存在技术锁定的问题?目前处于统治地位的技术路线可能并不是最优选择?历史上有很多这样的例子。例如，很多人认为在个人电脑领域微软占统治的 Windows系列操作系统和文字处理软件Word套装已经很好用了(但并不是最好的选择)。但是，所谓的最佳选项和看起来更优化的产品可能存在很大的财 务风险，技术过于复杂等不利因素会阻碍这种技术的推广。对于非轻水堆的核能系统的考验在于，其能否走上类似过去60年LWR走过的那样的进入商业市场的道 路。

另一个横在其他的先进核能系统面前的障碍就是可能出现的二氧化铀燃料的技术锁定，特别是那些在“一次通过”燃料循环中一次性使用的燃料 或混合氧化物燃料。这是因为，目前商业化的闭式燃料循环体系还未能够建成(虽然法国和俄罗斯看起来已经实现了闭合的燃料循环，但事实上他们从辐照后的燃料 中提取的钚元素依然是一次性使用的;燃料循环体系中辐照产生的乏燃料被存储起来以便等到将来的反应堆技术进步后可以利用乏燃料中的可裂变材料，从而实现完 全封闭燃料循环)。尽管处于燃烧核废料模式的快中子反应堆能够解决闭式燃料循环问题，然而高昂的成本以及对核材料扩散的担忧再一次阻碍着这样的反应堆技术 的发展(例如能够实现核燃料增值的反应堆)。并且，目前相对充足的天然铀资源和可以预见的短期内有限的核能需求，也很大程度上阻碍了闭环式燃料循环体系的 发展。尽管如此，还是有部分国家(例如俄罗斯和韩国)出于核废料处理的目的而发展这样的燃料循环技术，但是从技术和政治惰性考虑，当前的核燃料供应是否会 对这些闭式燃料循环技术的发展造成阻碍依然是值得思考的一个问题。当然，闭式燃料循环技术在投入使用前，必须先满足核不扩散的标准和具有经济上的竞争力。 但是，对其经济竞争力的评价必须从整体系统出发考虑，即应考虑到更好的燃料循环系统可能带来的外部成本的下降和对国家能源安全的意义。

钍基核能系统看起来也是技术锁定的受害者之一。钍不能单独进行裂变反应，而是通过在反应堆中进行增殖反应，并经过两次衰变后转变成铀-233。钍资源的储藏量 是天然铀的3~4倍，理论上可以满足数百年的使用需求。并且，由于反应中会产生铀-232，采用钍燃料循环能够更好避免易裂变材料的增殖(防核扩散)。因 为反应产生的铀-232具有很高的放射性，这使得铀-233很难被应用到制造核武器中。但是，钍燃料循环也并不是完全不可增殖的，因为还是可以分离出纯度 接近100%的铀-233，而铀-232的存在可能也很难完全杜绝用铀-233制作简易的核爆炸装置。但是由于需要的钍资源量非常巨大，并且需要承担很多 额外的花费，使得通过这种方法制造核武器的难度非常巨大，至少与传统的武器级钚的生产方法相比，这种核武器生产方法并不那么“理想”。尽管有很多团体在呼 吁建立其基于钍资源的核能系统和燃料循环体系，但是目前开展的促使其商业化的工作还非常少(尽管在本文中还将对国际第四代反应堆论坛 (Generation IV International Forum)和其它组织围绕可利用钍资源的反应堆系统的工作进行讨论)。据 称，Thorium Power(一家创立于20年前的致力于钍基核燃料商业化的公司)最近更名为Lightbridge Corporation，获得 了相应的从事钍基核燃料市场相关的咨询和其它服务、轻水反应堆技术研发以及关于先进的基于金属铀的核燃料的研发活动的资助。因此，在考虑非轻水反应堆及非 铀核燃料的发展可能遇到的障碍时，一定不能忽视技术锁定和技术惰性中主要因素的影响。

