高溫氣冷堆

高溫氣冷堆（PebbleBed Reactor），本文主要對它做個簡單的介紹。

首先澄清一下核能發電的代別：最早的設計，不論是壓水式（主環路靠高壓使水完全不能沸騰）還是沸水式（主環路容許水的氣態），都沒有對安全備分做足夠的考慮，所以后來改進之后，就分別稱為第一代（如Chernobyl）和第二代（如日本的福島，所有美國目前在運行的核電廠和***的核一、核二、核三）。

壓水式和沸水式反應爐最大的危險在于若是冷卻水主環路失靈，那么即使中子吸收棒被放到“全關”的位置，之前裂變產生的放射性元素仍然會繼續裂變而產生過多的熱量，最終會把整個爐心熔化掉（Reactor Core Meltdown），極高溫的放射性金屬熔漿有可能會燒穿反應爐的水泥地基而滲入地下水層，將大量危險的放射性同位素（一般是像碘131這種短半衰期的裂變產品放射性危害最強，而碘進入人體之后會聚積在甲狀腺，所以上次福島核災后有謠言叫災民多吃碘）釋放到外界，因此這兩類反應爐的安全設備主要專注在保障冷卻水主環路持續流通。

第二代的核電廠普遍使用柴油發電機在停機時驅動主泵，確保冷卻水的循環。后來三哩島事件使設計廠商開始認真檢討所有可能出毛病的環節，就有人提出柴油發電機并不是100%的可靠（例如福島在海嘯之后，自然是反應爐和柴油機一起泡湯），于是在1980年代西屋、GE和法國的Areva都開始研究完全不需電力供應的冷卻方法，這就是第三代反應爐。

不過要在沒有電力供應的條件下保持無限期的冷卻水循環違反了能量守恒定律，所以先天上就是不可能的。工程上的解決辦法只能把一個大水池建在屋頂，利用重力來推動循環，那么當這池水用完以后，反應爐仍然會熔毀。目前的設計一般是保障七天左右，在這段時間內，維修人員必須重啟電力供應。這在天災情況下應該是做得到的，在戰爭人禍的情形下就很難說了。

至于所謂的第四代反應爐，則是對所有把壓水/沸水式完全推倒重來的設計的通稱，包括了好幾種截然不同的構想。但是由于傳統的壓水/沸水式在工程投入上有70年的領先，所以這些新設計必須有根本性的優勢，否則不可能有人愿意投資幾百億美元來做開發。目前只有兩種設計滿足這樣的要求，分別是高溫氣冷堆和快滋生反應堆（Fast Breeder）：前者專注在安全性，保證絕不熔堆，而后者則可以用來做元素嬗變（ElementalTransmutation），最主要是將鈾238變成鈽239。

從商業觀點上來看，只有前者有真正實用上的價值；快滋生反應堆生產的鈽剛好是核子武器的最佳原料，只有軍方和日本政府（日本自中曾根康弘首相之后便開始積極囤積鈽239，所用的借口是把鈽和鈾混合成MOX核能燃料；正因為有這個偷偷摸摸的任務，日本的核能監管單位對電力公司不能做嚴格的審查，最后間接導致福島核災）才會有興趣冒經濟和安全上的風險。

50、60和70年代是核能發電的黃金時代，在歐美日等先進工業國家有幾百座第一代和第二代的核電廠建成上線。1979年的Three Mile Island Accident（三哩島事件）和1986年的Chernobyl Accident（車諾比事件）是極重要的轉折點，此后20年核電工業的增長基本停頓，少數新建成的反應爐只夠替代退役的反應爐；所以總數量停滯在400多座，一直到近十年才因中國的能源政策而重新進入成長期。

