目錄
一、國內技術開發現狀：從無到有，領跑全球…………………………………………………………1
二、核心技術難題：從實驗到商用的三道“攔路虎”…………………………………………………2
（一）中子增殖效率低：中間產物無效吸收引發的自持難題………………………………………… 2
（二）結構材料三重考驗：高溫、腐蝕與輻照的極限挑戰……………………………………………4
（三）在線同步后處理：高溫放射性環境的“精細操作”難題 ………………………………………5
三、展望：攻堅破難，開啟釷基能源新時代……………………………………………………………5
附錄1、目前市場上有哪些成熟的中子源技術……………………………………………………………6
附錄2、陶瓷能否替代石墨做中子慢化劑？………………………………………………………………7
附錄3、熔鹽棒狀堆的可行性………………………………………………………………………………8
作為第四代先進核能系統的核心代表，釷基熔鹽堆以其釷資源利用率高、安全性好、核廢料少等突出優勢，成為破解我國能源結構轉型與核燃料供給困境的重要方向。近年來，我國在該領域實現了從跟跑到領跑的跨越，建成全球唯一運行的釷基熔鹽實驗堆并完成關鍵技術驗證，但從實驗堆到商業化應用，仍需攻克一系列技術難關。
一、國內技術開發現狀：從無到有，領跑全球
我國釷基熔鹽堆研發始于21世紀初，2011年中國科學院啟動“釷基熔鹽堆核能系統”戰略性先導科技專項，集聚近百家科研機構、高校和企業組建協同創新團隊，開啟了體系化攻關之路。經過十余年努力，我國在該領域取得了一系列里程碑式成果：2023年10月，位于甘肅民勤的2兆瓦液態燃料釷基熔鹽實驗堆首次實現臨界反應；2024年6月達成滿功率運行（只發熱、不發電），堆出口溫度達650℃；2024年10月完成世界首次熔鹽堆加釷實驗；2025年11月宣布實現釷鈾核燃料轉換，首次獲取釷入堆運行后實驗數據，初步證明了熔鹽堆利用釷資源的技術可行性。
目前，該實驗堆已成為全球唯一運行并實現釷燃料入堆的熔鹽堆，關鍵核心設備實現100%國產化，整體國產化率超90%，供應鏈完全自主可控。科研團隊創新采用一體式堆本體設計，將堆芯、燃料鹽泵、換熱器等核心設備集成于反應堆主容器內，大幅降低放射性泄漏風險，顯著提升系統安全性。依托該實驗堆，我國已構建起獨具特色的熔鹽堆和釷鈾燃料循環研究平臺，并啟動與國家電力投資集團等龍頭企業的深度合作，加速推進釷基熔鹽堆產業鏈供應鏈建設。根據規劃，我國將在2026年啟動10兆瓦級研究堆建設，2030年實現其滿功率運行，2035年建成百兆瓦級示范工程，逐步推進技術商業化落地。這一系列進展不僅鞏固了我國在國際熔鹽堆研究領域的引領地位，更為利用我國豐富的釷資源（已探明儲量28.6萬噸，多為稀土開采伴生資源）奠定了基礎，有望破解我國鈾資源對外依存度超70%的困局。
