摘要：十年前，在钍基熔盐堆还不被国家高层重视的起步阶段，我是积极推动者，为钍基熔盐堆总结了“固有安全性、资源‘无限’性、选址灵活性、废物短寿性、军事无关性、用途多样性、寿期经济性”等七大优点，客观上推动了钍基熔盐堆事业的进展。最近，介绍钍基熔盐堆的小视频愈来愈多，吹得愈来愈玄乎，以至于很多政府官员或外行专业人士过于乐观。我不得不赶紧出来再讲讲困难、泼泼冷水。最后面三个附录是对热心的非核能专业人士提出的问题的解答。
目录
一、国内技术开发现状：从无到有，领跑全球…………………………………………………………1
二、核心技术难题：从实验到商用的三道“拦路虎”…………………………………………………2
（一）中子增殖效率低：中间产物无效吸收引发的自持难题………………………………………… 2
（二）结构材料三重考验：高温、腐蚀与辐照的极限挑战……………………………………………4
（三）在线同步后处理：高温放射性环境的“精细操作”难题 ………………………………………5
三、展望：攻坚破难，开启钍基能源新时代……………………………………………………………5
附录1、目前市场上有哪些成熟的中子源技术……………………………………………………………6
附录2、陶瓷能否替代石墨做中子慢化剂？………………………………………………………………7
附录3、熔盐棒状堆的可行性………………………………………………………………………………8
作为第四代先进核能系统的核心代表，钍基熔盐堆以其钍资源利用率高、安全性好、核废料少等突出优势，成为破解我国能源结构转型与核燃料供给困境的重要方向。近年来，我国在该领域实现了从跟跑到领跑的跨越，建成全球唯一运行的钍基熔盐实验堆并完成关键技术验证，但从实验堆到商业化应用，仍需攻克一系列技术难关。
一、国内技术开发现状：从无到有，领跑全球
我国钍基熔盐堆研发始于21世纪初，2011年中国科学院启动“钍基熔盐堆核能系统”战略性先导科技专项，集聚近百家科研机构、高校和企业组建协同创新团队，开启了体系化攻关之路。经过十余年努力，我国在该领域取得了一系列里程碑式成果：2023年10月，位于甘肃民勤的2兆瓦液态燃料钍基熔盐实验堆首次实现临界反应；2024年6月达成满功率运行（只发热、不发电），堆出口温度达650℃；2024年10月完成世界首次熔盐堆加钍实验；2025年11月宣布实现钍铀核燃料转换，首次获取钍入堆运行后实验数据，初步证明了熔盐堆利用钍资源的技术可行性。
目前，该实验堆已成为全球唯一运行并实现钍燃料入堆的熔盐堆，关键核心设备实现100%国产化，整体国产化率超90%，供应链完全自主可控。科研团队创新采用一体式堆本体设计，将堆芯、燃料盐泵、换热器等核心设备集成于反应堆主容器内，大幅降低放射性泄漏风险，显著提升系统安全性。依托该实验堆，我国已构建起独具特色的熔盐堆和钍铀燃料循环研究平台，并启动与国家电力投资集团等龙头企业的深度合作，加速推进钍基熔盐堆产业链供应链建设。根据规划，我国将在2026年启动10兆瓦级研究堆建设，2030年实现其满功率运行，2035年建成百兆瓦级示范工程，逐步推进技术商业化落地。这一系列进展不仅巩固了我国在国际熔盐堆研究领域的引领地位，更为利用我国丰富的钍资源（已探明储量28.6万吨，多为稀土开采伴生资源）奠定了基础，有望破解我国铀资源对外依存度超70%的困局。
