高温气冷堆、熔盐堆与中国核电的故事

高温气冷堆

高温气冷堆（PebbleBed Reactor），本文主要对它做个简单的介绍。

首先澄清一下核能发电的代别：最早的设计，不论是压水式（主环路靠高压使水完全不能沸腾）还是沸水式（主环路容许水的气态），都没有对安全备分做足够的考虑，所以后来改进之后，就分别称为第一代（如Chernobyl）和第二代（如日本的福岛，所有美国目前在运行的核电厂和***的核一、核二、核三）。

压水式和沸水式反应炉最大的危险在于若是冷却水主环路失灵，那么即使中子吸收棒被放到“全关”的位置，之前裂变产生的放射性元素仍然会继续裂变而产生过多的热量，最终会把整个炉心熔化掉（Reactor Core Meltdown），极高温的放射性金属熔浆有可能会烧穿反应炉的水泥地基而渗入地下水层，将大量危险的放射性同位素（一般是像碘131这种短半衰期的裂变产品放射性危害最强，而碘进入人体之后会聚积在甲状腺，所以上次福岛核灾后有谣言叫灾民多吃碘）释放到外界，因此这两类反应炉的安全设备主要专注在保障冷却水主环路持续流通。

第二代的核电厂普遍使用柴油发电机在停机时驱动主泵，确保冷却水的循环。后来三哩岛事件使设计厂商开始认真检讨所有可能出毛病的环节，就有人提出柴油发电机并不是100%的可靠（例如福岛在海啸之后，自然是反应炉和柴油机一起泡汤），于是在1980年代西屋、GE和法国的Areva都开始研究完全不需电力供应的冷却方法，这就是第三代反应炉。

不过要在没有电力供应的条件下保持无限期的冷却水循环违反了能量守恒定律，所以先天上就是不可能的。工程上的解决办法只能把一个大水池建在屋顶，利用重力来推动循环，那么当这池水用完以后，反应炉仍然会熔毁。目前的设计一般是保障七天左右，在这段时间内，维修人员必须重启电力供应。这在天灾情况下应该是做得到的，在战争人祸的情形下就很难说了。

至于所谓的第四代反应炉，则是对所有把压水/沸水式完全推倒重来的设计的通称，包括了好几种截然不同的构想。但是由于传统的压水/沸水式在工程投入上有70年的领先，所以这些新设计必须有根本性的优势，否则不可能有人愿意投资几百亿美元来做开发。目前只有两种设计满足这样的要求，分别是高温气冷堆和快滋生反应堆（Fast Breeder）：前者专注在安全性，保证绝不熔堆，而后者则可以用来做元素嬗变（ElementalTransmutation），最主要是将铀238变成钸239。

从商业观点上来看，只有前者有真正实用上的价值；快滋生反应堆生产的钸刚好是核子武器的最佳原料，只有军方和日本政府（日本自中曾根康弘首相之后便开始积极囤积钸239，所用的借口是把钸和铀混合成MOX核能燃料；正因为有这个偷偷摸摸的任务，日本的核能监管单位对电力公司不能做严格的审查，最后间接导致福岛核灾）才会有兴趣冒经济和安全上的风险。

50、60和70年代是核能发电的黄金时代，在欧美日等先进工业国家有几百座第一代和第二代的核电厂建成上线。1979年的Three Mile Island Accident（三哩岛事件）和1986年的Chernobyl Accident（车诺比事件）是极重要的转折点，此后20年核电工业的增长基本停顿，少数新建成的反应炉只够替代退役的反应炉；所以总数量停滞在400多座，一直到近十年才因中国的能源政策而重新进入成长期。

高温气冷堆最早是1943年美国的Farrington Daniels在Oak Ridge实验室所做的一个实验，不过一直到1960年才在西德由Rudolf Schulten主持，开始实际的工程设计与建设。Schulten的反应炉叫做ArbeitsgemeinschaftVersuchsreaktor（Joint ExperimentalReactor，联合实验反应堆），简称AVR，1967年建成并网发电，电功率为15MW。

1986年车诺比事件后，西德对核电开始有疑虑，AVR也受到严格的监督。1988年发生了一个小事故（燃料球卡在出口），在处理的过程中释放了很少量的放射性尘埃（燃料球的外壳不够强，以致破裂），但是当时的民情已经不容许任何放射性灾害，于是AVR被关闭，德国政府花了26年来清理现场并检讨整个经验，到2014年才大功告成，发布了报告。