在核心技術研發方面，我國已突破液態燃料制備、高溫熔鹽回路設計、被動安全系統等關鍵技術，開發出GH3535鎳基合金等專用結構材料并成功應用于實驗堆，核石墨制備實現國產化——中鋼新型材料（寧夏）有限公司成為國內唯一具備核石墨生產條件的企業，方大炭素研制的大規格核級石墨冷態技術性能達標，熱導率、輻照穩定性等關鍵指標滿足設計要求，打破國外壟斷。同時，我國在釷-鈾燃料循環機理研究、堆芯物理設計等基礎領域積累了大量數據，成功完成世界首次熔鹽堆加釷實驗與釷鈾核燃料轉換，為后續技術迭代提供了堅實的科學與工程支撐。
二、核心技術難題：從實驗到商用的三道“攔路虎”
盡管我國在釷基熔鹽堆研發上取得顯著突破，但實驗堆的成功并不意味著商業化之路暢通無阻。從啟動運行、結構材料到燃料循環，該技術路線仍面臨多重核心技術挑戰，每一項都考驗著我國的高端制造與基礎研究實力。
（一）鈾-233裂變產生的平均有效裂變中子數較低，使核燃料增殖比大于1較困難
核反應堆核燃料中的易裂變核素在中子的轟擊下發生裂變反應，并產生一定數量的中子，以維持核反應堆中的鏈式裂變反應持續發生，同時還可以使堆中不易裂變核素吸收中子后轉換為易裂變核素，實現核燃料的增殖，備注中給出了釷232吸收中子后轉化為鈾-233的過程。核反應堆也是一個中子源，附錄1列出了一些現有的中子源類型。
使用鈾-233作為裂變燃料的釷基熔鹽堆，一般工作在熱中子譜下，鈾-233每次裂變產生的平均有效裂變中子數低于工作在快中子譜下的钚-239每次裂變所產生的平均有效裂變中子數。因此一般認為釷基熔鹽堆的核燃料增殖比小于采用鈾-钚燃料循化的快堆燃料增殖比。另外，釷-鈾轉化鏈中存在大量中間產物的中子無效吸收，例如，鏷-233（釷-233衰變產物）具有較高的中子吸收截面，會“無效俘獲”部分中子生成鏷-234，導致中子資源的“浪費”，進一步降低核燃料增殖比。因此如何降低中子的“無效俘獲”，提高釷基熔鹽堆的核燃料增殖比是一項挑戰。通常，為了提高燃料轉換能力，需要匹配在線化學回路，以凈化熔鹽，去除雜質也去除一些其他中子吸收體，減少中子無效吸收。
備注：釷-232（??²³²Th）吸收一個中子后，需經歷兩次β?衰變（β衰變）最終轉化為鈾-233（??²³³U），完整反應鏈及公式如下：
第一步：釷-232俘獲中子生成釷-233
釷-232首先吸收一個熱中子（?¹n），發生核反應生成不穩定的釷-233（??²³³Th），反應公式為：
??²³²Th + ?¹n → ??²³³Th + γ（γ 射線，釋放能量）
這一步是“中子俘獲”反應，也是后續衰變的前提，文中提及的“釷-232寄生俘獲” 本質就是該反應（即中子用途偏離鏈式反應需求）。
第二步：第一次β?衰變（釷-233→鏷-233）
釷-233的原子核不穩定，其中一個中子會轉化為質子，同時釋放一個電子（β?粒子，???e）和反中微子（ν??），原子序數增加1，質量數不變，生成鏷-233（??²³³Pa），反應公式為：
??²³³Th → ??²³³Pa + ???e + ν??
該衰變的半衰期約22.3分鐘，屬于短半衰期衰變，衰變后產物仍不穩定。
第三步：第二次 β?衰變（鏷-233→鈾-233）
鏷-233繼續發生β?衰變，原子核內另一個中子轉化為質子，再次釋放電子和反中微子，原子序數再增加1，最終生成穩定的可裂變核素鈾-233，反應公式為：
??²³³Pa → ??²³³U + ???e + ν??
