1 引 言
当前，世界的新型核能系统研究中，小型模块化核能系统相当引人注目。在这类新概念的长寿命堆设计中，较具代表陛的有 日本研究的 4s(Super Safe，Small and Simple)核反应堆【l J，堆芯换料周期预期最短 10a；美国伯克利加州大学研究的防止核扩散液态金属冷却核反应堆 ENHS【2 ；俄罗斯的铅．铋冷却小型堆 SVBR．75／1 00E31等。已有的长寿命堆设计均使用铀．钚燃料，但使用铀．钚燃料则要求较硬的中子谱，给此类反应堆的设计带来了很多限制。在中能区到高能区内，u有较高的有效裂变中子数，若使用钍．铀燃料设计长寿命堆，则可以在保持一定增殖能力的前提下放宽对栅格的要求，并给热工、安全等方面带来很多好处。我国有着丰富的钍资源，加强对钍利用的研究也有利于有效利用资源，并扩大核能在我国能源领域的优势。