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增殖反应堆

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1951年， 美国爱达荷州实验增殖反应堆I 的核心组装

增殖反应堆是一种产生的裂变材料多于消耗量的核反应堆。 [1]这些反应堆可以使用铀和钍的更常见的同位素（例如铀-238和钍-232 ）作为燃料，而不是传统反应堆中使用的稀有铀-235。这些材料被称为可增殖材料，因为它们可以透过这些增殖反应堆增殖成燃料。

增殖反应堆之所以能实现这一点，是因为其中子经济性足够高，能够产生比其消耗更多的裂变燃料。这些多余的中子会被与裂变燃料一起装入反应堆中的增殖材料吸收。这些经过辐照的增殖材料又会嬗变成可进行裂变反应的裂变材料。

增殖反应堆起初被认为具有吸引力，因为它们比轻水反应堆更充分地利用铀燃料，但随着更多铀储量的发现[2]以及铀浓缩新方法降低燃料成本，人们对其的兴趣在 20 世纪 60 年代后下降了。

类型

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在目前的热中子裂变反应堆中，透过中子捕获和衰变生成重超铀锕系元素。从铀238开始，钚、镅和锔的同位素都被生成。在快中子增殖反应堆中，所有这些同位素都可以作为燃料燃烧。

增殖反应堆有多种类型：

“增殖反应堆”简单来说就是设计用于极高中子经济性、相关转化率高于1.0的核反应堆。原则上，几乎任何反应堆设计都可以调整为增殖反应堆。例如，轻水反应堆（一种重度慢化热设计）演化为RMWR概念，使用低密度超临界形式的轻水来提高中子经济性，使其足以进行增殖反应。

除了水冷式，目前还有许多其他类型的增殖反应堆被设想。这些包括熔盐冷却、气冷和液态金属冷却等多种设计。几乎所有这些基本设计类型都可以使用铀、钚、多种次锕系元素或钍作为燃料，而且它们的设计目标也各不相同，例如制造更多裂变燃料、长期稳态运行或主动燃烧核废料。

现存的反应堆设计有时会根据中子能谱分为两大类，其中主要分为两类：一类设计主要使用铀和超铀元素，另一类设计使用钍元素，避免使用超铀元素。这些设计如下：

  • 快中子增殖反应堆（FBR）利用“快”（即未经慢化的）中子，从可增殖铀-238中增殖出可裂变钚（以及可能更高等级的超铀元素） 。快中子能谱具有足够的灵活性，如果需要，它也可以把钍增殖出可裂变铀-233 。
  • 热增殖反应堆利用“热谱”或“慢”（即慢化）中子，从钍中增殖出可裂变的铀-233。鉴于各种核燃料的特性，热增殖反应堆被认为只有使用钍燃料才具有商业可行性，因为这样可以避免较重的超铀元素的积聚。

快中子增殖反应堆

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示意图显示了 LMFBR 的 Loop 类型和 Pool 类型之间的区别

目前所有大型FBR发电站都是采用液态钠冷却的液态金属快中子增殖反应堆（英语：liquid metal cooled reactor）(LMFBR )通常采用以下两种设计之一：[1]:43

  • 回路(Loop)型，其中主冷却剂通过反应堆罐外的主热交换器循环（但由于主冷却剂中 含有放射性24 Na，因此在生物屏蔽内循环）
  • 池(Pool)式，其中主热交换器和泵浸入反应堆罐内

截至 2017 年，只有两座商业营运的增殖反应堆：BN-600 反应堆，功率为 560 MWe，BN-800 反应堆，功率为 880 MWe。两者都是俄罗斯的钠冷反应堆。这种设计使用液态金属作为主要冷却剂，将热量从核心转移到用于驱动发电涡轮机的蒸汽。 FBR 也使用钠以外的其他液态金属进行冷却(一些早期的 FBR 使用汞)；其他实验反应堆使用了钠钾合金。两者都具有在室温下呈液态的优势，这对于实验装置来说很方便，但对于中试或全尺寸发电站来说则不那么重要。

拟建的第四代反应堆类型中有三种是 FBR：[3]

快中子反应堆通常使用混合氧化物燃料芯，其中二氧化钚（ PuO2 ）含量最高可达20% ，二氧化铀（ UO2 ）含量至少为80% 。另一种燃料选择是金属合金，通常是铀、钚和锆（因其对中子“透明”）的混合物。浓缩铀可以单独使用。

许多设计在反应堆核心周围布置了一层管子，管子中装有不可裂变的铀 238，透过捕获核心反应产生的快中子，铀 238 会转化为可裂变的钚 239（核心中的部分铀也是如此），然后再处理后用作核燃料。其他 FBR 设计则依靠燃料（也含有铀 238）的几何形状，以达到足够的快中子捕获。钚 239（或可裂变的铀 235）的裂变截面在快谱中比在热谱中小得多，239 Pu/ 235 U 裂变截面与238 U 吸收截面之比也是如此。这增加了维持炼式反应所需的239 Pu/ 235 U浓度，以及增殖与裂变的比率。[4]