該衰變的半衰期約27.4天，是整個轉化過程的關鍵慢步驟。
綜上，從釷-232到鈾-233的完整轉化鏈為：??²³²Th（俘獲中子）→ ??²³³Th →（β?衰變）→ ??²³³Pa →（β?衰變）→ ??²³³U，核心是兩次β?衰變逐步提升原子序數，最終完成從釷到鈾的轉化。
（二）結構材料三重考驗：高溫、腐蝕與輻照的極限挑戰
釷基熔鹽堆的運行環境堪稱“極端苛刻”：堆芯工作溫度高達600-700℃，液態氟化鹽冷卻劑兼具強腐蝕性，同時堆芯釋放的中子會對結構材料造成持續輻照損傷。結構材料需同時滿足抗高溫、抗強腐蝕、抗輻照三大要求，其性能直接決定反應堆的安全壽命——商業堆設計壽命需達60年，而實驗堆使用的材料仍需進一步優化。
核石墨作為堆芯慢化體和反射體的核心材料，面臨著嚴峻考驗：高溫下易與熔鹽發生反應，中子輻照會導致其出現腫脹、硬化甚至微裂紋，表面微孔還可能導致燃料鹽滲透形成局部熱點。我國雖已開發出NG-CT-50等專用核石墨，其小孔喉尺寸能有效阻隔熔鹽，模擬驗證了其優異的熔鹽阻隔能力。耐輻照試驗顯示，在400℃、30MeV Ni??離子束輻照環境下，NG-CT-50核石墨輻照區域微裂紋出現少量收縮，納米級孔隙數量減少，晶體非晶化程度隨輻照深度增加而上升，且在600℃高溫環境下輻照損傷可得到一定程度恢復。但商業堆要求材料承受10-30dpa的高輻照劑量，如何在該劑量下保證長期尺寸穩定性與力學性能，仍是亟待突破的關鍵難題。
備注：dpa是衡量材料所受中子輻照損傷程度的核心指標，其中“dpa”是英文 “Displacements Per Atom”的縮寫，中文意為“每個原子的位移次數”，直觀反映核反應堆內中子轟擊對材料原子結構的破壞強度。
具體來說，釷基熔鹽堆運行時，堆芯釋放的高能中子會持續撞擊結構材料（如NG-CT-50核石墨、GH3535鎳基合金）的原子。當中子能量足夠高時，會把材料中的原子從原本穩定的晶格位置“撞出”，形成空位和間隙原子 —— 這種原子位移就是輻照損傷的核心來源。1dpa就表示材料中平均每個原子被撞出原有位置1次；10-30dpa則意味著，材料中每個原子平均被位移 10 到 30 次，屬于極端苛刻的高輻照環境。
對釷基熔鹽堆而言，商業堆設計壽命需達60年，其間結構材料（尤其是核石墨、包殼合金）要長期承受堆芯中子轟擊，必須耐受10-30dpa的輻照劑量。這一指標的核心意義在于：若材料無法達標，會出現明顯的性能退化 —— 比如核石墨會腫脹、開裂，鎳基合金會脆化、腐蝕加劇，最終導致材料失效，嚴重威脅反應堆安全運行。文中提及 NG-CT-50 核石墨雖能在低劑量輻照下保持一定穩定性，但要滿足10-30dpa的長期要求，仍需攻克尺寸穩定性與力學性能保持的難題。
而作為回路與堆芯包殼材料的鎳基合金，同樣面臨高溫、腐蝕與輻照疊加的“極限修羅場”考驗。我國自主研發的GH3535合金已成功應用于實驗堆，相關耐輻照試驗表明，在模擬堆芯600-700℃高溫環境下，經一定劑量輻照后，合金仍能保持基本力學性能，但存在輕微晶間腐蝕傾向，輻照會加劇氟離子引發的應力腐蝕開裂風險，導致材料疲勞壽命下降。目前，我國科研團隊正通過同步輻射成像、離子束輻照實驗等手段，深入研究材料微觀結構演化規律，探索通過表面涂層、成分微調等方式提升其綜合性能，但要實現商業堆60年設計壽命所需的長期可靠性，仍需在材料成分設計與制備工藝上持續攻關。
（三）在線同步后處理：高溫放射性環境的“精細操作”難題
