2011年,中国科学院瞄准核能领域国家重大战略要求,启动了“未来先进核裂变能——钍基熔盐堆核能系统”战略性先导科技专项,正在建设一座2MW的液态燃料钍基熔盐实验堆（Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel）。由于该方案为热中子谱实验堆,设计功率小,不具备大规模用钍及钍铀增殖的能力,但在现有的设计方案基础上,可以进行钍铀转换实验的论证,开展相关理论分析及放化取样检测分析方法的验证,为后续高功率钍铀增殖堆的设计研发提供技术支撑。因此,本文以一种钍基熔盐堆模型为背景,开展燃料中不同Th添加量对Th利用与转换特性研究。本文采用MCNP5（Monte Carlo N Particle Transport Code）程序建模,并利用朱贵凤博士开发的MOBAT（burnup code coupled with MCNP and ORIGEN2 using BATch language）燃耗程序进行燃耗计算分析。MOBAT程序目前已经通过热堆和快堆等多个基准题的验证,可以运用于氟盐冷却球床高温堆、氟盐冷却板状高温堆和固态燃料熔盐冷却快堆的设计和优化。本文以一种功率为2MW的钍基熔盐堆模型为背景,对堆芯燃料中不同Th添加量下的Th利用与转换特性开展研究。首先,分析不同质量的钍对堆芯参数影响,进行两组模拟计算:A组,通过调整燃料盐中基盐（LiF-BeF₂-ZrF₄）和添加盐（LiF-UF₄）的配比,使堆芯有效增殖因数keff=1.02,并往临界堆芯中加入不同质量Th,分析不同Th添加量对堆芯参数的影响;B组,由于A组中加入不同质量Th后使得有效增殖因数keff下降,为了使初始有效增殖因数维持在1.02附近,需继续往燃料盐中加入适量的²³⁵U（添加盐）,分析加入不同质量Th且初始有效增殖因数在k=1.02时对堆芯参数的影响。通过分析两组模拟计算中不同Th添加量对重金属摩尔占比、反应性、密度以及添加盐LiF-UF₄的装载量,得出结论:想要满足一定的Th消耗利用,燃料中Th质量不易过大,应选在百公斤级别。通过进一步研究B组,对其进行满功率运行300天燃耗计算,分析CR、Th消耗率（燃耗末期消耗掉的Th质量/燃耗初期Th添加量）以及²³⁵U的装载量,得出结论:Th添加量在100kg以内时,具有较大的Th消耗率和CR增加速率以及较低的²³⁵U装载量。为进一步研究百公斤内Th添加量的转换特性,本文选取了5组计算对象:10kg、20kg、50kg、80kg以及100kg＿Th添加量。对Th-U链上关键核素演化,氙中毒、钐中毒,中子能谱以及放射性源项进行了相关分析。结果表明,随着Th添加量的增加:¹³⁵Xe和¹⁴⁹Sm平衡浓度会增加;中子能谱变硬;主要的裂变产物浓度随时间的演化曲线变化不大;锕系核素233U和234U浓度增加,而次锕系核素(²⁴¹Am、²⁴²Am、²⁴³Am、²⁴²Cm、²⁴³Cm)的浓度下降;活化产物的总放射性活度变低,锕系元素的总放射性活度变高,裂变产物总放射性活度不变。对比分析可知,在百千克级别内的Th添加量越高,Th的利用与转换特性表现尤为突出。