Schulten原本已经准备开建下一代的高温气冷堆，叫做HTR-MODUL，其改进的重点是针对AVR的几次事故（70年代的事故被遮掩到2000年代才发现）重新设计反应室出口和燃料球；新燃料球在1988年正要开始试产，结果全部生产线必须作废。但是中国有极佳的先见之明，在1970年代末就已经从清华派了学者和学生去参加Schulten的团队，团队被解散之后，他们说服中国当局，以极低的价格买下了知识产权的执照和图纸（南非也买了执照和图纸，但是没有什么大进展，2010年正式放弃），并且把燃料球生产线带回清华。

1995年中国版的HTR-MODUL（改称HTR-10）在清华校园开建，2000年建成并网，电功率为10MW。2005年商业版的示范堆在山东石岛湾开建，预定2017年完成，双机并联，总电功率为200MW。

HTR-10的示意图，可以看出高温气冷堆的结构极其简单，基本上就是一个大沙漏里装了几十万个燃料球，既没有中子减速剂，也没有中子吸收棒，完全不须在炉心使用机械装置。这是因为所有的功能都集中到燃料球本身，停机靠的是物理性质而不是工程手段。冷却环路用的是氦，因为氦的腐蚀性和放射吸收性都是零。既然氦不会吸收放射性，理论上就可以用主环路直接驱动涡轮，从而获得更高的热效率。但是在摄氏950度用氦推动的涡轮此前没有现成的应用，必须从头开发，而中方的涡轮技术并不太强，所以清华团队很明智地选择了使用第二环路来推动蒸汽涡轮的方案，这也避免了燃料球破裂后，放射性尘埃污染涡轮的危险。如此一来，高温气冷堆的真正技术难关就完全集中到燃料球本身。

燃料球是Schulten的发明，不同的高温气冷堆视设计功率需求决定放多少个燃料球；一般是几十万个。每个燃料球直径为60mm（比网球略小一点），最外层是5mm厚的强化石墨；中心的馅儿直径50mm，由八千个燃料粒和石墨混合而成。石墨是很好的中子减速剂和热导体，并且可以耐热到摄氏2800度；而高温气冷堆受核物理的天然限制，炉心温度不可能超过摄氏1600度，一般工作温度在摄氏950度左右。燃料粒直径为0.92mm，由四个保护层包裹直径0.5mm的二氧化铀燃料而成。石墨和氦都不会吸收放射性，所以燃料球用完后，本身就是围阻体，可以简单装箱掩埋，无需另外的机械或化学处理；不过废料总体积会增加。

高温气冷堆的功率控制和绝不熔堆的保证，来自一个很特别的核物理性质：裂变产生的快中子（Fast Neutron）和石墨原子核碰撞之后，损失动能，成为慢中子（Thermal Neutron）；而其他铀235原子核吸收慢中子（这就是所谓的连锁反应，Chain Reaction；铀238原子核刚好相反，喜欢吸收快中子而不管慢中子；高温气冷堆的石墨减速剂比压水/沸水式用的轻水有效，所以铀235不须被浓缩到同样的5%浓度，甚至只有0.7%是铀235的天然铀在理论上都可以用）而引发新的裂变的截面积（亦即机率）随温度增高而减小，在摄氏1000度以上减小得很快。

所以要停机，只须要把主环路的氦气风扇关掉，让炉心温度逐步升高到摄氏1600度，连锁反应就基本停止了。这时铀即使熔化，因为它被包在燃料粒里，也不会泄露。既然关掉主环路里的氦气循环是正常运作的一部分，那么在天灾或故障时失去电力供应，也就没什么大不了的。

高温气冷堆之所以至今没有普及，主要是经济上的问题。它虽然结构很简单，但是在工程设计上远不如压水/沸水式成熟，所以第一代的发电站仍然故障不断，没有经济效益。此外它的功率密度很低，反应炉心占地900立方公尺，比压水式的30立方公尺（这还是民用反应炉，包括了更换燃料棒的机制；核潜艇用的更小得多）大30倍，功率反而只能做到100MW，而最新的压水式已经达到1400MW。