在核心技术研发方面，我国已突破液态燃料制备、高温熔盐回路设计、被动安全系统等关键技术，开发出GH3535镍基合金等专用结构材料并成功应用于实验堆，核石墨制备实现国产化——中钢新型材料（宁夏）有限公司成为国内唯一具备核石墨生产条件的企业，方大炭素研制的大规格核级石墨冷态技术性能达标，热导率、辐照稳定性等关键指标满足设计要求，打破国外垄断。同时，我国在钍-铀燃料循环机理研究、堆芯物理设计等基础领域积累了大量数据，成功完成世界首次熔盐堆加钍实验与钍铀核燃料转换，为后续技术迭代提供了坚实的科学与工程支撑。
二、核心技术难题：从实验到商用的三道“拦路虎”
尽管我国在钍基熔盐堆研发上取得显著突破，但实验堆的成功并不意味着商业化之路畅通无阻。从启动运行、结构材料到燃料循环，该技术路线仍面临多重核心技术挑战，每一项都考验着我国的高端制造与基础研究实力。
（一）铀-233裂变产生的平均有效裂变中子数较低，使核燃料增殖比大于1较困难
核反应堆核燃料中的易裂变核素在中子的轰击下发生裂变反应，并产生一定数量的中子，以维持核反应堆中的链式裂变反应持续发生，同时还可以使堆中不易裂变核素吸收中子后转换为易裂变核素，实现核燃料的增殖，备注中给出了钍232吸收中子后转化为铀-233的过程。核反应堆也是一个中子源，附录1列出了一些现有的中子源类型。
使用铀-233作为裂变燃料的钍基熔盐堆，一般工作在热中子谱下，铀-233每次裂变产生的平均有效裂变中子数低于工作在快中子谱下的钚-239每次裂变所产生的平均有效裂变中子数。因此一般认为钍基熔盐堆的核燃料增殖比小于采用铀-钚燃料循化的快堆燃料增殖比。另外，钍-铀转化链中存在大量中间产物的中子无效吸收，例如，镤-233（钍-233衰变产物）具有较高的中子吸收截面，会“无效俘获”部分中子生成镤-234，导致中子资源的“浪费”，进一步降低核燃料增殖比。因此如何降低中子的“无效俘获”，提高钍基熔盐堆的核燃料增殖比是一项挑战。通常，为了提高燃料转换能力，需要匹配在线化学回路，以净化熔盐，去除杂质也去除一些其他中子吸收体，减少中子无效吸收。
备注：钍-232（₉₀²³²Th）吸收一个中子后，需经历两次β⁻衰变（β衰变）最终转化为铀-233（₉₂²³³U），完整反应链及公式如下：
第一步：钍-232俘获中子生成钍-233
钍-232首先吸收一个热中子（₀¹n），发生核反应生成不稳定的钍-233（₉₀²³³Th），反应公式为：
₉₀²³²Th + ₀¹n → ₉₀²³³Th + γ（γ 射线，释放能量）
这一步是“中子俘获”反应，也是后续衰变的前提，文中提及的“钍-232寄生俘获” 本质就是该反应（即中子用途偏离链式反应需求）。
第二步：第一次β⁻衰变（钍-233→镤-233）
钍-233的原子核不稳定，其中一个中子会转化为质子，同时释放一个电子（β⁻粒子，₋₁⁰e）和反中微子（ν̅ₑ），原子序数增加1，质量数不变，生成镤-233（₉₁²³³Pa），反应公式为：
₉₀²³³Th → ₉₁²³³Pa + ₋₁⁰e + ν̅ₑ
该衰变的半衰期约22.3分钟，属于短半衰期衰变，衰变后产物仍不稳定。
第三步：第二次 β⁻衰变（镤-233→铀-233）
镤-233继续发生β⁻衰变，原子核内另一个中子转化为质子，再次释放电子和反中微子，原子序数再增加1，最终生成稳定的可裂变核素铀-233，反应公式为：
₉₁²³³Pa → ₉₂²³³U + ₋₁⁰e + ν̅ₑ
该衰变的半衰期约27.4天，是整个转化过程的关键慢步骤。
综上，从钍-232到铀-233的完整转化链为：₉₀²³²Th（俘获中子）→ ₉₀²³³Th →（β⁻衰变）→ ₉₁²³³Pa →（β⁻衰变）→ ₉₂²³³U，核心是两次β⁻衰变逐步提升原子序数，最终完成从钍到铀的转化。
（二）结构材料三重考验：高温、腐蚀与辐照的极限挑战