釷基熔鹽堆的另一大優勢是可通過在線后處理系統連續提取裂變產物、回收未燃盡燃料，實現連續運行5—7年無需停機換料，這也是其區別于傳統鈾堆的核心特征之一。需要明確的是，熔鹽堆在線后處理技術并非單一工藝，而是一套集成化技術體系，干法熔鹽電解是其中的核心關鍵環節，但并非全部。從技術分類來看，核燃料后處理分為水法與干法，釷基熔鹽堆的燃料由多種金屬氟化物熔鹽組成，難溶于水，因此干法后處理是其唯一適配的技術路線，而熔鹽電解則是干法體系中實現元素分離的核心手段。但在線后處理的完整流程還包括前置的氟化揮發、減壓蒸餾等工藝，以及后續的燃料重構環節，需要多工藝協同才能實現燃料鹽的連續純化與循環利用。這種復雜的技術集成，使得在線同步后處理堪稱“在刀尖上跳舞”——需在高溫、強放射性環境下，對流動的液態燃料鹽進行精準分離與提純，任何操作失誤都可能導致放射性泄漏或燃料損失。
目前，我國實驗堆仍采用批次處理方式，連續在線處理技術尚處于研發階段，其中干法熔鹽電解環節的工程化驗證是核心攻關重點。該技術的核心難點集中在三方面：一是高溫下裂變產物的精準分離，熔鹽電解需在600-700℃高溫下進行，需開發專用電極材料與電解質體系，確保高效分離鈾、釷等錒系元素與裂變產物，同時避免電極腐蝕與副反應發生；二是設備的耐輻射與密封性，電解裝置需長期在強輻射環境下工作，密封件易受高溫與輻射雙重作用老化失效，可能導致放射性物質泄漏；三是處理過程的自動化控制，電解過程中的電壓、電流、熔鹽成分等參數需實時精準調控，需開發高精度傳感器與控制系統，實現無人化操作。此外，前置的氟化揮發工藝需高效分離鈾并轉化為UF?，減壓蒸餾環節需精準回收LiF、BeF?等載體鹽，這些環節與熔鹽電解協同匹配的穩定性，同樣是技術攻關的關鍵。盡管我國已建成燃料鹽后處理實驗系統，且干法后處理主工藝流程已完成中試驗證，但要滿足商業堆的處理效率與安全性要求，仍需突破多工藝集成優化、大型化設備研制等一系列關鍵技術。
三、展望：攻堅破難，開啟釷基能源新時代
釷基熔鹽堆作為我國在第四代核能領域的“先手棋”，其技術突破不僅關乎能源安全，更能推動我國在高溫制氫、熔鹽儲能等關聯產業的發展，構建多能互補的低碳復合能源系統。面對上述技術難題，我國已制定清晰的攻關路線：通過國家戰略先導專項持續投入，集聚材料科學、核物理、高端制造等多領域力量，從基礎研究到工程應用進行全鏈條突破。
目前，核石墨性能優化、鎳基合金腐蝕防護、在線后處理工藝等關鍵領域的研究正在穩步推進，10兆瓦級研究堆已進入設計階段，計劃2026年啟動建設，核心任務是驗證高功率、長時間運行下的設備可靠性，為百兆瓦級堆型積累工程經驗。從當前進展來看，距離百兆瓦級電站商業化推廣仍有10年左右的路程：按照規劃，2035年將建成百兆瓦級示范工程并實現并網發電，開展供熱、制氫等多元化應用示范；2040年左右完成釷鈾燃料循環關鍵技術驗證，實現商業化穩定運營，屆時需通過規模化降低成本，確保其在經濟性上可與傳統核電、煤電抗衡。隨著技術的不斷迭代，釷基熔鹽堆有望如期實現商業化突破，屆時我國豐富的釷資源將得到充分利用，核能產業將擺脫對鈾資源的依賴，為“雙碳”目標的實現提供強有力的支撐。
當然，技術攻堅非一日之功，釷基熔鹽堆的商業化之路仍需長期堅持。但憑借我國在實驗堆建設、核心材料國產化等方面的先發優勢，以及體系化的科研攻關能力，我們有理由相信，釷基熔鹽堆將成為中國引領全球能源革命的重要力量，開啟清潔、安全、可持續的能源新時代。
附錄1、目前市場上有哪些成熟的中子源技術
目前市場上的中子源技術可按原理與應用場景分為三大核心類別，覆蓋科研、工業、醫療等多個領域，具體如下：
一、反應堆中子源