另一方面，快中子反应堆根本不需要慢化剂来减慢中子速度（英语：thermalisation），而是利用快中子每次裂变比慢中子产生更多中子的优势。因此，普通液态水作为慢化剂和中子吸收剂，并非快中子反应堆理想的主要冷却剂。由于反应堆堆芯需要大量的水来冷却，中子的产额以及239Pu的增殖会受到严重影响。人们已经对减慢水反应堆（英语：reduced moderation water reactor）进行了理论研究，这种反应堆可能具有足够快的光谱，从而提供略高于1的增殖比。这可能会导致液态水冷却反应堆功率降低到不可接受的水平，成本也很高，但超临界水反应堆(SCWR) 的超临界水冷却剂具有足够的热容量，可以用更少的水进行充分冷却，从而使快谱水冷反应堆成为一种现实可能。[5]

冷却剂的类型、温度和快中子谱使燃料包壳材料（通常为奥氏体不锈钢或铁素体-马氏体钢（英语：Martensitic_stainless_steel））处于极端条件下。了解辐射损伤、冷却剂相互作用、应力和温度对于任何反应堆堆芯的安全运作至关重要。迄今为止，钠冷快堆中使用的所有材料都有已知的极限。[6] 氧化物弥散强化合金钢（英语：Oxide dispersion-strengthened alloy）被视为长期抗辐射燃料包壳材料，可以克服当今材料选择的不足。

整合式快中子增殖反应堆

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专为解决废弃物处理和钚问题而设计的快中子反应堆之一，是整体式快中子反应堆（IFR，也称为整合式快中子增殖反应堆，尽管最初的反应堆设计为不会增殖净过剩的裂变材料）。[7][8]

为了解决废弃物处理问题，IFR 在现场配备了一个电解燃料后处理装置，该装置透过电镀回收铀和所有超铀元素（不仅仅是钚） ，废物中只留下短半衰期的 裂变产物。其中一些裂变产物随后可以分离用于工业或医疗用途，其余的则送往废弃物处置库。 IFR 高温处理系统使用熔融镉阴极和电解精炼器，直接在反应堆现场对金属燃料进行后处理。[9]此类系统将所有次锕系元素与铀和钚混合。这些系统紧凑且自给自足，因此不需要将任何含钚的材料运出增殖反应堆现场。采用此类技术的增殖反应堆很可能被设计成增殖比非常接近 1.00，这样在初始装入浓缩铀和/或钚燃料后，反应堆只需更换少量天然铀。每月一次供应的相当于牛奶箱大小的天然铀块的数量就足以满足这样一个 1 千兆瓦反应堆的需求。目前，这种自给式增殖反应堆被设想为核反应堆设计人员最终的自给和自支持的终极目标。[10][4]本计划于 1994 年被美国能源部长 Hazel O'Leary取消。[11][12]

其他快中子反应堆

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熔盐反应器实验（英语：Molten Salt Reactor Experiment） 的石墨核心

第一座建成并投入运作的快堆是位于新墨西哥州洛斯阿拉莫斯的洛斯阿拉莫斯钚快中子反应堆（简称“克莱门汀炉（英语：Clementine (nuclear reactor)）”,Clementine ）。 克莱门汀核反应堆以镓稳定的δ相钚为燃料，并以汞冷却。它预留了一个钍-232“窗口”，用于增殖实验，但目前尚无关于这一特性的报告。

另一种建议的快堆是熔盐快堆，其中熔盐的慢化特性微不足道。这通常是透过用较重的金属氯化物（例如 KCl、RbCl、 ZrCl4 ）代替盐载体中的轻金属氟化物（例如 LiF、 BeF2 ）来实现的。

目前已建造了数座快中子增殖反应堆（FBR）原型，其发电量从相当于几个灯泡的功率（EBR-I，1951年）到超过1000  MWe不等。截至2006年，该技术在经济上尚不及热堆技术，但印度、日本、中国、韩国和俄罗斯均投入大量研究资金，进一步研发快中子增殖反应堆，预计铀价上涨将长期改变现状。相较之下，德国出于安全考量放弃了这项技术。 SNR -300快中子增殖反应堆历经19年才竣工，尽管成本超支总计达36亿欧元，但最终还是被废弃。[13]

热增殖反应堆

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先进重水反应堆是少数几个拟议的大规模钍利用技术之一。[14] 印度正在开发这项技术，其动力是其拥有丰富的钍储量；世界上近三分之一的钍储量在印度，而印度缺乏大量的铀储量。

希平波特原子能电厂（英语：Shippingport Atomic Power Station）60兆瓦反应堆的第三座也是最后一座核心是一座轻水钍增殖堆，于1977年开始运作。[15] 它使用二氧化钍和氧化铀-233制成的芯块；最初，芯块中铀-233的含量在点火区为5-6%，在包层区为1.5-3%，在反射区为0。该反应堆以236兆瓦时（MWt）的功率运行，发电量为60兆瓦，最终发电量超过21亿度。五年后，核心被移除，发现其裂变材料含量比安装时增加了近1.4%，显示发生了钍增殖反应。[16][17]