高溫氣冷堆最早是1943年美國的Farrington Daniels在Oak Ridge實驗室所做的一個實驗，不過一直到1960年才在西德由Rudolf Schulten主持，開始實際的工程設計與建設。Schulten的反應爐叫做ArbeitsgemeinschaftVersuchsreaktor（Joint ExperimentalReactor，聯合實驗反應堆），簡稱AVR，1967年建成并網發電，電功率為15MW。

1986年車諾比事件后，西德對核電開始有疑慮，AVR也受到嚴格的監督。1988年發生了一個小事故（燃料球卡在出口），在處理的過程中釋放了很少量的放射性塵埃（燃料球的外殼不夠強，以致破裂），但是當時的民情已經不容許任何放射性災害，于是AVR被關閉，德國政府花了26年來清理現場并檢討整個經驗，到2014年才大功告成，發布了報告。

Schulten原本已經準備開建下一代的高溫氣冷堆，叫做HTR-MODUL，其改進的重點是針對AVR的幾次事故（70年代的事故被遮掩到2000年代才發現）重新設計反應室出口和燃料球；新燃料球在1988年正要開始試產，結果全部生產線必須作廢。但是中國有極佳的先見之明，在1970年代末就已經從清華派了學者和學生去參加Schulten的團隊，團隊被解散之后，他們說服中國當局，以極低的價格買下了知識產權的執照和圖紙（南非也買了執照和圖紙，但是沒有什么大進展，2010年正式放棄），并且把燃料球生產線帶回清華。

1995年中國版的HTR-MODUL（改稱HTR-10）在清華校園開建，2000年建成并網，電功率為10MW。2005年商業版的示范堆在山東石島灣開建，預定2017年完成，雙機并聯，總電功率為200MW。

HTR-10的示意圖，可以看出高溫氣冷堆的結構極其簡單，基本上就是一個大沙漏里裝了幾十萬個燃料球，既沒有中子減速劑，也沒有中子吸收棒，完全不須在爐心使用機械裝置。這是因為所有的功能都集中到燃料球本身，停機靠的是物理性質而不是工程手段。冷卻環路用的是氦，因為氦的腐蝕性和放射吸收性都是零。既然氦不會吸收放射性，理論上就可以用主環路直接驅動渦輪，從而獲得更高的熱效率。但是在攝氏950度用氦推動的渦輪此前沒有現成的應用，必須從頭開發，而中方的渦輪技術并不太強，所以清華團隊很明智地選擇了使用第二環路來推動蒸汽渦輪的方案，這也避免了燃料球破裂后，放射性塵埃污染渦輪的危險。如此一來，高溫氣冷堆的真正技術難關就完全集中到燃料球本身。

燃料球是Schulten的發明，不同的高溫氣冷堆視設計功率需求決定放多少個燃料球；一般是幾十萬個。每個燃料球直徑為60mm（比網球略小一點），最外層是5mm厚的強化石墨；中心的餡兒直徑50mm，由八千個燃料粒和石墨混合而成。石墨是很好的中子減速劑和熱導體，并且可以耐熱到攝氏2800度；而高溫氣冷堆受核物理的天然限制，爐心溫度不可能超過攝氏1600度，一般工作溫度在攝氏950度左右。燃料粒直徑為0.92mm，由四個保護層包裹直徑0.5mm的二氧化鈾燃料而成。石墨和氦都不會吸收放射性，所以燃料球用完后，本身就是圍阻體，可以簡單裝箱掩埋，無需另外的機械或化學處理；不過廢料總體積會增加。

高溫氣冷堆的功率控制和絕不熔堆的保證，來自一個很特別的核物理性質：裂變產生的快中子（Fast Neutron）和石墨原子核碰撞之后，損失動能，成為慢中子（Thermal Neutron）；而其他鈾235原子核吸收慢中子（這就是所謂的連鎖反應，Chain Reaction；鈾238原子核剛好相反，喜歡吸收快中子而不管慢中子；高溫氣冷堆的石墨減速劑比壓水/沸水式用的輕水有效，所以鈾235不須被濃縮到同樣的5%濃度，甚至只有0.7%是鈾235的天然鈾在理論上都可以用）而引發新的裂變的截面積（亦即機率）隨溫度增高而減小，在攝氏1000度以上減小得很快。