从三里岛以及切尔诺贝利核事故中吸取的教训：非能动及固有安全系统的必要性

2011 年前共发生过两次比较重大的核事故。1979年，位于美国的宾夕法尼亚州的三里岛(Three Mile Island，TMI)核电厂其中一台机组发生 了部分堆芯融化。幸运的是反应堆安全壳的结构完整性得以保存，公众没有暴露在事故造成的大量放射性释放中(作为预防措施，政府还是命令孕妇和儿童撤离了周 边区域)。三里岛核电厂的反应堆为压水堆。

7年以后，位于乌克兰的切尔诺贝利核电厂发生了比TMI严重很多的核事故，起因是在例行的年度安 全系统测试中反应堆操作员将反应堆运行在一种不安全的模式下以便测试系统的可用性。反应堆堆型为RBMK，石墨慢化水冷堆。由于这种堆型存在设计缺陷，当 操作员将反应堆在异常的工况下运行之后发生了事故。其中一项缺陷是：由于控制棒的端部是由石墨制成，所以在插入控制棒的初始阶段，反应堆内的反应性是上升 的(石墨会慢化中子，增加堆芯的反应性)。事故释放出的水蒸气和氢气发生了爆炸，将整个反应堆厂房的屋顶全部炸飞。这种RBMK堆型没有配备坚固的反应堆 安全壳(如三里岛的压水堆)。大量放射性污染物在欧洲扩散。这些放射性污染引起了很多欧洲国家的辐射监测报警，并导致欧洲多个国家的大量民众开始反对核电 站。到1990年，在欧洲大部分国家，核能的前景看起来都很渺茫。如果想要核能得到民众的认可，必须采取相应的行动。

在1991年，橡树林 国家实验室的Charles Forsberg和William Reich指出，三里岛和切尔诺贝利核电事故的重要特征就是，反应堆操作员在当时为了一 些“看起来正确的理由”关闭了正常运行的安全系统。如果当时安全系统处于可用状态，那么这些事故可能不会发生。这些是意外导致的事故——初始阶段是操作员 有意为之的，他们不是因为设备失效或不按操作规程操作导致的事故。非能动和固有安全系统是应对这类安全问题的可行的解决方案。但是它是否会在技术、经济上 成为解决这类问题的惯用手段，现在还不太确定。

其中有一篇重要的报告强调，非能动安全系统某种程度上可以认为具有固有安全性(尽管不能完全排除操作员错误干预的影响)。Charles Forsberg 和William Reich的报告有一定的启发意义。他们定义了缩写词PRIME来代表其认为的“根本性”改变。PRIME代表：非能动安全、弹性安 全、固有安全、能抵御恶意行为和为事故发生后的外部救援争取足够时间。

在报告中，Charles Forsberg和 William Reich一直在强调：根据历史上发生的核电事故来看，非能动安全性至关重要。例如，他们在报告引用的相关研究指出：发展核能中30%- 60%的花费都是与健康、安全和环境相关的。这意味着，如果想要提高核能的经济性，必须寻找新的安全保障手段。报告中表示，能动安全系统的花费占据了大部 分的核电站建造成本。同时他们也强调了在投资中的成本以及核能的潜在投资者对于在发生事故后的安全问题的担忧。此外，其报告中还有一处令人感兴趣的内容就 是，他们特别提到了“温室效应”及其可能对核能发展起到的推动作用。需要特别指出的是，他们还提出了一个警告：应对在欠发达国家大规模使用核能时存在的技 能水平低、政治的不稳定性以及可用的核资源的缺乏对安全的影响增加的关注严峻的挑战有所重视。如果不采用非能动和固有安全系统，这些因素显然会增加事故发 生的概率。他们在1991提出的每个问题，对于今天依然有很大的借鉴意义，并对本文随后要讨论的先进反应堆的设计原则有很大的影响。

新千年中核能发展的新纪元：国际第四代核反应堆论坛及其路线图的创立

在上世界90年代，世界范围内的核电建设都处于停滞状态。在这段时间内，虽然大部分的核电国家(核电比例较高的)都停止了新的反应堆建设，但是少数国家却在 努力推进其核电发展计划。期间，美国自从发生三里岛核电事故后，再也没有建造新的核电机组，甚至取消了很多已经签订的订单。法国和日本在1980年代经历 了核电的建设高峰期后很快实现了其预先制定的核能发展目标，并在1990年代逐渐减少新的项目。正如前一章中描述的那样，在经历了切尔诺贝利核事故后，欧 洲大多数国家的核电建设都进入衰退中。多国的选民通过公投迫使政府制定了新的能源政策——即使没有颁布逐渐淘汰已有的核电机组的政策，也至少停止了核能的 扩张。