這是技術最成熟、應用最廣泛的傳統中子源，核心是利用核燃料（如鈾 - 235）裂變反應釋放中子。其特點是能產生穩定的連續中子束，中子通量高，適合需要長時間穩定中子供應的場景，比如基礎科學研究、材料輻照試驗、核燃料循環驗證等。國內代表性裝置包括綿陽研究堆（CMRR）、中國先進研究堆（CARR），它們與散裂中子源形成互補，為中子散射研究提供支撐。不過這類中子源存在核燃料依賴、散熱限制（中子通量已近飽和）、退役處理復雜等問題，且難以小型化。
二、散裂中子源
作為新一代高通量中子源，其原理是通過高能加速器將質子加速至極高能量（如中國散裂中子源可達 16 億電子伏特），轟擊鎢等重金屬靶，通過核散裂反應產生大量中子。相比反應堆中子源，它具有脈沖通量高、中子能譜豐富、安全性好（無核燃料，活化產物少）、脈沖時間結構優越等優勢，是前沿科學研究的 “國之重器”。全球已建成的有中國散裂中子源（CSNS，東莞）、美國 SNS、日本 J-PARC 等，主要用于材料科學、生命科學、新能源（如鋰電池結構研究）、航空發動機葉片測試等領域。目前其商業化應用仍集中在高端科研與核心工業檢測，成本較高，裝置體積龐大。
三、中子發生器
這是市場化程度最高、場景適應性最強的中子源，核心是通過粒子加速使氘核、氚核等與靶材發生核反應（如氘 - 氚反應）產生中子，可分為便攜式與固定式兩類，其中便攜式占主導市場份額。其優勢是體積小、成本可控、操作靈活，無需復雜核設施審批，廣泛應用于石油勘探（測井）、安全監測（爆炸物檢測）、材料分析、醫療技術研發（如硼中子俘獲治療設備）等領域。全球主要廠商包括美國 SHINE、法國 Sodern、美國 Thermo Fisher Scientific，國內則有泛華檢測技術有限公司等本土企業布局。不過其中子通量較低，難以滿足高要求的基礎科研需求。
四、锎252同位素中子源技術介紹
锎252（²?²Cf）作為一種極具特殊性的人工合成同位素，是目前全球公認的高效便攜式中子源。其核心特性集中體現為“高通量、自裂變、小型化”：一是中子產出效率極高，中子通量遠超傳統镅-鈹、钚-鈹中子源，屬于高能中子源范疇；二是無需外界觸發，锎252可在常溫常壓下自主發生裂變并釋放中子，無需復雜驅動設備；三是體積小巧，毫克級的锎252即可形成有效中子源，便于封裝和靈活部署，適配小型化、移動式應用場景。盡管锎252中子源性能優異，但受限于自身特性與制備難度，其大規模應用仍面臨顯著瓶頸：一是極度稀缺且成本高昂，锎252無法天然存在，需通過高通量反應堆長期輻照钚-239等重元素靶材微量合成，且提純過程復雜危險，全球年產量僅為克級，價格堪比黃金數十倍；二是半衰期較短，2.65年的半衰期導致其中子產出能力隨時間快速衰減，需定期更換源體，增加了運維成本與放射性廢物處理壓力；三是放射性風險高，除釋放中子外，锎252還會伴隨γ射線釋放，需配備厚重的屏蔽裝置（如鉛、硼屏蔽體），限制了其在部分場景的部署靈活性；四是功率上限低，單臺锎252中子源的中子通量難以滿足大型反應堆、大規模工業檢測等場景的需求，目前主要用于中小型精準應用場景。
需要說明的是，盡管中子源技術類型多樣，但能滿足釷基熔鹽堆啟動需求（高中子通量、穩定供應、適配堆芯環境）的成熟非鈾中子源仍屬空白 —— 散裂中子源體積過大且成本極高，無法集成至反應堆；中子發生器通量不足，難以支撐鏈式反應啟動；锎252中子源可作為實驗堆或小型模塊化堆的啟動中子源備選方案，有望替代鈾-235實現無鈾啟動，但受限于成本與稀缺性，難以適配百兆瓦級及以上商業堆的大規模應用需求。這也是當前釷基熔鹽堆仍依賴鈾 - 235 作為初始中子源的核心原因。
附錄2、陶瓷能否替代石墨做中子慢化劑？
陶瓷是否具有中子慢化作用，取決于其具體成分 —— 部分陶瓷具備中子慢化能力，但并非所有陶瓷都適合作為釷基熔鹽堆等核裝置的慢化材料。