所以要停機，只須要把主環路的氦氣風扇關掉，讓爐心溫度逐步升高到攝氏1600度，連鎖反應就基本停止了。這時鈾即使熔化，因為它被包在燃料粒里，也不會泄露。既然關掉主環路里的氦氣循環是正常運作的一部分，那么在天災或故障時失去電力供應，也就沒什么大不了的。

高溫氣冷堆之所以至今沒有普及，主要是經濟上的問題。它雖然結構很簡單，但是在工程設計上遠不如壓水/沸水式成熟，所以第一代的發電站仍然故障不斷，沒有經濟效益。此外它的功率密度很低，反應爐心占地900立方公尺，比壓水式的30立方公尺（這還是民用反應爐，包括了更換燃料棒的機制；核潛艇用的更小得多）大30倍，功率反而只能做到100MW，而最新的壓水式已經達到1400MW。

清華的設計是兩個反應爐共推一個蒸汽輪機，合起來成為一個模塊。理論上模塊和燃料球都可以大規模生產（清華自己的生產線年產量10萬枚，現在正在包頭市建設年產30萬枚的工廠），長期下來成本有可能壓低到遠比壓水式還低；但是這里有一個很大的不確定性，也就是高溫氣冷堆核電站是否需要傳統的緊急事故處理設備，例如廠房安全殼。壓水/沸水式因為有爐心熔毀的可能，安裝反應爐的廠房本身也必須是特別設計的氣密安全殼（當然因為冷卻水沸騰時可以產生爆炸性的力量，兩層安全殼仍然不足以保證絕對的安全；而高溫氣冷堆用的氦氣是不會爆炸的）。

如果高溫氣冷堆也必須建昂貴的廠房安全殼，那么因為它的功率密度低，安全殼就必須建得更大，而且必須在氣密的同時提供氣冷，費用反而會更高得多。如果因為高溫氣冷堆的安全性而省略了緊急事故處理設備，那么它很快就會比傳統的核電廠便宜，甚至可以直接替換掉煤電廠的舊鍋爐，沿用現成的蒸汽渦輪。

所以雖然高溫氣冷堆的安全性已經遠高于傳統式的核電站，它的前途還是決定在這個安全性到底高到哪里。歷史上AVR的麻煩主要在于燃料球卡在出口，而在處理的過程中有燃料球破裂。原本燃料粒本身已經有四層防護，所以燃料球破裂應該也沒關系；但是年產30萬枚燃料球，每個球有8000個燃料粒，那就是24億顆燃料粒。

目前的工藝可以保證99.999%的良率，但是即使再提升一個數量級，也就是達到了99.9999%的良率，仍然會有2400顆破損的燃料粒，當那2400枚含問題燃料粒的燃料球破裂時，就會有可能泄露放射性塵埃。不過一顆燃料粒只含0.7mg的鈾，所以這樣產生的塵埃是相當微不足道的。

