熔盐堆(Molten Salt Reactor，MSR)，作为第四代反应堆论坛(Generation-Ⅳ Forium, GIF)六种候选堆型中唯一的液态燃料反应堆，在高温常压下运行，具有热电转换效率高、固有安全性好等优点。与传统的固体燃料反应堆不同，熔盐堆可以实现在线提取裂变产物和添加核燃料，既减小了毒物对中子的吸收，又避免了较高的剩余反应性。而基于钍-铀(Th-U)燃料循环的熔盐堆，在快谱和热谱下均可实现燃料增殖，可充分利用我国储量丰富的钍资源，并且长寿命放射性超铀核素的产量比U-Pu燃料循环低。　　针对熔盐堆可在线后处理的特点，本工作首先基于中子学分析软件SCALE6.1，在钍铀组的工作基础上，开发了一套适用于熔盐堆燃耗计算的后处理模块MSR-RS，并且以法国熔盐增殖堆(Molten-Salt Breeding Reactor，MSBR)和熔盐快堆(Molten Salt Fast Reactor，MSFR)为基准，从增殖比(Breeding Ratio，BR)、倍增时间(Double Time，DT)、核素质量演化等角度进行了验证，结果表明该模块适用于带有后处理的熔盐堆燃耗计算。　　钍基熔盐堆在快谱下增殖比火、在热谱下临界所需核燃料的装载量低，因此为结合不同能谱下的优点，本文提出了一种单流双区钍基熔盐堆(Single-Fluid Double-Zone Thoriumbased Molten Salt Reactor，SD-TMSR)的初步概念设计。首先通过分别改变内、外区熔盐孔道半径调节两区的慢化比和中子能谱，分析了BR、233U初始装载量和DT的变化规律。结果表明，当内、外区熔盐石墨比分别为0.357和1.162时，倍增时间具有最优值。然后将石墨六棱柱边长降至7.5 cm，温度反应性系数改善至-2 pcm/K。最后基于优化后的几何模型，使用MSR-RS进行燃耗计算，分析了不同后处理方案对Th-U燃料增殖性能的影响。结果表明，SD-TMSR的核燃料初装量低，并且具有较高的增殖性能。当熔盐后处理速率为5m3/d时，倍增时间只需16年;当后处理速率为200 L/d时，即可实现自持。无论何种后处理方案，堆芯在60年的运行过程中均可保持良好的温度负反馈。　　另外，对熔盐快堆MSFR的研究发现，堆芯上、下层合金的中子吸收率较大，增殖盐利用率较低。因此本工作尝试新增轴向增殖盐以提高燃料增殖性能，新增石墨反射层以提高钍利用率。然后使用MSR-RS进行燃耗分析，结果表明，改进后的模型IMSFR在BR、233U年产量和DT等方面比MSFR有明显改善。BR在80年的运行中可维持在1.10以上，对应的233U年产量和DT分别是130kg和36年，并且有较大的温度负反馈。还有，MSFR的7Li富集度为99.9995％，但是高纯度的7Li熔盐制备面临较高的技术挑战和经济成本，因此本文还从BR、233U产量、DT、能谱、核素吸收率以及氚产量等角度分析了7Li富集度的影响。结果表明，7Li富集度为99.95％时的Th-U燃料增殖性能并没有比99.9995％时的增殖性能有明显降低，因此在熔盐快堆中推荐使用7Li富集度为99.95％的熔盐。