清华的设计是两个反应炉共推一个蒸汽轮机，合起来成为一个模块。理论上模块和燃料球都可以大规模生产（清华自己的生产线年产量10万枚，现在正在包头市建设年产30万枚的工厂），长期下来成本有可能压低到远比压水式还低；但是这里有一个很大的不确定性，也就是高温气冷堆核电站是否需要传统的紧急事故处理设备，例如厂房安全壳。压水/沸水式因为有炉心熔毁的可能，安装反应炉的厂房本身也必须是特别设计的气密安全壳（当然因为冷却水沸腾时可以产生爆炸性的力量，两层安全壳仍然不足以保证绝对的安全；而高温气冷堆用的氦气是不会爆炸的）。

如果高温气冷堆也必须建昂贵的厂房安全壳，那么因为它的功率密度低，安全壳就必须建得更大，而且必须在气密的同时提供气冷，费用反而会更高得多。如果因为高温气冷堆的安全性而省略了紧急事故处理设备，那么它很快就会比传统的核电厂便宜，甚至可以直接替换掉煤电厂的旧锅炉，沿用现成的蒸汽涡轮。

所以虽然高温气冷堆的安全性已经远高于传统式的核电站，它的前途还是决定在这个安全性到底高到哪里。历史上AVR的麻烦主要在于燃料球卡在出口，而在处理的过程中有燃料球破裂。原本燃料粒本身已经有四层防护，所以燃料球破裂应该也没关系；但是年产30万枚燃料球，每个球有8000个燃料粒，那就是24亿颗燃料粒。

目前的工艺可以保证99.999%的良率，但是即使再提升一个数量级，也就是达到了99.9999%的良率，仍然会有2400颗破损的燃料粒，当那2400枚含问题燃料粒的燃料球破裂时，就会有可能泄露放射性尘埃。不过一颗燃料粒只含0.7mg的铀，所以这样产生的尘埃是相当微不足道的。

在最坏的可能情形下，也就是当外力（例如天灾、飞弹攻击或厂房失火/爆炸）打破反应炉，氦气外泄，空气进入反应炉，那么高温的石墨会自行点燃，放射性污染就有可能会随烟尘而散布（不过燃料粒的外层有Silicon Carbide，这种陶瓷材料不但坚硬、耐高温，而且不易燃）。虽然有计算机仿真，显示因为燃料球堆积很密，燃烧会有困难，但是这是假设厂房基本完整；如果厂房已经崩塌，氧气的供应就可能足够引发大火。当然以这个脚本来判断安全性是很不公平的，所有其他的核电反应炉设计在同样情形下，放射性污染都会比高温气冷堆高出好几个数量级；问题在于分析了风险回报之后，是不是可以省略一些紧急事故处理设备（石岛湾似乎就省略掉了厂房安全壳，但是因为有传统的反应堆在隔壁，其他处理紧急事故的软硬件设备都是现成的；但是高温气冷堆的经济性只有在脱离传统核电厂之后才能显示出来）。很不幸的是，一般民众没有风险的概念，往往在被传播媒体有意无意中伤的新科技上，为了极小的风险而因噎废食；而旧有的工业技术，却因为有既得利益者（如石油财团）护航，可以每年害死几万人而没有媒体敢讨论（如烧煤和烧油的空气污染，造成每年全球因肺癌死亡的人数，就远超过人类历史上因核电意外而死亡的总人数，这还不考虑全球暖化的后果）。所以只有理性的政府才能做出理性的最佳决定，而***的民主政体却是绝对反理性的。

再谈中国的核电发展

我在前文《高温气冷堆》中介绍了这项由清华主导的第四代核电技术。中国是唯一还在积极发展高温气冷堆的国家，投资也算是可观，但是它其实不但不是当前中国核电的主流，连未来的主力研发方向都算不上，只是一项备用的技术。

其问题的根本在于高温气冷堆的功率密度过低，双堆并联也只有200MW的电功率，而中国对核电的需求极高，到2020年预订必须有58GW的装机量，到2030年将超过400GW；相形之下，最新的压水堆已达到单堆1.75GW的电功率，所需的厂房数目可以减低一个数量级。