在最壞的可能情形下，也就是當外力（例如天災、飛彈攻擊或廠房失火/爆炸）打破反應爐，氦氣外泄，空氣進入反應爐，那么高溫的石墨會自行點燃，放射性污染就有可能會隨煙塵而散布（不過燃料粒的外層有Silicon Carbide，這種陶瓷材料不但堅硬、耐高溫，而且不易燃）。雖然有計算機仿真，顯示因為燃料球堆積很密，燃燒會有困難，但是這是假設廠房基本完整；如果廠房已經崩塌，氧氣的供應就可能足夠引發大火。當然以這個腳本來判斷安全性是很不公平的，所有其他的核電反應爐設計在同樣情形下，放射性污染都會比高溫氣冷堆高出好幾個數量級；問題在于分析了風險回報之后，是不是可以省略一些緊急事故處理設備（石島灣似乎就省略掉了廠房安全殼，但是因為有傳統的反應堆在隔壁，其他處理緊急事故的軟硬件設備都是現成的；但是高溫氣冷堆的經濟性只有在脫離傳統核電廠之后才能顯示出來）。很不幸的是，一般民眾沒有風險的概念，往往在被傳播媒體有意無意中傷的新科技上，為了極小的風險而因噎廢食；而舊有的工業技術，卻因為有既得利益者（如石油財團）護航，可以每年害死幾萬人而沒有媒體敢討論（如燒煤和燒油的空氣污染，造成每年全球因肺癌死亡的人數，就遠超過人類歷史上因核電意外而死亡的總人數，這還不考慮全球暖化的后果）。所以只有理性的政府才能做出理性的最佳決定，而***的民主政體卻是絕對反理性的。

再談中國的核電發展

我在前文《高溫氣冷堆》中介紹了這項由清華主導的第四代核電技術。中國是唯一還在積極發展高溫氣冷堆的國家，投資也算是可觀，但是它其實不但不是當前中國核電的主流，連未來的主力研發方向都算不上，只是一項備用的技術。

其問題的根本在于高溫氣冷堆的功率密度過低，雙堆并聯也只有200MW的電功率，而中國對核電的需求極高，到2020年預訂必須有58GW的裝機量，到2030年將超過400GW；相形之下，最新的壓水堆已達到單堆1.75GW的電功率，所需的廠房數目可以減低一個數量級。

因此中國的核能戰略是所謂的三步走：“熱堆—快堆—聚變堆”，其中的熱堆就是第三代的壓水堆，快堆是我在《高溫氣冷堆》也提過的快滋生反應堆，聚變堆則是與超弦并列為物理界兩大成功忽悠的不切實際幻想。

還好搞核聚變的人不敢把商業化的日期訂得太近，以免謊話被拆穿。最大膽的（一般是50歲以上，20年內就會退休的人）也只敢說30年后，所以中方的投資還在預研階段，不算太高，而且是多方下注，除了純聚變之外，也支持所謂的“Z箍縮聚變-裂變混合反應堆”。

這其實是用很小規模的聚變來激發快滋生裂變反應，也就是聚變產生的中子并不直接用來加熱蒸汽輪機，而是被鈾238吸收后再依傳統的裂變反應來發電，因此在技術上還有實用化的可能，真正的問題可能會出在經濟性上，亦即競爭不過液態金屬冷卻的快堆，但是那要等實件做出來之后才能確定。這個計劃的領導人是中物院的彭先覺院士，他在今年稍早公開說核聚變“可能無法很快”實用化，并不是酸葡萄心理下的無的放矢。

實際上中國到2030年所需要的400多座核電反應爐，絕大多數都會是第三代的壓水堆。原本的計劃是以西屋的AP-1000系列（由國核技引進）為主力，但是一方面美方提供的關鍵部件（推動冷卻劑內環路的主泵）老是不過關，另一方面過去兩年為了努力外銷創匯，決策高層了解到外銷型號也必須在國內大量部署，否則客戶永遠會有疑慮，所以似乎已經轉向為AP和華龍一號兼顧的策略。

當然華龍一號其實是兩種完全不同的設計：中核的土產型號和中廣核的仿EPR。這次英國愿意在Bradwell裝華龍一號，正因為它其實就是法國的EPR，和EDF要建的HinkleyPoint是一回事。其實EPR現有的兩座示范工程（分別在芬蘭和法國，Hinkley Point將是第三座）都嚴重超支并落后進度，說不定還得靠中廣核來解決問題，但是中國的高科技還沒有國際聲譽，行銷時沾些法國人的光也是不得已的辦法。