從原理來看，中子慢化的核心是讓快中子（高能）與原子核發生彈性碰撞，逐步損失能量轉化為熱中子（低能），而氫、碳等輕元素原子核因質量與中子接近，慢化效率更高。因此，含氫、碳等輕元素的陶瓷，會表現出一定的中子慢化作用：比如碳化硅陶瓷（含碳）、氮化硼陶瓷（含硼與氮，輕元素為主）、羥基磷灰石陶瓷（含氫）等，其中碳化硅陶瓷因耐高溫、抗腐蝕性能優異，常被視為核領域的潛在候選材料。
但需注意，釷基熔鹽堆當前主流慢化材料是核石墨（如文中提及的 NG-CT-50 專用核石墨），而非陶瓷。核心原因在于：多數陶瓷的慢化效率低于核石墨（核石墨純度高、碳含量高，慢化性能更優）；且釷基熔鹽堆運行環境極端（600-700℃高溫、強腐蝕性熔鹽、強輻照），多數陶瓷的高溫穩定性、抗輻照開裂性能尚未達到商業堆的長期使用要求（需穩定運行 60 年）。不過，科研界正探索改性陶瓷（如摻雜碳、硼的復合陶瓷）用于特定核場景，以兼顧慢化性與耐極端環境能力。
附錄3、熔鹽棒狀堆的可行性
針對液態燃料熔鹽堆存在的燃料流動控制復雜、在線后處理難度大等問題，業界提出“熔鹽棒狀堆”方案——將熔鹽燃料封裝于固定棒狀結構中而非直接循環，試圖結合傳統棒狀燃料堆的結構穩定性與熔鹽堆的高溫安全優勢。從技術原理來看，該方案具備一定可行性，但需突破一系列針對性難題，整體仍處于概念探索階段。
熔鹽棒狀堆的核心可行性基礎在于兩點：一是保留了熔鹽堆的核心安全特性，封裝于棒狀結構內的熔鹽燃料在高溫下仍具備常壓運行優勢，即便發生棒體破損，熔鹽的高沸點特性也能減少泄漏風險，且無需復雜的熔鹽循環回路；二是兼容傳統棒狀堆的成熟結構設計，堆芯布局、控制棒系統等可借鑒現有核電技術，降低堆本體設計的技術門檻。對于追求結構簡化、短期降低研發難度的場景，該方案具備一定探索價值。
但該方案面臨的技術挑戰同樣突出，甚至在部分關鍵環節比流動堆更為苛刻：首先是燃料元件制備難度極高。釷基熔鹽燃料的核心成分如二氧化釷熔點高達3350℃，遠高于傳統二氧化鈾燃料的2800℃，要制備高密度、高純度的棒狀封裝燃料元件，需突破超高溫燒結工藝（燒結溫度需超過2000℃），且封裝材料需同時抵御高溫熔鹽腐蝕與強輻照，目前GH3535等現有合金的長期可靠性仍需驗證。其次是傳熱效率與熱斑控制難題。流動堆通過熔鹽循環實現高效傳熱，而棒狀堆中熔鹽固定封裝，熱量需通過棒體包殼間接傳導至冷卻系統，傳熱路徑變長且效率下降；同時，堆芯功率分布不均易導致棒內熔鹽形成局部熱斑，可能引發封裝材料熱應力開裂，進一步加劇安全風險。
更關鍵的是，該方案會大幅削弱釷基熔鹽堆的核心優勢。流動堆的核心競爭力之一是可實現在線換料與后處理，無需停機即可提取裂變產物、補充釷燃料，而棒狀堆需像傳統鈾堆一樣停機換料，不僅降低設備利用率，還會因釷－鈾轉換周期長導致燃料利用率下降。此外，封裝于棒狀結構內的熔鹽燃料長期處于高溫輻照環境，會加速包殼材料的老化失效，且裂變產物的積累會導致中子吸收截面上升，進一步增加鈾-233鏈式反應自持的控制難度，與流動堆通過在線處理維持堆芯活性的優勢形成鮮明反差。
綜合來看，熔鹽棒狀堆在技術上具備可行性，但本質是一種“妥協性方案”——以犧牲釷基熔鹽堆的燃料利用率、在線處理等核心優勢為代價，換取結構簡化。短期內可作為小眾場景的補充探索方向，例如小型模塊化堆、特殊環境供電堆等對換料頻率要求不高的場景；但對于追求釷資源高效利用、實現商業化大規模發電的核心目標，其綜合性能仍不及液態燃料流動堆。當前該方案尚未有成熟的實驗堆驗證，需優先突破超高溫燃料元件制備、高效傳熱設計等關鍵技術，才具備進一步發展的基礎。
作者：未來能源研究中心 田力
作者：田力
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