钍基熔盐堆的运行环境堪称“极端苛刻”：堆芯工作温度高达600-700℃，液态氟化盐冷却剂兼具强腐蚀性，同时堆芯释放的中子会对结构材料造成持续辐照损伤。结构材料需同时满足抗高温、抗强腐蚀、抗辐照三大要求，其性能直接决定反应堆的安全寿命——商业堆设计寿命需达60年，而实验堆使用的材料仍需进一步优化。
核石墨作为堆芯慢化体和反射体的核心材料，面临着严峻考验：高温下易与熔盐发生反应，中子辐照会导致其出现肿胀、硬化甚至微裂纹，表面微孔还可能导致燃料盐渗透形成局部热点。我国虽已开发出NG-CT-50等专用核石墨，其小孔喉尺寸能有效阻隔熔盐，模拟验证了其优异的熔盐阻隔能力。耐辐照试验显示，在400℃、30MeV Ni⁵⁺离子束辐照环境下，NG-CT-50核石墨辐照区域微裂纹出现少量收缩，纳米级孔隙数量减少，晶体非晶化程度随辐照深度增加而上升，且在600℃高温环境下辐照损伤可得到一定程度恢复。但商业堆要求材料承受10-30dpa的高辐照剂量，如何在该剂量下保证长期尺寸稳定性与力学性能，仍是亟待突破的关键难题。
备注：dpa是衡量材料所受中子辐照损伤程度的核心指标，其中“dpa”是英文 “Displacements Per Atom”的缩写，中文意为“每个原子的位移次数”，直观反映核反应堆内中子轰击对材料原子结构的破坏强度。
具体来说，钍基熔盐堆运行时，堆芯释放的高能中子会持续撞击结构材料（如NG-CT-50核石墨、GH3535镍基合金）的原子。当中子能量足够高时，会把材料中的原子从原本稳定的晶格位置“撞出”，形成空位和间隙原子 —— 这种原子位移就是辐照损伤的核心来源。1dpa就表示材料中平均每个原子被撞出原有位置1次；10-30dpa则意味着，材料中每个原子平均被位移 10 到 30 次，属于极端苛刻的高辐照环境。
对钍基熔盐堆而言，商业堆设计寿命需达60年，其间结构材料（尤其是核石墨、包壳合金）要长期承受堆芯中子轰击，必须耐受10-30dpa的辐照剂量。这一指标的核心意义在于：若材料无法达标，会出现明显的性能退化 —— 比如核石墨会肿胀、开裂，镍基合金会脆化、腐蚀加剧，最终导致材料失效，严重威胁反应堆安全运行。文中提及 NG-CT-50 核石墨虽能在低剂量辐照下保持一定稳定性，但要满足10-30dpa的长期要求，仍需攻克尺寸稳定性与力学性能保持的难题。
而作为回路与堆芯包壳材料的镍基合金，同样面临高温、腐蚀与辐照叠加的“极限修罗场”考验。我国自主研发的GH3535合金已成功应用于实验堆，相关耐辐照试验表明，在模拟堆芯600-700℃高温环境下，经一定剂量辐照后，合金仍能保持基本力学性能，但存在轻微晶间腐蚀倾向，辐照会加剧氟离子引发的应力腐蚀开裂风险，导致材料疲劳寿命下降。目前，我国科研团队正通过同步辐射成像、离子束辐照实验等手段，深入研究材料微观结构演化规律，探索通过表面涂层、成分微调等方式提升其综合性能，但要实现商业堆60年设计寿命所需的长期可靠性，仍需在材料成分设计与制备工艺上持续攻关。
（三）在线同步后处理：高温放射性环境的“精细操作”难题
钍基熔盐堆的另一大优势是可通过在线后处理系统连续提取裂变产物、回收未燃尽燃料，实现连续运行5—7年无需停机换料，这也是其区别于传统铀堆的核心特征之一。需要明确的是，熔盐堆在线后处理技术并非单一工艺，而是一套集成化技术体系，干法熔盐电解是其中的核心关键环节，但并非全部。从技术分类来看，核燃料后处理分为水法与干法，钍基熔盐堆的燃料由多种金属氟化物熔盐组成，难溶于水，因此干法后处理是其唯一适配的技术路线，而熔盐电解则是干法体系中实现元素分离的核心手段。但在线后处理的完整流程还包括前置的氟化挥发、减压蒸馏等工艺，以及后续的燃料重构环节，需要多工艺协同才能实现燃料盐的连续纯化与循环利用。这种复杂的技术集成，使得在线同步后处理堪称“在刀尖上跳舞”——需在高温、强放射性环境下，对流动的液态燃料盐进行精准分离与提纯，任何操作失误都可能导致放射性泄漏或燃料损失。
