熔盐堆作为第四代反应堆,具有安全性、可靠性、经济性、可持续性和防核扩散等优点。然而,美国在熔盐实验堆（MSRE）运行过程中,发现石墨慢化剂,在堆内受到快中子（>50 keV）辐照后会先收缩后肿胀,使石墨在堆内寿命大大缩短,从而需要频繁停堆更换石墨。此外,石墨慢化能力较差,对于大型熔盐堆需要更多的堆芯熔盐体积才能达到临界。基于上述问题,本文选择氢化锆（ZrH）作为熔盐堆慢化剂,其具有较高的慢化能力、较好的热稳定性,还具有耐高温、抗辐照等特点。与石墨相比,ZrH的热中子吸收较大,不利于反应堆自持或增殖运行,需要进一步优化。本文主要基于已有ZrH慢化剂研究,对ZrH慢化熔盐堆进行进一步优化,以给出实现自持运行的堆芯物理设计方案,并且在其寿期末达到较低的MA产量。为改善ZrH慢化熔盐堆的钍铀转换性能,对氢锆原子比、载体盐、堆芯结构等进行了优化,分析了它们对于临界²³³U浓度和钍铀转换性能的影响。结果表明:当氢锆原子比选择1.60和熔盐体积比为0.9时,不仅临界所需的²³³U浓度相对较低,而且钍铀转换性能也较好。同时,对比了ZrH与石墨慢化熔盐堆的临界²³³U浓度和钍铀转换性能。结果表明:石墨作为慢化剂时钍铀转换性能更好,而ZrH作为慢化剂时临界所需的²³³U浓度更低。根据上述研究结果,分析了深燃耗模式下的ZrH慢化熔盐堆的钍铀转换性能,并对堆芯结构进行了初步优化。结果表明:采用含径向增殖层设计与Li F燃料盐装载的Zr H慢化熔盐堆,50年平均CR可达到1.028,可以实现增殖运行,同时其产生的MA量较高。为减少堆芯MA的产生量,本文给出了移动式Zr H慢化设计方案,通过改变反应堆运行过程中临界所需的²³³U浓度和堆芯中子能谱来减少堆芯MA的累积量。结果表明:通过慢化棒批次插入堆芯,逐步改变临界所需的²³³U浓度和中子能谱,不仅可以实现堆芯38年钍铀燃料自持运行,且其MA的产量比慢化棒不移动条件下采用FLi盐和FLi Be盐时分别减少约43%和8%。