因此中国的核能战略是所谓的三步走：“热堆—快堆—聚变堆”，其中的热堆就是第三代的压水堆，快堆是我在《高温气冷堆》也提过的快滋生反应堆，聚变堆则是与超弦并列为物理界两大成功忽悠的不切实际幻想。

还好搞核聚变的人不敢把商业化的日期订得太近，以免谎话被拆穿。最大胆的（一般是50岁以上，20年内就会退休的人）也只敢说30年后，所以中方的投资还在预研阶段，不算太高，而且是多方下注，除了纯聚变之外，也支持所谓的“Z箍缩聚变-裂变混合反应堆”。

这其实是用很小规模的聚变来激发快滋生裂变反应，也就是聚变产生的中子并不直接用来加热蒸汽轮机，而是被铀238吸收后再依传统的裂变反应来发电，因此在技术上还有实用化的可能，真正的问题可能会出在经济性上，亦即竞争不过液态金属冷却的快堆，但是那要等实件做出来之后才能确定。这个计划的领导人是中物院的彭先觉院士，他在今年稍早公开说核聚变“可能无法很快”实用化，并不是酸葡萄心理下的无的放矢。

实际上中国到2030年所需要的400多座核电反应炉，绝大多数都会是第三代的压水堆。原本的计划是以西屋的AP-1000系列（由国核技引进）为主力，但是一方面美方提供的关键部件（推动冷却剂内环路的主泵）老是不过关，另一方面过去两年为了努力外销创汇，决策高层了解到外销型号也必须在国内大量部署，否则客户永远会有疑虑，所以似乎已经转向为AP和华龙一号兼顾的策略。

当然华龙一号其实是两种完全不同的设计：中核的土产型号和中广核的仿EPR。这次英国愿意在Bradwell装华龙一号，正因为它其实就是法国的EPR，和EDF要建的HinkleyPoint是一回事。其实EPR现有的两座示范工程（分别在芬兰和法国，Hinkley Point将是第三座）都严重超支并落后进度，说不定还得靠中广核来解决问题，但是中国的高科技还没有国际声誉，行销时沾些法国人的光也是不得已的办法。

既然在可见的未来，压水堆是绝对的主力，那么快堆的意义何在呢？我在前文已解释过，以液态金属为冷却剂的快堆没有中子减速剂（其他反应堆用水或石墨），工作原理和压水堆完全不同，不是靠喜欢吸收慢中子的铀235，烧的是喜欢快中子的铀238和超铀元素。

铀235只占天然铀的0.7%，快堆显然在燃料来源上有很大的优势，但是压水堆有70年的民用和军用技术累积，在安全性和经济性上都成熟得多，所以快堆在中国核能计划里的地位其实是从核废料处理而着眼的，也就是所谓的核循环。

一般压水堆的燃料棒在两年内就必须更换，然后会因裂变过程中产生的高放射性物质（尤其是超铀元素）的自发性衰变而持续大量放热，这些燃料棒因而成为最难处理的核废料，必须在冷却池中储存很长的时间。***只有6个反应炉，尚且头痛万分，中国大陆到2030年的反应炉数目将超过境外的总和，废弃的燃料棒预计达到23500吨，而且会以大约为***百倍的速度持续累积，传统的储存方式不但极为昂贵困难，也是对有限的铀矿资源的一大浪费。

目前其他核先进国家唯一的改进手段是很有限的回收循环，把用过的燃料棒里所含的铀235、钸和其他超铀元素浓缩制成MOX（Mixed OXide）燃料，然后应用到专为MOX修改过的压水堆。这对铀资源的应用率，提升只有20%，而且产能也极为有限，回收能力最高的法国只有1700吨的年产能，英国有1200吨，日本则有800吨。2015年九月23日，中核宣布将投资1000多亿人民币，引进一座法国Areva设计的年产能800吨回收循环厂，预计2020年开工，厂址将在山东、江苏、浙江、福建和广东几省中选择。

