第四代六种反应堆堆型中唯一使用液态燃料的熔盐堆，是同目前广泛研究应用的固态燃料反应堆完全不同的一种新堆型，引起了全世界的广泛关注。熔盐堆内既是燃料盐又是慢化剂和冷却剂的流动高温熔盐使得熔盐堆技术成为完全不同于传统反应堆的一种全新核反应堆技术。基于熔盐堆的先进钍基核能系统是当前国际上核能科学技术领域的前沿方向之一。发展性能优异的钍基熔盐堆技术增殖裂变燃料，对实现核能的可持续发展具有重要意义。　　 论文课题依托中国科学院上海应用物理研究所“未来先进核裂变能”之钍基熔盐核能系统TMSR项目，工作主要针对钍基熔盐堆的增殖物理特性进行研究，即在充分调研钍基熔盐堆研究历史和发展堆型的基础上，选择以增殖性能优越的钍基熔盐增殖堆MSBR双流体设计为原型，对比双流体设计两种方案的物理性能，择优挑选其中一种进行简化得到论文设计雏形，再按照增殖反应堆性能的要求，探索不同堆芯条件下和采用不同后处理方案中构造熔盐增殖堆双流体设计堆芯的限制条件，明确钍基熔盐堆增殖物理特性，最终得到合理可行和最优化的方案，并对方案堆芯的辐照损伤，使用寿命和瞬态安全性进行了分析。　　 在确定论文使用设计雏形时，论文建立了钍基熔盐增殖堆MSBR双流体设计的两种方案模型，进行了燃料核素的灵敏度分析，结果表明核素的灵敏度与核素扰动幅度，核素中子反应截面大小以及核素在堆中的含量有关，对同一核素的不同截面进行扰动时，得到的灵敏度系数是不同的，灵敏度系数随中子能量的变化曲线受堆芯能谱和相关中子反应截面曲线影响;然后利用NJOY99核数据加工程序，基于评价数据库ENDF/B-Ⅶ建立了MSBR所需要的高温数据库:最后通过计算对比两种设计的物理性能，选定了其中的设计一来进行有效堆芯的确定和模型简化，初步确定了论文后续研究所使用的堆芯模型。　　 论文针对选定的双流体设计一简化模型进行了优化，主要是在基本固定了堆芯尺寸大小、控制棒，种子燃料管道和增殖燃料管道的整体排布的基础上，考虑从keff值，BR（增殖比）和温度系数等方面对堆芯种子燃料管道半径，增殖燃料管道半径和裂变材料质量百分比等堆芯参数进行了优化。得到优化后的堆芯种子燃料管道半径为2.7cm，增殖燃料管道半径取4.7cm到5.3cm（后文计算采用4.7cm），裂变材料质量百分比Wu3+u5/Wtotal选择1.7％，并且基于这些堆芯参数得到堆芯的有效裂变增殖系数keff约为1.17，增殖比BR在1.05左右，总的温度系数为-3pcm/K，得到结果将用于后文计算分析。　　 论文利用得到的优化堆芯参数，对堆芯进行了燃料的在线后处理，添料计算，分析了在线后处理和添料给燃料核素U233，U235，U234，U236，Th232，Pa233以及元素Np，Pu，Am，Cm的质量随时间的演化关系带来的影响，并分析了堆芯物理量keff值和增殖比BR随燃耗时间的变化关系以及乏燃料的放射性危害。结果表明:在线后处理和添料主要影响的是U233装载量和Pa233提取量随时间的演化关系，U233的装载量以及Pa233的提取量在考虑在线添料和在线后处理后逐渐增多，最终随反应堆系统的稳定而趋于平衡;在线添料使得堆芯保持临界，keff值处于稍大于1的水平;在线后处理和添料明显提高了钍基熔盐堆的增殖比，且设计得到的最初的增殖比为1.065，要稍大于原MSBR双流体设计的1.06，设计成功针对增殖比做出了优化;在线后处理提取了可以通过β衰变得到U233的核素Pa233，使得U的放射性危害没有在卸料时便达到很大，降低了乏燃料的总放射性危害，有利于乏燃料处理。　　 最后，论文对前面得到的堆芯设计进行了反应堆容器（材料为哈氏合金N）以及石墨的辐照损伤计算和分析，为反应堆使用寿命预测和安全分析提供了重要的参考数据，并且对设计应用点堆模型进行了简单的确定论瞬态安全分析。辐照损伤量原子离位数率Rdpa随着反应堆容器壁厚度的增加而减小，堆容器的最内层原子离位率最大，达到了4.7×10-11s-1，而最外层则降到了2.2×10-11s-1。最大的原子离位数率发生在内表面的近堆中心平面处，θ角度在25°至30°之间的区域，最大原子离位数率可达8.80×10-11s-1，且快中子对原子离位率贡献要大于热中子。堆容器壁上的最大原子离位数率要远小于熔盐实验堆MSRE堆容器壁的原子离位数率值3.90×10-9s-1，这是由于双流体设计采用了种子燃料区在内，增殖燃料区在外，另外在增殖燃料区外增加了一层石墨反射层的缘故。堆芯石墨受到辐照损伤最严重位置位于堆芯高度为230cm，半径为20到25cm，角度为270°到330°的区域，计算得到此处的原子离位数率Rdpa的值为3.98×10-8s-1。石墨的原子离位数率随中子能量的变化关系是受到堆芯的能谱以及石墨的原子离位截面的变化趋势所影响。另外，计算得到论文设计石墨使用寿命约为25年，比MSBR技术文档中所得的设计一原模型石墨使用寿命长了将近3倍。对设计采用点堆模型进行简单的瞬态安全分析得知，堆芯温度系数为-3pcm/K，在引入反应性时间小于等于1s的时间里，可以成功吸收2000pcm的反应性并表现安全。