既然在可見的未來，壓水堆是絕對的主力，那么快堆的意義何在呢？我在前文已解釋過，以液態金屬為冷卻劑的快堆沒有中子減速劑（其他反應堆用水或石墨），工作原理和壓水堆完全不同，不是靠喜歡吸收慢中子的鈾235，燒的是喜歡快中子的鈾238和超鈾元素。

鈾235只占天然鈾的0.7%，快堆顯然在燃料來源上有很大的優勢，但是壓水堆有70年的民用和軍用技術累積，在安全性和經濟性上都成熟得多，所以快堆在中國核能計劃里的地位其實是從核廢料處理而著眼的，也就是所謂的核循環。

一般壓水堆的燃料棒在兩年內就必須更換，然后會因裂變過程中產生的高放射性物質（尤其是超鈾元素）的自發性衰變而持續大量放熱，這些燃料棒因而成為最難處理的核廢料，必須在冷卻池中儲存很長的時間。***只有6個反應爐，尚且頭痛萬分，中國大陸到2030年的反應爐數目將超過境外的總和，廢棄的燃料棒預計達到23500噸，而且會以大約為***百倍的速度持續累積，傳統的儲存方式不但極為昂貴困難，也是對有限的鈾礦資源的一大浪費。

目前其他核先進國家唯一的改進手段是很有限的回收循環，把用過的燃料棒里所含的鈾235、鈽和其他超鈾元素濃縮制成MOX（Mixed OXide）燃料，然后應用到專為MOX修改過的壓水堆。這對鈾資源的應用率，提升只有20%，而且產能也極為有限，回收能力最高的法國只有1700噸的年產能，英國有1200噸，日本則有800噸。2015年九月23日，中核宣布將投資1000多億人民幣，引進一座法國Areva設計的年產能800噸回收循環廠，預計2020年開工，廠址將在山東、江蘇、浙江、福建和廣東幾省中選擇。

很顯然地，以中國核能發展之大之快，現有的回收循環技術是杯水車薪，所以再進一步就是引進重水堆。重水堆和壓水堆相當類似，主要的不同在于冷卻劑用的是重水而不是一般的水。重水是氫的同位素氘的氧化物，由海水提煉純化而來。氫原子核就是一個質子，和中子有很好的彈性散射截面，所以在當冷卻劑的同時可以兼做中子減速劑；但是質子也會和中子做非彈性反應，結合成氘，所以部分中子被吸收了，連鎖反應的總效率因而降低；這正是為什么壓水堆的燃料必須先經過濃縮，把鈾235的成分提升到2-5%的原因。改用重水后，氘的彈性散射截面和氫相似，非彈性反應（吸收一個中子而成為氚）截面卻小得多，連鎖反應效率更高，就無須提升鈾235的濃度，使用天然鈾就可以發電。

正是因為這個好處，1994年中國還沒有高效的離心濃縮技術（到2013年六月21日，中核集團的蘭州鈾濃縮公司才公開宣布已成功將離心機工業化；在此之前，舊式的擴散法耗電達25倍之多），便特別與專長在于重水堆的加拿大原子能公司（Atomic Energy ofCanada Limited，AECL）開始合作，1996年正式簽約，引進了兩座CANDU（CANada Deuterium Uranium，加拿大氘鈾；選擇這個縮寫是因為它聽起來和Can Do同音，而“Can Do”是“行/沒問題”的意思）6號反應爐，也就是秦山核電站三期工程。

后來發現重水堆的真正價值在于對燃料不挑剔（不過還沒有到《Back to the Future》里把垃圾丟進去就可以發電的地步），壓水堆用過的燃料不須經過前面提到的全回收過程，只要簡單用化學提煉出鈾就可以推動重水堆，同樣也能提升鈾資源的總應用率20%。整個示范工程在2015年七月通過審查，預計2016年底正式啟用。長程的計劃是引進最新的EC6（Enhanced CANDU 6，達到第三代反應器的安全標準）技術，國產化之后稱為AFCR（Advanced Fuel CANDU Reactor，先進燃料重水堆），依每四座壓水堆建一座重水堆的比例，可以更廉價地達成燃料回收循環的結果，而且兩者的效果在理論上可以疊加。