即便世界范围内进入了核能发展的停滞期，部分国家还是在推进其先进反应堆设计技术的研究和发展。例如，韩国发展了一种称为DUPIC 的能够实现铀的再利用和燃烧超铀元素的重水压水堆，以便更好实现的管理乏燃料并减小其最终存储体积。韩国原子能研究院 (Korea Atomic Energy Research Institute，KAERI)还发展了小型模块化反应堆技术SMART。目 前，SMART的研发已经进入到可以进行商业化发展的阶段。此外，KAERI还研究了其它的用于先进核能系统的防核扩散方法。例如，使用高温冶金处理方法 制造由超铀元素和裂变产物混合而成的用于在快中子反应堆中进行燃烧的材料(包括钠冷快堆)。美国继续在阿贡、爱达荷、橡树岭以及洛斯·阿拉莫斯等国家实验 室开展先进核能系统的研发工作。其中，阿贡国家实验室针对用于配合高温冶金处理方法配合使用的一体化快堆技术开展了大量的工作。但是，在1994年克林顿 总统任期内，政府停止了对该项目的经费资助。在此期间，美国核能研究大幅转向经过验证的风险较小的轻水堆系统。此外，日本、俄罗斯和欧盟也开展了相应的研 发。虽然本文的目的不是将这些研发活动全面展示出来，但是这篇报告也意识到了，正是这些研发工作构成了今天正规化的多国合作的先进核能系统研发路径。

2000年，在经济合作发展组织(Organization for Economic Cooperation and Development，OECD)下 属的核能署(Nuclear Energy Agency，NEA)的赞助下，多个开展了前述的研发项目的国家及其他希望发展先进核能系统的国家的代表聚 集在法国巴黎，组成了第四代核能论坛(Generation IV International Forum，GIF)。除此之外，GIF还获得了美国能 源部核能研究咨询委员会 (U.S. Department of Energy’s Nuclear Energy Research Advisory Committee，NERAC) 在人力和物力上的支持。GIF美国方面的负责人William Magwood IV成为GIF首任主席(目前他是NEA的负责人)。GIF的章程发布于 2001年7月，一开始包括了9个GIF的创始成员国，后来成员逐渐扩展到13个(包括阿根廷、加拿大、巴西、中国、欧洲原子能共同体、法国、日本、韩 国、俄联邦、南非、瑞士、英国和美国)。在2002年，GIF发布了第四代核能系统的路线图，其中包含有4个目标：[pagebreak]

I. 可持续性

l 可持续地产生能源，促进核燃料的可持续获取。

l 最小化核废料产生量并减轻其长期管理的负担。

II. 安全与可靠性

l 卓越的安全性和可靠性。

l 极低的堆芯损坏概率和极小的堆芯损坏程度。

l 消除场外应急的需求。

III. 经济竞争力

l 相对于其他形式的能源，具有更高的全周期经济性。

l 财务风险与其他形式的能源相当。

IV. 核不扩散和物理保护

l 难以从反应堆燃料中转化和窃取武器级的核材料，增加用于应对恐怖主义行为的物理防护能力。

路线图中还描述了为了在2030年后完成部署这些核能系统的计划所需要开展的研发工作。这些系统包括核反应堆，能量转化系统及燃料循环体系。感兴趣的读者可以访问GIF的网站以便获取报告的完整版。此处，本报告主要对GIF涵盖的6种先进核能系统进行了概括。

