MSR或许是现代核能系统中最简单的系统，人称三 “P”堆，即用罐(pot)、泵(pump)和管子（pipe）连接成的反应堆。易裂变、可转换与裂变的同位素熔于高温、极高沸点的（1400℃）液态氟盐，既是反应堆燃料，也是冷却剂。接近大气压的液态燃料盐流过反应堆堆芯，发生裂变并加热到700℃，泵入主热交换器，把热能传输给二次液盐冷却剂，然后再进入反应堆堆芯。二次热传输系统清洁液盐把热能从主热交换器传给高温布雷顿循环，使热能转化为电力。规定MSR的主要任务是发电和销毁核废物。传统 MSR设计为石墨堆芯，热至超热中子谱。按照第四代核能系统技术路线图MSR项目的计划与预算安排，2020年完成商用可行性研究，研发资金10亿美元。实际上美国选定钠冷快堆后，国内活动基本停止，是第四代六个系统中唯一没有国家“认领”开发的系统[12]。

MSR是第四代六个系统中唯一的“非传统”堆型，是1950-70年代初美国橡树岭国家实验室的“陈年老酒”，“出身”是美国空军见海军设想核能推进潜艇而不干落后，“想像远程轰炸机不受限制的飞行只能靠核能作动力”提出的重要军事任务[1,50]。靠军方强力支持，投资10亿美元，先后开发、建造并运行了两个熔盐堆实验装置(ARE, MSRE)，运行非常成功，是世界上唯一曾用三种裂变燃料（U-233、U-235和Pu-239）运行的反应堆。尽管非常成功，但军方只对生产高质量武器级钚的钠冷快堆感兴趣，1974年终止研究。事后连“氢弹之父”爱德华• 泰勒也认为是“可以原谅的错误”。

熔盐堆实验装置主隔离室俯视图

MSR开发历时20多年，已经发展成为熔盐燃料反应堆“族群”。现代核能发展遇到的重大技术障碍，MSR系统基本上解决或“避开”了，属核能系统发展的另一个途径。MSR本身就是个“闭环”、连续运行的核能系统，运行过程转换生成易裂变材料，直接利用；用毗邻的小型化学厂连续“处理”，去除裂变产物，容易做到“自给自足”、燃料成分基本不变地运行下去；如为U-233/Th燃料循环，前端进来的原料是氟化钍，后端排出的核废物300年后放射性水平低于天然矿石，成为最简单、最高效的核能系统。

不同燃料循环的辐射毒性（假定后处理损失0.1%）
(Data and graph from Sylvain David, Institut de Physique Nucléaire d'Orsay)

MSR 的优点突出，缺点也突出：热谱，增殖能力不高（MSBR,1.09）；系统的本质是U-233/钍燃料循环，但没有天然U-233,只能用铀-235、钚或TRU启动，生成U-233，逐渐过渡；从系统达临界开始，整个主系统带强放射性，只能遥控监视、检查、检修，因而要开发遥控机械手和机器人；钍核数据库不如铀完整，多数人不熟悉液盐的性能与知识。