重水堆對燃料不挑剔，燒釷（Thorium）燃料也可以。釷的地表存量是鈾的三倍，印度是主產區，所以印度的核反應爐大多是從加拿大引進的重水堆，共有15座。重水堆的另一個用處是生產軍用的鈽239；這是因為它的燃料濃度低，必須經常更換，所以產生的鈽239沒有足夠的時間被轉化為鈽240。鈽240會自我引爆，是制造鈽基原子彈的最大障礙。雖然重水堆生產鈽239的效率遠低于快堆，但是印度還是靠著前者累積了足夠的鈽在1974年制造了第一顆原子彈。伊朗也有一座重水堆，依今年七月達成的協議（參見前文《與伊朗的核子談判》）必須將它改造為不產鈽的形態；2015年十月19日，中國國家原子能機構宣布將幫助伊朗進行這項改造。

前面提到的回收循環廠和重水堆，對鈾資源的高效應用和核廢料的回收處理，都只有有限的貢獻。真正要把超鈾廢料大幅消化嬗變，還得靠快堆；但是用液態金屬（如鈉）來做冷卻劑，工程的難度當然更高得多。目前快堆技術最先進的是俄國，中國在2009年引進了一個實驗堆，預計2035年才能商業化，屆時壓水堆用過的第一手燃料經簡單分離后，可提供重水堆使用，其后的廢料可由回收循環廠提煉出MOX，在特別配置的壓水堆和重水堆用第三次，最終最臟的廢料再交由快堆處理，達成理想中的全循環。

中國的核能發展，如同高鐵一樣，引進世界眾家之長（即德國的高溫氣冷堆，美國西屋公司的AP系列壓水堆，法國Areva公司的EPR壓水堆和核廢料回收循環廠，加拿大的CANDU重水堆，和俄國的快堆），快速地發展出更先進更全面的技術（除前列外來技術的后續發展外，Z箍縮技術和中核的壓水堆基本是土產的），是后來居上的典范。其與汽車工業的最大不同，就在于高度集中于中央的計劃與監控權力，強迫那些實際執行業務的企業要專注在產業技術提升，而不被市場額份和利潤分散了注意力。利伯維爾場永遠都對大資本和老玩家最為有利，相信絕對自由主義能幫助他們高速發展經濟的開發中國家只能是美國宣傳體系的受害者。

熔鹽堆簡介

我在《高溫氣冷堆》一文中介紹了高溫氣冷球床（Pebble Bed）反應堆的發展過程。到了2017年底，中文媒體報導了一些有關另一種所謂“第四代”反應堆的進展消息，于是就有讀者發問，這個“熔鹽堆”是怎么一回事。在此做個簡介。

首先提醒大家，“第四代”這個詞匯是商業廣告用語，并沒有科學或工程上的嚴格定義。詳細來說，前三代的商用核能電廠不是輕水式（Light Water Reactor，這是相對于含氘的重水，所以輕水其實就是普通含氫的水；輕水式又分為沸水式和壓水式，它們是現役商用核反應堆的主流）就是重水式（亦即加拿大的CANDU，參見前文《再談中國的核電發展》），利用固態柱狀的鈾或鈽燃料棒浸泡在兼做中子減速劑（Neutron Moderator）和冷卻劑（Coolant）的水中；代與代之間的差別主要在于安全設計上的改進。

而近年來流行的所謂“第四代”，則泛指所有不是輕水式或重水式的不成熟設計（所以這是又一個商學院發明的妙語：明明實際上的特征是還不實用，卻誤導讓人以為是先進的意思），它們幾乎沒有例外都在原子能濫觴的40年代就有人提出概念，在50和60年代有原型設計；之所以到現在還沒有商業應用，是因為在當時的商業化過程中競爭不過輕水式和重水式，被放棄了。