最终，整个筛选过程从差不多100种概念设计中挑选了6种。但是，GIF并不想给人一种这样的印象，即只有这6种概念设计是未来可行的核能系统。并且，这6 种设计本身也包含了不同的运行模式和燃料循环方式。也就是说，实际远不止6种设计。尽管如此，根据以往获得的研发成果和运行经验，并考虑到不同类型的系 统，这6种方案显然是远远不够的。这6种方案不仅包含了在现有轻水堆技术上进化而来的新系统，还涵盖了很多跟现在正在运行的商用反应堆完全不同的革命性的 全新核能系统(除了部分正在俄罗斯和印度运行，并且在韩国、日本和法国发展的钠冷快堆)。如果读者希望了解这些核能系统的详情或者在最新的GIF路线图中 这些核能系统接来下的重要发展进程，可以查看2014年1月的GIF报告。此处，本文给出了关于这些系统各自的主要特点和研发需求，以便作为报告的导读。 为了证明其商业可行性，每个核能系统需要在未来开展大量的工作，这些工作可以分为三个连续的阶段：

I. 可行性阶段：在相应的条件下对基本的概念设计进行验证，识别所有可能的技术瓶颈并解决;

II. 性能阶段：实际工程级的物理过程、现象以及材料性能得到验证，并在原型条件下对其进行优化;

III. 示范阶段：完成详细设计，以商业部署为目标，开始着手进行执照申请、建造和系统的运行相关工作。

在开始对特定的设计概念进行描述之前，非常有必要对各种设计(或者说绝大多数)所拥有的共同特点进行强调。首先，所有这些设计都比现在正在运行的热堆拥有更 高的能量转化效率(包括现在所有的轻水堆和重水堆)。总体来看，所有的6种GIF反应堆设计的能量转化效率在40%-50%，而目前运行的热堆的效率在 33%-34%(虽然通过功率提升某些轻水堆机组的能量转化效率最高达到了36%)。更高的能量转化效率意味着，当反应堆中的核反应产生同样热量时，机组 能发出更多的电或者生产更多的高品质能源(如氢燃料)，同时减小向环境中排放的废热。同时，高能量转化效率可以帮助减少核燃料的消耗量，降低发电成本，使 得这些先进反应堆系统相对于化石能源有更高的经济竞争力(例如，天然气联合循环电厂的热效率高达50%-60%)。GIF中的反应堆设计主要通过提高运行 温度来获得高能量转化效率。其中的部分设计还能使用高效的布雷顿(Brayton)循环，相比之下目前运行的热堆机组普遍使用朗肯循环 (Rankine)。此外，GIF中的反应堆设计还拥有更高的反应堆能量密度。而且，部分GIF反应堆设计还规划了厂内集成或者近距离布置的燃料循环和后 处理系统，这对于核燃料的管理是非常有利的。

气冷快堆(Gas-Cooled Fast Reactor，GFR)

GFR 是一种快中子堆，它使用氦气冷却堆芯和传输堆芯热量。可以预想得到，GFR将具有封闭的燃料循环，它能够多次再循环燃料，消耗长寿命锕系元素，使得核废料 最少。相对于其他高温系统，GFR的一个优点是，氦是化学惰性的，不会有腐蚀或放射毒性问题。值得注意的是，GFR可以提供非常高的热效率——约48%。 通用原子公司声称，它的EM2 GFR设计热效率甚至可以达到53%。

当然，GFR存在与高温相关的诸多困难，还面临苛刻的运行条件。由于 堆芯具有很低的热惯性，在强制冷却丧失事故下，堆芯会迅速升温，可能会造成堆芯熔化。这种强制冷却丧失可能在降压的时候发生。而且，由于堆芯功率密度高， 不同于其他类型的高温堆(HTGR)，传导冷却降温无法起作用。另外，氦气密度太低，无法通过自然对流为堆芯冷却。此外，快中子轰击对压力容器的影响的问 题还有待研究，相比之下，其他传统的高温气冷堆系统使用石墨慢化，中子能量较低，减轻了中子对压力容器的轰击。

《GIF路线图》强调，仍然 需要“在未来10-20年内，建造一个小型实验堆。目前正在开展的ALLEGRO实验堆项目满足这个需求，该项目由四个国家(捷克共和国、匈牙利、波兰和 斯洛伐克共和国)联合开展，ALLEGRO将是全世界建造的第一座气冷快中子反应堆，将成为研发和考查商业规模高温GFR所需的高温、高功率密度燃料的测 试载体。”该实验堆的功率为商业堆的十分之一。

