作为第四代先进核反应堆六种候选堆型之一,钍基熔盐堆核能系统在安全性、经济性、燃料利用率和防核扩散等方面具有显著优势。发展和部署钍基熔盐堆,实现钍资源的高效规模利用,首先要解决的关键问题是钍铀循环点火燃料²³³U来源缺少的问题。本文基于目前可获取的点火燃料（富集铀和来自轻水堆乏燃料中的钚）,给出了在熔盐堆中实现从铀钚燃料循环到钍铀燃料循环的过渡方案,讨论了启动燃料配置、在线加料模式、后处理条件等关键参数对熔盐堆燃料过渡行为的影响,提出了解决²³³U来源问题的可行性方案。本文基于SCALE/TRITON计算程序发展了双区熔盐堆燃耗计算方法。SCALE/TRITON是橡树岭国家实验室开发的用于临界计算、截面加工和燃耗计算的集成模块,目前仅支持分群数据库的燃耗计算。在处理双区堆芯结构的熔盐堆燃耗问题时,需要对两区中的燃料盐采用不同编号,进而导致在截面加工程序中产生两套燃耗截面,并分别进行独立燃耗计算,这与熔盐堆均匀混合的特征明显不符。本文通过耦合外部处理模块,针对上面问题发展了均匀混合、等效体积和平均截面三种处理方法,拓展了SCALE/TRITON的适用范围。对计算结果的对比分析表明:平均截面法在准确性和计算效率上都具有一定的优势,可以用于单流双区或多区熔盐堆燃耗计算分析;均匀混合法计算结果与平均截面法几乎完全一致,但要求设置很短的步长,因而计算效率较低,可以用于分析堆芯分区和流动行为复杂、非均匀效应明显的熔盐堆;等效体积法没有考虑两区能谱的差异,计算结果与其他两种方法差别较大,不能用于双区熔盐堆计算分析。本文开展了富集铀启动熔盐堆生产²³³U并实现钍铀循环过渡的研究,提出了堆内边增殖边燃烧（B&B）和预增殖（PB&B）两种过渡方案。B&B方案选取四种富集度（20%、40%、60%和93%）的富集铀作为初始点火燃料,在反应堆运行过程中,提取的233Pa在堆外衰变成²³³U并返回堆内燃烧从而逐渐取代235U维持临界,多余的²³³U在堆外累积。分析结果表明当点火燃料富集度为20%时,堆内在线加料模式复杂,尽管可以实现²³⁵U^enri/²³²Th→²³³U/²³²Th过渡,但倍增时间长达79年;当富集度高于40%时,反应堆启动后只需补充少量富集铀燃料即可实现自持运行,钍铀循环过渡过程中核素变化相对平缓,达到平衡态的时间较短,且倍增时间小于40年。PB&B方案采用20%的富集铀,该方案中²³³Pa在堆外衰变生成的²³³U不再返回堆内燃烧,通过添加富集铀维持反应堆临界。分析结果表明:预增殖方案通过增加对富集铀的消耗提高了²³³U生产效率。对两种过渡方案的对比表明:B&B过渡方案因为充分利用了堆内增殖的²³³U,可以降低对富集铀的依赖,从而显著提高资源利用效率。本文开展了熔盐堆利用Pu燃料点火生产²³³U并实现Pu/²³²Th→²³³U/²³²Th过渡的研究。与富集铀启堆的模式类似,Pu燃料点火也采用了B&B和PB&B两种过渡方案,同时分析了处理周期对堆芯过渡行为和燃料转换性能的影响。结果表明:B&B方案中,当处理周期小于等于60天时,Pu/²³²Th→²³³U/²³²Th的过渡可以实现,且启动后需要补充的Pu量较少;当处理周期为10天时,反应堆平衡态的增殖比约为1.047;当处理周期为60天时,平衡态的转换比约为0.996。当处理周期为180天时,Pu/²³²Th→²³³U/²³²Th的B&B过渡无法完成,反应堆需要周期性补充Pu燃料。和富集铀启堆的模式类似,Pu启堆的PB&B方案也有较高的²³³U生产效率。本论文基于SCALE/TRITON程序发展了可以处理双区结构熔盐堆燃耗计算的耦合模块,围绕熔盐堆利用传统燃料启堆并过渡到钍铀循环这一关键问题,给出了富集铀燃料点火和Pu燃料点火的过渡方案,系统分析了过渡过程中堆内核素演化、堆芯性能变化和后处理模式的影响,研究结果对建立基于熔盐堆的钍铀循环具有一定的参考价值。