目前，我国实验堆仍采用批次处理方式，连续在线处理技术尚处于研发阶段，其中干法熔盐电解环节的工程化验证是核心攻关重点。该技术的核心难点集中在三方面：一是高温下裂变产物的精准分离，熔盐电解需在600-700℃高温下进行，需开发专用电极材料与电解质体系，确保高效分离铀、钍等锕系元素与裂变产物，同时避免电极腐蚀与副反应发生；二是设备的耐辐射与密封性，电解装置需长期在强辐射环境下工作，密封件易受高温与辐射双重作用老化失效，可能导致放射性物质泄漏；三是处理过程的自动化控制，电解过程中的电压、电流、熔盐成分等参数需实时精准调控，需开发高精度传感器与控制系统，实现无人化操作。此外，前置的氟化挥发工艺需高效分离铀并转化为UF₆，减压蒸馏环节需精准回收LiF、BeF₂等载体盐，这些环节与熔盐电解协同匹配的稳定性，同样是技术攻关的关键。尽管我国已建成燃料盐后处理实验系统，且干法后处理主工艺流程已完成中试验证，但要满足商业堆的处理效率与安全性要求，仍需突破多工艺集成优化、大型化设备研制等一系列关键技术。
三、展望：攻坚破难，开启钍基能源新时代
钍基熔盐堆作为我国在第四代核能领域的“先手棋”，其技术突破不仅关乎能源安全，更能推动我国在高温制氢、熔盐储能等关联产业的发展，构建多能互补的低碳复合能源系统。面对上述技术难题，我国已制定清晰的攻关路线：通过国家战略先导专项持续投入，集聚材料科学、核物理、高端制造等多领域力量，从基础研究到工程应用进行全链条突破。
目前，核石墨性能优化、镍基合金腐蚀防护、在线后处理工艺等关键领域的研究正在稳步推进，10兆瓦级研究堆已进入设计阶段，计划2026年启动建设，核心任务是验证高功率、长时间运行下的设备可靠性，为百兆瓦级堆型积累工程经验。从当前进展来看，距离百兆瓦级电站商业化推广仍有10年左右的路程：按照规划，2035年将建成百兆瓦级示范工程并实现并网发电，开展供热、制氢等多元化应用示范；2040年左右完成钍铀燃料循环关键技术验证，实现商业化稳定运营，届时需通过规模化降低成本，确保其在经济性上可与传统核电、煤电抗衡。随着技术的不断迭代，钍基熔盐堆有望如期实现商业化突破，届时我国丰富的钍资源将得到充分利用，核能产业将摆脱对铀资源的依赖，为“双碳”目标的实现提供强有力的支撑。
当然，技术攻坚非一日之功，钍基熔盐堆的商业化之路仍需长期坚持。但凭借我国在实验堆建设、核心材料国产化等方面的先发优势，以及体系化的科研攻关能力，我们有理由相信，钍基熔盐堆将成为中国引领全球能源革命的重要力量，开启清洁、安全、可持续的能源新时代。
附录1、目前市场上有哪些成熟的中子源技术
目前市场上的中子源技术可按原理与应用场景分为三大核心类别，覆盖科研、工业、医疗等多个领域，具体如下：
一、反应堆中子源
这是技术最成熟、应用最广泛的传统中子源，核心是利用核燃料（如铀 - 235）裂变反应释放中子。其特点是能产生稳定的连续中子束，中子通量高，适合需要长时间稳定中子供应的场景，比如基础科学研究、材料辐照试验、核燃料循环验证等。国内代表性装置包括绵阳研究堆（CMRR）、中国先进研究堆（CARR），它们与散裂中子源形成互补，为中子散射研究提供支撑。不过这类中子源存在核燃料依赖、散热限制（中子通量已近饱和）、退役处理复杂等问题，且难以小型化。