另一个关键的要求是制造出可使用的燃料。特别是燃料的包壳材料，要求必须满足密封性、延展性、氦气兼容性(氦气可能有杂质)等堆芯设计要求，并适用于强辐射条件。《GIF路线图》规定的标准如下：

l 正常运行状态下，包壳的温度为1000℃;

l 包壳温度能在1600℃下几个小时内无裂变产物释放;

l 在包壳温度达到2000℃时能维持堆芯的冷却能力。

目前任何国家都不具备燃料研发所需的技术，所以必须进行国际合作。GIF认为需要投入大量的研发力量才可能将燃料的研发推动到可考虑进行商业化的阶段。首 先，在未来10-20年，必须完成小型实验反应堆的设计，然后开始启动实验堆有关的许可程序。也许到2025年，该反应堆能达到性能论证阶段。《GIF路 线图》没有预测20年以后的情况，因此并没有对商业原型堆的时间给出估计。

Breakthrough研究所最近开展了一项独立的、针对先进 核能系统前景的研究，评估认为GFR面临太多的重大障碍，难以实现商业化。该研究所总部位于加利福尼亚州奥克兰市，是一个非常支持核能的非政府组织。他们 的论据是：目前的材料无法承受GFR堆芯内的高辐射场;目前为止还没有建造一座哪怕试验用途的气冷快堆;以及，“(GFR)依靠专设的安全系统，而不具备 固有安全特性，削弱了其作为无堆芯熔化设计的潜力。”

铅冷快堆(Lead-Cooled Fast Reactor，LFR)

LFR使用铅(Pb)或铅-铋(Pb-Bi)合金作为冷却剂，工作压力为大气压，由于冷却剂具有非常高的沸点，堆芯处于高温状态。因为铅的中子散射性质，堆芯链式反应利用快中子。LFR的预期效率高于42%，并具有许多吸引人的安全特性，其中包括：

l 冷却剂的化学惰性，尤其是铅不同于液体钠，不会与水或空气发生发热反应(后续详细讨论);

l 铅的高沸点降低堆芯产生空泡的风险(即堆芯将一直有冷却剂覆盖);

l 铅的高密度有助于燃料的分散，避免在堆芯熔化事故下燃料聚集，从而最小化临界事故的风险;

l 铅的热特性使堆芯具有热惯性;

l 铅能屏蔽γ射线，并且在事故下还能容留高放射性的裂变产物;

l 铅的中子慢化能力很弱，允许增加燃料栅元之间的间隙从而降低冷却剂流动阻塞的风险;

l 简化的冷却剂流动路径和较低的堆芯压降，使得堆芯能够利用自然对流实现停堆后的堆芯余热排出。

然 而，LFR仍然有需要解决的挑战。首先，为了防止在高温和流动状态下铅对结构钢的侵蚀和腐蚀作用，需要进行化学控制，在冷却剂中添加氧，使得结构材料形成 氧化层。在发生地震的情况下，铅的结构应力很大，可能会损坏反应堆。由于铅是不透明的，不易于监控和检查堆芯部件。因为铅的熔点高，为了防止冷却剂凝固， 一回路冷却剂必须保持高于327℃。此外，由于铅的重金属毒性，必须制定和实施特别的规程以确保安全。

铅铋反应堆的唯一的运行经验来自在俄 罗斯约六艘潜艇中的运行，其中有两个堆芯出现过重大问题。此外，并不能根据潜艇反应堆成功运行的经验来推断LFR概念设计，因为潜艇反应堆是在相对低很多 的温度下运行，并且中子为超热谱而不是快谱。这些反应堆的安全问题是钋-210的积累，钋-210具有很强的α放射性。俄罗斯联邦研发相关技术来收集和去 除钋。