很显然地，以中国核能发展之大之快，现有的回收循环技术是杯水车薪，所以再进一步就是引进重水堆。重水堆和压水堆相当类似，主要的不同在于冷却剂用的是重水而不是一般的水。重水是氢的同位素氘的氧化物，由海水提炼纯化而来。氢原子核就是一个质子，和中子有很好的弹性散射截面，所以在当冷却剂的同时可以兼做中子减速剂；但是质子也会和中子做非弹性反应，结合成氘，所以部分中子被吸收了，连锁反应的总效率因而降低；这正是为什么压水堆的燃料必须先经过浓缩，把铀235的成分提升到2-5%的原因。改用重水后，氘的弹性散射截面和氢相似，非弹性反应（吸收一个中子而成为氚）截面却小得多，连锁反应效率更高，就无须提升铀235的浓度，使用天然铀就可以发电。

正是因为这个好处，1994年中国还没有高效的离心浓缩技术（到2013年六月21日，中核集团的兰州铀浓缩公司才公开宣布已成功将离心机工业化；在此之前，旧式的扩散法耗电达25倍之多），便特别与专长在于重水堆的加拿大原子能公司（Atomic Energy ofCanada Limited，AECL）开始合作，1996年正式签约，引进了两座CANDU（CANada Deuterium Uranium，加拿大氘铀；选择这个缩写是因为它听起来和Can Do同音，而“Can Do”是“行/没问题”的意思）6号反应炉，也就是秦山核电站三期工程。

后来发现重水堆的真正价值在于对燃料不挑剔（不过还没有到《Back to the Future》里把垃圾丢进去就可以发电的地步），压水堆用过的燃料不须经过前面提到的全回收过程，只要简单用化学提炼出铀就可以推动重水堆，同样也能提升铀资源的总应用率20%。整个示范工程在2015年七月通过审查，预计2016年底正式启用。长程的计划是引进最新的EC6（Enhanced CANDU 6，达到第三代反应器的安全标准）技术，国产化之后称为AFCR（Advanced Fuel CANDU Reactor，先进燃料重水堆），依每四座压水堆建一座重水堆的比例，可以更廉价地达成燃料回收循环的结果，而且两者的效果在理论上可以叠加。

重水堆对燃料不挑剔，烧钍（Thorium）燃料也可以。钍的地表存量是铀的三倍，印度是主产区，所以印度的核反应炉大多是从加拿大引进的重水堆，共有15座。重水堆的另一个用处是生产军用的钸239；这是因为它的燃料浓度低，必须经常更换，所以产生的钸239没有足够的时间被转化为钸240。钸240会自我引爆，是制造钸基原子弹的最大障碍。虽然重水堆生产钸239的效率远低于快堆，但是印度还是靠着前者累积了足够的钸在1974年制造了第一颗原子弹。伊朗也有一座重水堆，依今年七月达成的协议（参见前文《与伊朗的核子谈判》）必须将它改造为不产钸的形态；2015年十月19日，中国国家原子能机构宣布将帮助伊朗进行这项改造。

前面提到的回收循环厂和重水堆，对铀资源的高效应用和核废料的回收处理，都只有有限的贡献。真正要把超铀废料大幅消化嬗变，还得靠快堆；但是用液态金属（如钠）来做冷却剂，工程的难度当然更高得多。目前快堆技术最先进的是俄国，中国在2009年引进了一个实验堆，预计2035年才能商业化，届时压水堆用过的第一手燃料经简单分离后，可提供重水堆使用，其后的废料可由回收循环厂提炼出MOX，在特别配置的压水堆和重水堆用第三次，最终最脏的废料再交由快堆处理，达成理想中的全循环。

中国的核能发展，如同高铁一样，引进世界众家之长（即德国的高温气冷堆，美国西屋公司的AP系列压水堆，法国Areva公司的EPR压水堆和核废料回收循环厂，加拿大的CANDU重水堆，和俄国的快堆），快速地发展出更先进更全面的技术（除前列外来技术的后续发展外，Z箍缩技术和中核的压水堆基本是土产的），是后来居上的典范。其与汽车工业的最大不同，就在于高度集中于中央的计划与监控权力，强迫那些实际执行业务的企业要专注在产业技术提升，而不被市场额份和利润分散了注意力。利伯维尔场永远都对大资本和老玩家最为有利，相信绝对自由主义能帮助他们高速发展经济的开发中国家只能是美国宣传体系的受害者。

熔盐堆简介

我在《高温气冷堆》一文中介绍了高温气冷球床（Pebble Bed）反应堆的发展过程。到了2017年底，中文媒体报导了一些有关另一种所谓“第四代”反应堆的进展消息，于是就有读者发问，这个“熔盐堆”是怎么一回事。在此做个简介。