當然50多年前被放棄，有多種可能的原因，包括政治選擇、技術背景、還有先到先得效應（FirstMover Advantage）等等，不一定代表著在21世紀的技術環境下仍會是次等的選擇；但是如果反過來，只因為它們被包裝成“下一代”的設計，就以為它們必然是有優越性的，那么失望的可能性當然遠大于成功（精確來說，成功了才是第四代；成功之前只不過是個實驗）。

2017年傳出的中國“熔鹽堆”計劃（TMSR），并不包含詳細的技術細節，只提到它是由江綿恒博士（上?？萍即髮W校長）主導推動，將在甘肅先建造2MW的固態釷（Thorium）基熔鹽堆，然后再視情況演進為比較接近實用型的設計。所謂的固態釷基熔鹽堆，是把含釷的核燃料做成燃料球（Pebble），以氟基金屬熔鹽為冷卻劑，因此它既是熔鹽堆，也是球床堆。因為它的經濟性相對于現有商用核電站很明顯地不會有優勢，在這里它的目的只能是為了獲得釷基核反應的一些基本實驗參數，所以我就不詳細討論了。

如果我們拿這個2MW的實驗堆和清華發展高溫氣冷堆的歷史相比，晚了不止20年；既然世界第一座商用級別的高溫氣冷堆正在山東石島灣建設之中，可以看出熔鹽堆距離實用化還很遠。

至于未來的商用熔鹽堆會是什么樣子，實在很難說；這是因為釷基的熔鹽堆有幾十種不同的設計，各有優劣。我覺得很可能江校長自己都還沒有確定，要等到上面提到的實驗堆出了結果，才能決定下一步。本文為了方便討論，我假設他會選擇目前看來最先進的Two Fluid Liquid Fluoride Thorium Reactor（TwoFluid LFTR，雙流氟基熔鹽釷反應堆）。

前面提到很多所謂的第四代核反應堆的設計概念，其實在1940年代就有，釷基堆也不例外。它最早是由Eugene Wigner和Alvin Weinberg領導Oak Ridge National Lab的團隊在1944年設想出來。當時美國的另一個主要核子研究單位Argonne National Lab由Enrico Fermi和Walter Zinn主導，選擇專注在鈽基的反應鏈上。

在二戰結束后，大家從開發原子彈的曼哈頓計劃抽身出來，開始研究核反應器，最早的大錢來自海軍的核潛艇計劃，這需要很小的體積，所以先合作發展出功率密度很高的輕水堆；而輕水堆也就很快成為工程上最成熟的設計。

但是輕水堆有許多缺陷，在當時最明顯的包括1）它用鈾235為燃料，不但十分稀缺、濃縮困難，而且裂變反應不完全，利用率不高，反而會產生很多放射性極高的超鈾元素廢料；2）它使用柱狀固態燃料棒，必須承受大量中子轟擊，而且氣態的裂變產物會產生氣泡，所以會隨時間而弱化，必須時常更換；3）更換下來的燃料棒有極高的放射性，不論是回收或掩埋都很困難。

于是在輕水堆還沒有成功的1951年，Argonne的團隊就先建成了以液態金屬為冷卻劑的快滋生反應堆（因為液態金屬對中子沒有什么減速的效果，快中子可以照射到放在反應器周邊的鈾238，把它轉化成鈽239，參見《再談中國的核電發展》）；而Oak Ridge則在1952年建成HRE-1，成為世界第一個使用液態燃料的反應堆，不過這用的是氟化鈾溶解在水里，一直到1959年，才改為氟基熔鹽。