很多国家开展了不同设计方案和不同额定功率大小的研究，包括中国、韩国、日本、俄罗斯、美国及欧洲原子能共同体的成员国。有兴趣的读 者可参考《Gen IV’s 2014 Roadmap》及相关网站。目前来看，最有可能在2020年后完成原型堆建造的国家是俄罗斯，他们基于俄罗斯海 军的经验，设计了BREST-OD-300和SVBR-100反应堆。

如果LFR实现商业化，很有可能尺寸会被缩小，以保持较低的总重量和 铅体积。例如，Gen4 Energy(前身为Hyperion Power)正在开发Gen4Module，一款小型的、25兆瓦、10年寿命的模块化 LFR，被称为“核电池”，它是最有希望促使LFR向前发展的方式(假设上述的重大技术挑战可以克服)。

熔盐堆(Molten Salt Reactor，MSR)

MSR 通常有两种设计：第一种，可裂变材料溶解在熔融氟化物盐中;第二种，熔融盐是作为冷却剂，燃料是包覆的燃料颗粒，其中包覆的涂层阻止放射性裂变产物进入冷 却剂。与第二种设计不同，在第一种设计中，将使用一种方法以捕获循环的熔融盐中的裂变产物。但无论使用哪种方法，确保无放射性污染释放是首要目标。

MSR 很早就已经提出，近年来受到了大量的关注，既包括一直坚定支持核不扩散的人，也包括MIT的年轻人和硅谷的风险投资家。不了解MSR历史的人可能难以相信 MSR起源于上世纪50年代的“Aircraft Reactor Experiment”(飞行器反应堆实验)研究，该研究的使命为设计和建造适用于飞 机的、安全的核反应堆。虽然这个实验没有研制出核动力飞机(可能要谢天谢地)，但确实在橡树岭国家实验室开展了 “Molten Salt Reactor Experiment”(熔盐反应堆实验)。传说中，阿尔文·温伯格博士是当时核动力研究领导者，他曾参与这 个实验，并且是MSR技术的支持者。但是到了70年代初，美国政府不再为实验以及进一步推进MSR研发提供经费。

近期MSR重新受到关注， 很大一部分原因是MSR的安全特性。例如，MSR具有很大的负的温度反应性和空泡系数，这意味着快速升温、出现空隙或密度减小或“空泡”，将降低堆芯反应 性，使反应堆处于安全状态。在第一种设计中，可裂变材料溶解在盐中，如果丧失电力，一回路管道底部的冷冻塞将融化，熔融材料向下流动到一个安全容器当中。 此外，由于反应堆运行在大气压力或接近大气压力下，不存在PWR或GFR那种失压造成的潜在安全问题。

MSR另一个让人关注的优点是防扩散 性。MSR使用Th-232/U-233燃料循环，这种模式被认为具有很强的防扩散性。虽然U-233是易裂变核素，并且曾用于第一代枪式核武器，但钍铀 循环会产生U-232，U-232具有放射性，即使剂量很小，也会对任何试图用铀混合物制造核弹的人产生辐射伤害。因为铀232和铀-233具有几乎相同 的化学性质，使用化学处理技术将它们分开几乎不可能。然而，也有另外一种可能性，就是从Th-232转变成U-233的反应链中，及时把镤元素(Pa)分 离出来，以减少铀232的产生，经过约27天的半衰期，Pa-233衰变为铀-233。但是，要得到一公斤U-233，将需要约1.5吨Th-232。而 制造一颗核弹，约需要8公斤的U-233。因此，尽管这种燃料循环“零扩散”的说法言过其实，但至少具有很强的防扩散性。

采用钍燃料循环的 障碍在于“一次通过”型铀燃料循环已经非常根深蒂固，正如本报告中前面提到的。然而，具有丰富钍储量的国家(如印度)，对研发钍燃料循环原型堆表现出极大 的兴趣。钍的储量估计要比铀多三至四倍。液态氟化钍反应堆(LFTR)受到了大量关注，被认为是非常有前景的技术。

