实验堆关键技术基本掌握，原型系统研发进展顺利，但仍存科技挑战。
中国科研人员正在四代先进核能系统研发方面进行着探索，尤其关于钍资源利用的钍基熔盐堆研究已显雏形。
中科院上海应用物理研究所研究员、中科院先进核能创新研究院筹备组组长徐洪杰日前在中国核学会2015年学术年会上介绍，我国钍基熔盐堆研发已有清晰战略目标：近期，也就是2020年前，将建成世界首个10MW固态燃料钍基熔盐实验堆和一座2MW液态燃料钍基熔盐实验堆，目前已基本掌握实验堆关键技术，四个原型系统研发进展顺利;中期，即到2025年，建成100MW固态燃料钍基熔盐示范堆和10MW液态燃料钍基熔盐实验堆，在国际上率先实现固态燃料熔盐堆应用;远期，到2030年，建成100MW液态燃料钍基熔盐示范堆，在国际上率先实现钍铀燃料循环利用。
据徐洪杰介绍，围绕钍基熔盐核能系统，中科院未来的研究将延伸至钍基核能、熔盐堆、核能综合利用，先进核能基础科学研究四大领域，以及熔盐堆安全、钍铀放射化学、熔盐堆材料、堆芯物理与技术、熔盐化学与回路技术、氢碳化学与工程、同步辐射与超级计算七大方向。
据了解，熔盐堆是坛GIF(第四代核能系统国际论坛)推荐开发的具有第四代核能技术特点的六大堆型之一。GIF成员国法国和欧盟已开展熔盐快堆(MSFR)的预概念设计研究。俄罗斯正在研究在有或没有钍支持的情况下利用不同组分的钚和次锕系元素三氟化物作为燃料的熔盐锕系元素再循环和嬗变堆(MOSART)系统。而美国则在“先进反应堆概念计划”项目的支持下，重点研究具有低成本和保持完全的被动安全性的氟化盐冷却式高温堆。铀资源匮乏的印度，更将钍燃料确定为核电发展战略的核心内容，已建成以钍为燃料的先进重水反应堆。
徐洪杰介绍，中科院钍基堆核能先导专项(TMSR)的任务在于，发展固态和液态两类钍基熔盐堆。两种熔盐堆需要相同的技术基础，然而具有不同用途，前者技术成熟度较高，可以作为后者的预先研究，因此TMSR专项采取了两种堆型研发同时进行、先后发展的技术路线。而最终的液态燃料堆，使用钍铀核燃料循环，以氟化盐为冷却剂，将天然核燃料和可转化核燃料熔融于高温氟化盐中，携带核燃料在反应堆内部和外部进行循环。
公开资料显示，地球上钍资源量是铀资源的3-4倍，自然界中天然核燃料仅有铀-235一种，但其在天然铀中的含量仅为0.7%。而钍通常以同位素钍-232的形式存在，经中子轰击后，钍-232可转变为易发生裂变反应的核能燃料铀-233。所以，与铀-238一样，钍-232也是一种增殖材料。但是，与用铀-238人工转化出的铀-235与钚-239相比，铀-233的中子产额更高，可以据此建立一个效率更高的增殖循环。而且，钍-铀燃料循环比铀-钚燃料循环产生的高毒性放射性核素要少。
钍作为核燃料的天然优势，使其被看成是未来核能可持续发展的关键途径之一。但依据目前的进展和技术条件，徐洪杰表示，研发钍基熔盐堆仍然存在诸多挑战。
据了解，钍基熔盐堆原型系统包括钍铀循环、堆本体工程设计、熔盐回路和安全许可。在技术水平上，前两者处于国际先进，后两者处于国际前列。其中，钍铀循环原型系统将有效提高熔盐堆核电的经济性。
此外，目前已基本掌握和实现突破的实验堆关键技术，包括萃取分离、高端熔盐、镍基合金、核石墨、腐蚀控制、干法分离及氚控制。
就钍基熔盐堆专项的前景，徐洪杰表示，要将原型系统集成为实验堆还面临许多挑战，要使熔盐堆最终从中科院先导专项成为国家能源专项，从实验室走向工业应用，需要国家、地方政府和企业的联合支持。