首先提醒大家，“第四代”这个词汇是商业广告用语，并没有科学或工程上的严格定义。详细来说，前三代的商用核能电厂不是轻水式（Light Water Reactor，这是相对于含氘的重水，所以轻水其实就是普通含氢的水；轻水式又分为沸水式和压水式，它们是现役商用核反应堆的主流）就是重水式（亦即加拿大的CANDU，参见前文《再谈中国的核电发展》），利用固态柱状的铀或钸燃料棒浸泡在兼做中子减速剂（Neutron Moderator）和冷却剂（Coolant）的水中；代与代之间的差别主要在于安全设计上的改进。

而近年来流行的所谓“第四代”，则泛指所有不是轻水式或重水式的不成熟设计（所以这是又一个商学院发明的妙语：明明实际上的特征是还不实用，却误导让人以为是先进的意思），它们几乎没有例外都在原子能滥觞的40年代就有人提出概念，在50和60年代有原型设计；之所以到现在还没有商业应用，是因为在当时的商业化过程中竞争不过轻水式和重水式，被放弃了。

当然50多年前被放弃，有多种可能的原因，包括政治选择、技术背景、还有先到先得效应（FirstMover Advantage）等等，不一定代表着在21世纪的技术环境下仍会是次等的选择；但是如果反过来，只因为它们被包装成“下一代”的设计，就以为它们必然是有优越性的，那么失望的可能性当然远大于成功（精确来说，成功了才是第四代；成功之前只不过是个实验）。

2017年传出的中国“熔盐堆”计划（TMSR），并不包含详细的技术细节，只提到它是由江绵恒博士（上海科技大学校长）主导推动，将在甘肃先建造2MW的固态钍（Thorium）基熔盐堆，然后再视情况演进为比较接近实用型的设计。所谓的固态钍基熔盐堆，是把含钍的核燃料做成燃料球（Pebble），以氟基金属熔盐为冷却剂，因此它既是熔盐堆，也是球床堆。因为它的经济性相对于现有商用核电站很明显地不会有优势，在这里它的目的只能是为了获得钍基核反应的一些基本实验参数，所以我就不详细讨论了。

如果我们拿这个2MW的实验堆和清华发展高温气冷堆的历史相比，晚了不止20年；既然世界第一座商用级别的高温气冷堆正在山东石岛湾建设之中，可以看出熔盐堆距离实用化还很远。

至于未来的商用熔盐堆会是什么样子，实在很难说；这是因为钍基的熔盐堆有几十种不同的设计，各有优劣。我觉得很可能江校长自己都还没有确定，要等到上面提到的实验堆出了结果，才能决定下一步。本文为了方便讨论，我假设他会选择目前看来最先进的Two Fluid Liquid Fluoride Thorium Reactor（TwoFluid LFTR，双流氟基熔盐钍反应堆）。

前面提到很多所谓的第四代核反应堆的设计概念，其实在1940年代就有，钍基堆也不例外。它最早是由Eugene Wigner和Alvin Weinberg领导Oak Ridge National Lab的团队在1944年设想出来。当时美国的另一个主要核子研究单位Argonne National Lab由Enrico Fermi和Walter Zinn主导，选择专注在钸基的反应链上。

在二战结束后，大家从开发原子弹的曼哈顿计划抽身出来，开始研究核反应器，最早的大钱来自海军的核潜艇计划，这需要很小的体积，所以先合作发展出功率密度很高的轻水堆；而轻水堆也就很快成为工程上最成熟的设计。

但是轻水堆有许多缺陷，在当时最明显的包括1）它用铀235为燃料，不但十分稀缺、浓缩困难，而且裂变反应不完全，利用率不高，反而会产生很多放射性极高的超铀元素废料；2）它使用柱状固态燃料棒，必须承受大量中子轰击，而且气态的裂变产物会产生气泡，所以会随时间而弱化，必须时常更换；3）更换下来的燃料棒有极高的放射性，不论是回收或掩埋都很困难。