此外，第二种设计，通常称为氟化盐冷却高温反应堆(FHR)，具有大型发电能力，并且具备全面非能动安全特性。此外，FHR可在高效发电的同时为工业供热。麻省理工学院、加州大 学伯克利分校和威斯康星大学的研究人员提出一种新的设计，将天然气发电厂和FHR结合起来，既可以作为基荷电力也能调峰配电。MIT-Berkeley- Wisconsin团队进行了经济成分析本效益，结果表明，这种混合发电模式有可能使这种FHR的发电成本可以和化石燃料发电相竞争。

人们 对FHR已经有很深入的研发，另一个案例是采用陶瓷TRISO燃料颗粒的球床式先进高温堆(PB-AHTR)。对TRISO燃料的研究可以追溯到1959 年的英国。这种燃料类型后来在德国两个气冷反应堆进行测试。最近，中国和日本对TRISO燃料进行了研究。目前，在韩国和中国，正在计划申请建造PB- AHTR。

此外，MSR反应堆在核废料管理方面具有明显的优势：由于燃料的多功能性，MSR反应堆可消耗许多可裂变材料，如比铀质量更大的 可裂变核素，这将有助于缓解长期核废料储存库的负担，使得成批次的放射性物质只需要存储几百年即可达到低放射性水平。相比下之，“一次通过”型铀燃料循环 需要存储几万年。例如，由两个年轻的MIT核工程专业的学生创立的Transatomic Power公司正在研究MSR，他们将之命名为“无废料熔盐 堆”(Waste-Annihilating Molten Salt Reactor，WAMSR)。不过要开发出这种可消耗超铀元素的反应堆，还需要 很多的研究工作。有可能需要多个再循环才能将超铀元素焚烧到足够低的水平。

那么MSR还有什么困难呢?对于FHR，在纤维陶瓷复合材料、燃料元件和组件、防止氚释放技术和防腐蚀保护技术等方面需要进一步的研究。对于其他主要的设计理念，有几个研发问题需要解决，其中包括燃料盐的物理-化学特 性、放射性裂变产物在盐中的特性、盐与燃料和冷却剂回路结构材料的相容性、在线燃料加工方法，以及液体盐的测试和控制等等。

虽然MSR依然存在重大问题有待研究，但是其良好的安全特性和其他的潜在优势足以使MSR非常具有吸引力。此外，考虑到针对PB-AHTR概念已经开展了大量研发工作，分析师预测，MSR有望在21世纪20年代中期迈向商业化。

【关于FAS】

美国科学家联盟(FAS)成立于1945年，由参与制造首颗原子弹(“曼哈顿计划”)的众多科学家建立。该组织坚信科学家、工程师和其他技术人员有道德义务 确保他们的智慧和劳动技术成果能应用于造福全人类。该组织最初成立的任务是防止核战争。虽然核安全仍然是FAS目前的一个主要目标，不过该组织已扩大了其 核心工作以解决科学和安全交叉的紧要问题。

FAS出版物用于提高决策者、公众和媒体对科学和安全政策紧要问题的理解。参与编写FAS报告的 作者可能是FAS成员或者该组织外的知名专家。因此，这些报告并不代表FAS在政策问题上关于制度方面的立场。本文及其他FAS报告中所有的事实陈述和观 点表达的唯一责任人是作者。

【关于作者】

Charles D. Ferguson是美国科学家联盟的主席。来到FAS之 前，Ferguson博士在美国外交关系协会(CFR)担任Philip D. Reed科技高级研究员。在担任CFR的工作之前，他是蒙特利研究所核不 扩散研究中心的客座科学家，他与William Potter合著了《核恐怖主义的四个面孔》(劳特里奇出版社，2005年)。他是2003年发布的报告 《商业放射性来源：调查安全风险》的第一作者，这是911之后第一次深入研究“脏弹”威胁的报告。这份报告获得了保健物理学会2003年度 Robert S. Landauer讲座奖。他曾担任美国政府和国家实验室的顾问。2011年5月，他编写的《核能：每个人都需要知道的事》一书由牛津 大学出版社出版。2013年，鉴于他在提高公众和政策制定者对核问题认识上所做的工作，他被当选为美国物理学会的资深会员。1987年，Ferguson 以优异的成绩毕业于美国海军军官学校，并在海军核动力部队服役，1996年从波士顿大学获得物理学博士学位。