二、散裂中子源
作为新一代高通量中子源，其原理是通过高能加速器将质子加速至极高能量（如中国散裂中子源可达 16 亿电子伏特），轰击钨等重金属靶，通过核散裂反应产生大量中子。相比反应堆中子源，它具有脉冲通量高、中子能谱丰富、安全性好（无核燃料，活化产物少）、脉冲时间结构优越等优势，是前沿科学研究的 “国之重器”。全球已建成的有中国散裂中子源（CSNS，东莞）、美国 SNS、日本 J-PARC 等，主要用于材料科学、生命科学、新能源（如锂电池结构研究）、航空发动机叶片测试等领域。目前其商业化应用仍集中在高端科研与核心工业检测，成本较高，装置体积庞大。
三、中子发生器
这是市场化程度最高、场景适应性最强的中子源，核心是通过粒子加速使氘核、氚核等与靶材发生核反应（如氘 - 氚反应）产生中子，可分为便携式与固定式两类，其中便携式占主导市场份额。其优势是体积小、成本可控、操作灵活，无需复杂核设施审批，广泛应用于石油勘探（测井）、安全监测（爆炸物检测）、材料分析、医疗技术研发（如硼中子俘获治疗设备）等领域。全球主要厂商包括美国 SHINE、法国 Sodern、美国 Thermo Fisher Scientific，国内则有泛华检测技术有限公司等本土企业布局。不过其中子通量较低，难以满足高要求的基础科研需求。
四、锎252同位素中子源技术介绍
锎252（²⁵²Cf）作为一种极具特殊性的人工合成同位素，是目前全球公认的高效便携式中子源。其核心特性集中体现为“高通量、自裂变、小型化”：一是中子产出效率极高，中子通量远超传统镅-铍、钚-铍中子源，属于高能中子源范畴；二是无需外界触发，锎252可在常温常压下自主发生裂变并释放中子，无需复杂驱动设备；三是体积小巧，毫克级的锎252即可形成有效中子源，便于封装和灵活部署，适配小型化、移动式应用场景。尽管锎252中子源性能优异，但受限于自身特性与制备难度，其大规模应用仍面临显著瓶颈：一是极度稀缺且成本高昂，锎252无法天然存在，需通过高通量反应堆长期辐照钚-239等重元素靶材微量合成，且提纯过程复杂危险，全球年产量仅为克级，价格堪比黄金数十倍；二是半衰期较短，2.65年的半衰期导致其中子产出能力随时间快速衰减，需定期更换源体，增加了运维成本与放射性废物处理压力；三是放射性风险高，除释放中子外，锎252还会伴随γ射线释放，需配备厚重的屏蔽装置（如铅、硼屏蔽体），限制了其在部分场景的部署灵活性；四是功率上限低，单台锎252中子源的中子通量难以满足大型反应堆、大规模工业检测等场景的需求，目前主要用于中小型精准应用场景。
需要说明的是，尽管中子源技术类型多样，但能满足钍基熔盐堆启动需求（高中子通量、稳定供应、适配堆芯环境）的成熟非铀中子源仍属空白 —— 散裂中子源体积过大且成本极高，无法集成至反应堆；中子发生器通量不足，难以支撑链式反应启动；锎252中子源可作为实验堆或小型模块化堆的启动中子源备选方案，有望替代铀-235实现无铀启动，但受限于成本与稀缺性，难以适配百兆瓦级及以上商业堆的大规模应用需求。这也是当前钍基熔盐堆仍依赖铀 - 235 作为初始中子源的核心原因。
附录2、陶瓷能否替代石墨做中子慢化剂？
陶瓷是否具有中子慢化作用，取决于其具体成分 —— 部分陶瓷具备中子慢化能力，但并非所有陶瓷都适合作为钍基熔盐堆等核装置的慢化材料。