于是在轻水堆还没有成功的1951年，Argonne的团队就先建成了以液态金属为冷却剂的快滋生反应堆（因为液态金属对中子没有什么减速的效果，快中子可以照射到放在反应器周边的铀238，把它转化成钸239，参见《再谈中国的核电发展》）；而Oak Ridge则在1952年建成HRE-1，成为世界第一个使用液态燃料的反应堆，不过这用的是氟化铀溶解在水里，一直到1959年，才改为氟基熔盐。

轻水堆适用在核潜艇，快堆则可以量产核弹头用的钸，两者都获得了充足的美国政府投资；熔盐堆为了争取公款，只好也想办法往军事用途上靠。刚好熔盐堆有可能做出比轻水堆还要高的功率密度，于是就搭上空军的核动力轰炸机计划；虽然没有做出结果，但是这笔钱最后容许Oak Ridge在1965年做出为民用发电而设计的Molten Salt Reactor Experiment（MSRE，熔盐堆实验，热功率7.4MW）。

然而在那之后，United States Atomic EnergyCommission（AEC，美国原子能委员会）决定集中资源发展快堆的民用型号，并在1973年开除了Alvin Weinberg（主要因为他公开批评快堆不够安全，不适合商用推广），熔盐堆从此完全退出主流，一直到21世纪，全球暖化引发核电的新潮流，才有人重新考虑建造熔盐堆。

因为MSRE就是人类所建造过的最后一个熔盐堆原型，我们目前所知比较靠谱的最先进设计正是Oak Ridge团队所计划的下一代蓝图，亦即前面提到的LFTR。LFTR又分单流、双流和单双混合三种，其中以双流最干净、效率最高。它的核心是处于熔融状态的铀233氟盐，外层则是熔融的钍232氟盐；两者的环路是分开的，所以叫做双流。

铀233是最理想的裂变燃料，不但效率很高，而且产生的放射性废料最少；它的问题在于自发半衰期太短，而铀矿是地球诞生时从以往超新星爆炸继承得来，40多亿年下来铀233早已衰变尽净。刚巧钍232是一个很稳定而普遍的同位素，吸收一个热中子（Thermal Neutron）之后成为镤（Protactinium） 233，然后经过自然β衰变成为铀233。双流LFTR外层的钍盐就是负责吸收核心裂变泄漏出来的中子，用来滋生燃料。

双流LFTR的燃料循环

一旦钍232转化成铀233，后者必须被提炼出来，移交给反应器的核心环路。这里是熔盐堆最妙的工程细节，也是为什么熔盐堆特别适合钍基的核反应：因为铀有两种氟化物，在工作温度（600-1000°C）下四氟化铀是液体，六氟化铀却是气体，只要在熔盐里打入氟气，四氟化铀自然变成六氟化铀而分离出来，所以一般必须在严格放射性防护下运送到再处理工厂来做的化学分离，熔盐堆可以简单地在现场（In Situ）完成。同样的，负责做真正核裂变反应的核心环路也可以通过现场加氟，来把还未用掉的铀233燃料和废料分离开来。

总结来说，熔盐堆理论上可以一次解决前面提到的三大轻水堆毛病。然而LFTR从来没有被建造过，所以几乎可以确定会有它自己独特的难题（就像张无忌要练乾坤大挪移第七层，既然设计者自己都没练过，就必然会有设想错误之处）。例如核心与周边环路之间必须有隔墙，这个隔墙还必须有中子减速的功能，因此当年Oak Ridge团队计划用石墨来建造。我在讨论核聚变的时候，曾经强调高能中子对墙壁会有很强的破坏作用，这里也是一样的；如何在放射性环境下定期更换石墨墙，绝对不是一件简单的事。

当然，熔盐堆的石墨墙比核聚变的真空腔壁要小得多、也便宜得多，所承受的中子流要弱得多，也没有高温等离子体的冲击问题，所以并不是完全不可能解决的。

我想读者看到这里，应该可以理解早先我为什么说中国的熔盐堆未来的发展方向还不能确定。这个技术实在太不成熟，至少还要20年才会达到建造商用原型的地步。它有它的优点，但是也必然会有工程上的重大困难。最终它能否与其他的核反应堆竞争，目前不可能准确预测。我以前曾经估计过，高温气冷堆有商业性成功的机率在10%那一级，熔盐堆大约也在同一级别；这已经值得国家投资了，但是我们不必也不应该过度乐观。