輕水堆適用在核潛艇，快堆則可以量產核彈頭用的鈽，兩者都獲得了充足的美國政府投資；熔鹽堆為了爭取公款，只好也想辦法往軍事用途上靠。剛好熔鹽堆有可能做出比輕水堆還要高的功率密度，于是就搭上空軍的核動力轟炸機計劃；雖然沒有做出結果，但是這筆錢最后容許Oak Ridge在1965年做出為民用發電而設計的Molten Salt Reactor Experiment（MSRE，熔鹽堆實驗，熱功率7.4MW）。

然而在那之后，United States Atomic EnergyCommission（AEC，美國原子能委員會）決定集中資源發展快堆的民用型號，并在1973年開除了Alvin Weinberg（主要因為他公開批評快堆不夠安全，不適合商用推廣），熔鹽堆從此完全退出主流，一直到21世紀，全球暖化引發核電的新潮流，才有人重新考慮建造熔鹽堆。

因為MSRE就是人類所建造過的最后一個熔鹽堆原型，我們目前所知比較靠譜的最先進設計正是Oak Ridge團隊所計劃的下一代藍圖，亦即前面提到的LFTR。LFTR又分單流、雙流和單雙混合三種，其中以雙流最干凈、效率最高。它的核心是處于熔融狀態的鈾233氟鹽，外層則是熔融的釷232氟鹽；兩者的環路是分開的，所以叫做雙流。

鈾233是最理想的裂變燃料，不但效率很高，而且產生的放射性廢料最少；它的問題在于自發半衰期太短，而鈾礦是地球誕生時從以往超新星爆炸繼承得來，40多億年下來鈾233早已衰變盡凈。剛巧釷232是一個很穩定而普遍的同位素，吸收一個熱中子（Thermal Neutron）之后成為鏷（Protactinium） 233，然后經過自然β衰變成為鈾233。雙流LFTR外層的釷鹽就是負責吸收核心裂變泄漏出來的中子，用來滋生燃料。

雙流LFTR的燃料循環

一旦釷232轉化成鈾233，后者必須被提煉出來，移交給反應器的核心環路。這里是熔鹽堆最妙的工程細節，也是為什么熔鹽堆特別適合釷基的核反應：因為鈾有兩種氟化物，在工作溫度（600-1000°C）下四氟化鈾是液體，六氟化鈾卻是氣體，只要在熔鹽里打入氟氣，四氟化鈾自然變成六氟化鈾而分離出來，所以一般必須在嚴格放射性防護下運送到再處理工廠來做的化學分離，熔鹽堆可以簡單地在現場（In Situ）完成。同樣的，負責做真正核裂變反應的核心環路也可以通過現場加氟，來把還未用掉的鈾233燃料和廢料分離開來。

總結來說，熔鹽堆理論上可以一次解決前面提到的三大輕水堆毛病。然而LFTR從來沒有被建造過，所以幾乎可以確定會有它自己獨特的難題（就像張無忌要練乾坤大挪移第七層，既然設計者自己都沒練過，就必然會有設想錯誤之處）。例如核心與周邊環路之間必須有隔墻，這個隔墻還必須有中子減速的功能，因此當年Oak Ridge團隊計劃用石墨來建造。我在討論核聚變的時候，曾經強調高能中子對墻壁會有很強的破壞作用，這里也是一樣的；如何在放射性環境下定期更換石墨墻，絕對不是一件簡單的事。

當然，熔鹽堆的石墨墻比核聚變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，也沒有高溫等離子體的沖擊問題，所以并不是完全不可能解決的。

我想讀者看到這里，應該可以理解早先我為什么說中國的熔鹽堆未來的發展方向還不能確定。這個技術實在太不成熟，至少還要20年才會達到建造商用原型的地步。它有它的優點，但是也必然會有工程上的重大困難。最終它能否與其他的核反應堆競爭，目前不可能準確預測。我以前曾經估計過，高溫氣冷堆有商業性成功的機率在10%那一級，熔鹽堆大約也在同一級別；這已經值得國家投資了，但是我們不必也不應該過度樂觀。