从原理来看，中子慢化的核心是让快中子（高能）与原子核发生弹性碰撞，逐步损失能量转化为热中子（低能），而氢、碳等轻元素原子核因质量与中子接近，慢化效率更高。因此，含氢、碳等轻元素的陶瓷，会表现出一定的中子慢化作用：比如碳化硅陶瓷（含碳）、氮化硼陶瓷（含硼与氮，轻元素为主）、羟基磷灰石陶瓷（含氢）等，其中碳化硅陶瓷因耐高温、抗腐蚀性能优异，常被视为核领域的潜在候选材料。
但需注意，钍基熔盐堆当前主流慢化材料是核石墨（如文中提及的 NG-CT-50 专用核石墨），而非陶瓷。核心原因在于：多数陶瓷的慢化效率低于核石墨（核石墨纯度高、碳含量高，慢化性能更优）；且钍基熔盐堆运行环境极端（600-700℃高温、强腐蚀性熔盐、强辐照），多数陶瓷的高温稳定性、抗辐照开裂性能尚未达到商业堆的长期使用要求（需稳定运行 60 年）。不过，科研界正探索改性陶瓷（如掺杂碳、硼的复合陶瓷）用于特定核场景，以兼顾慢化性与耐极端环境能力。
附录3、熔盐棒状堆的可行性
针对液态燃料熔盐堆存在的燃料流动控制复杂、在线后处理难度大等问题，业界提出“熔盐棒状堆”方案——将熔盐燃料封装于固定棒状结构中而非直接循环，试图结合传统棒状燃料堆的结构稳定性与熔盐堆的高温安全优势。从技术原理来看，该方案具备一定可行性，但需突破一系列针对性难题，整体仍处于概念探索阶段。
熔盐棒状堆的核心可行性基础在于两点：一是保留了熔盐堆的核心安全特性，封装于棒状结构内的熔盐燃料在高温下仍具备常压运行优势，即便发生棒体破损，熔盐的高沸点特性也能减少泄漏风险，且无需复杂的熔盐循环回路；二是兼容传统棒状堆的成熟结构设计，堆芯布局、控制棒系统等可借鉴现有核电技术，降低堆本体设计的技术门槛。对于追求结构简化、短期降低研发难度的场景，该方案具备一定探索价值。
但该方案面临的技术挑战同样突出，甚至在部分关键环节比流动堆更为苛刻：首先是燃料元件制备难度极高。钍基熔盐燃料的核心成分如二氧化钍熔点高达3350℃，远高于传统二氧化铀燃料的2800℃，要制备高密度、高纯度的棒状封装燃料元件，需突破超高温烧结工艺（烧结温度需超过2000℃），且封装材料需同时抵御高温熔盐腐蚀与强辐照，目前GH3535等现有合金的长期可靠性仍需验证。其次是传热效率与热斑控制难题。流动堆通过熔盐循环实现高效传热，而棒状堆中熔盐固定封装，热量需通过棒体包壳间接传导至冷却系统，传热路径变长且效率下降；同时，堆芯功率分布不均易导致棒内熔盐形成局部热斑，可能引发封装材料热应力开裂，进一步加剧安全风险。
更关键的是，该方案会大幅削弱钍基熔盐堆的核心优势。流动堆的核心竞争力之一是可实现在线换料与后处理，无需停机即可提取裂变产物、补充钍燃料，而棒状堆需像传统铀堆一样停机换料，不仅降低设备利用率，还会因钍－铀转换周期长导致燃料利用率下降。此外，封装于棒状结构内的熔盐燃料长期处于高温辐照环境，会加速包壳材料的老化失效，且裂变产物的积累会导致中子吸收截面上升，进一步增加铀-233链式反应自持的控制难度，与流动堆通过在线处理维持堆芯活性的优势形成鲜明反差。
综合来看，熔盐棒状堆在技术上具备可行性，但本质是一种“妥协性方案”——以牺牲钍基熔盐堆的燃料利用率、在线处理等核心优势为代价，换取结构简化。短期内可作为小众场景的补充探索方向，例如小型模块化堆、特殊环境供电堆等对换料频率要求不高的场景；但对于追求钍资源高效利用、实现商业化大规模发电的核心目标，其综合性能仍不及液态燃料流动堆。当前该方案尚未有成熟的实验堆验证，需优先突破超高温燃料元件制备、高效传热设计等关键技术，才具备进一步发展的基础。
作者：未来能源研究中心 田力
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