液态氟化钍反应堆(LFTR)也计划用作钍热增殖器。液态氟化钍反应堆可能具有一些吸引人的特点，例如固有安全性、无需制造燃料棒，以及液体燃料的后处理可能更简单。这个概念最初于1960年代在橡树岭国家实验室的 熔盐反应堆实验（英语：Molten-Salt Reactor Experiment）中被研究。自2012年起，它再次成为全球关注的焦点。[18]

燃料资源

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增殖反应堆原则上可以提取铀或钍中几乎所有的能量，与广泛使用的直流轻水反应堆相比，可将燃料需求量降低100倍，而直流轻水反应堆仅提取地下锕系金属（铀或钍）中不到1%的能量。增殖反应堆的高燃料效率可以大幅减少对燃料供应、采矿能耗以及放射性废弃物储存的担忧。透过海水铀提取（目前成本过高，不经济），增殖反应堆所储备的燃料足以满足全球以1983年的总能源消耗率计算50亿年的能源需求，从而使核能成为一种有效的可再生能源。[19][20] 除了海水之外，普通的地壳花岗岩中还含有大量的铀和钍，如果使用增殖反应堆，这些铀和钍可以为太阳在恒星演化主序列中的剩余寿命提供充足的能量。[21]

核废料

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广义上讲，乏核燃料有三个主要成分。第一部分是裂变产物，即燃料原子分裂释放能量后剩余的碎片。裂变产物有数十种元素和几百种同位素，都比铀轻。乏核燃料的第二个主要成分是超铀元素（比铀重的原子），它们是由燃料中的铀或更重的原子吸收中子但不发生裂变时产生的。所有超铀同位素都属于元素周期表中的锕系，因此它们通常被称为锕系元素。最大的成分是剩余的铀，其中大约 98.25% 是铀-238、1.1% 是铀-235 和 0.65% 是铀-236。 U-236 来自非裂变俘获反应，其中 U-235 吸收中子但仅释放高能量伽马射线而不是发生裂变。

裂变产物的物理行为与锕系元素明显不同。具体而言，裂变产物不会发生裂变，因此不能用作核燃料。事实上，由于裂变产物通常是中子毒物（吸收可用于维持炼式反应的中子），裂变产物被视为消耗裂变材料后遗留的核“灰烬”。此外，只有七种长寿命裂变产物同位素的半衰期超过一百年，这使得它们的地质储存或处置比超铀材料更容易。[22]

随着人们对核废料的担忧日益加深，增殖燃料循环因其可以减少锕系元素废料（特别是钚和少量锕系元素）而重新受到关注。[23] 增殖反应堆的设计目的是将锕系元素废料作为燃料进行裂变，从而将其转化为更多的裂变产物。乏核燃料从轻水反应堆移除后，会经历复杂的衰变过程，因为每种核素的衰变速率不同。裂变产物的衰变半衰期与超铀同位素的衰变半衰期有很大差异。如果超铀元素留在乏燃料中，经过1000到100000年后，这些超铀元素的缓慢衰变将产生乏燃料中的大部分放射性。因此，从废料中去除超铀元素可以消除乏核燃料的大部分长期放射性。[24]

现今的商用轻水反应堆确实会增殖一些新的裂变物质，主要以钚的形式存在。由于商用反应堆从未被设计为增殖反应堆，它们无法将足够的铀238转化为钚来补充消耗的铀235。尽管如此，商用核反应堆产生的电力中至少有三分之一来自燃料中产生的钚的裂变。[25]即使钚消耗量如此之高，轻水反应堆也仅消耗其产生的钚和次锕系元素的一部分，而钚的不可裂变同位素则会积聚，同时还会积累大量的其他次锕系元素。[26]

增殖燃料循环因其能够减少锕系元素废料，特别是减少钚的各种同位素以及次要锕系元素（镎、镅、锔等）的排放而重新引起了人们的兴趣。[23]由于采用闭式燃料循环的增殖反应堆几乎可以使用所有输入的锕系元素同位素作为燃料，因此其燃料需求量将减少约 100 倍。其产生的废料量也将减少约 100 倍。虽然增殖反应堆产生的废料量大幅减少，但其废料的活度与轻水反应堆产生的废料活度大致相同。[27]

增殖反应堆废弃物的衰变行为与普通反应堆不同，因为它由不同的物质组成。增殖反应堆废料主要由裂变产物组成，而轻水反应堆废料主要由未使用的铀同位素和大量的超铀元素组成。在轻水反应堆中，乏核燃料在超过10万年后，超铀元素将成为放射性的主要来源。消除这些超铀元素可以消除乏燃料中大部分的长期放射性。[24]

原则上，增殖燃料循环可以回收并消耗所有锕系元素[19]，只留下裂变产物。如本节图表所示，裂变产物的总半​​衰期存在一个特殊的“间隙”，即没有任何裂变产物的半衰期在91到20万年之间。由于这种物理特性，在储存数百年后， FBR产生的放射性废物的活度会迅速下降到与长寿命裂变产物相当的低水平。然而，要获得这一优势，需要有效率地从乏燃料中分离超铀元素。如果所使用的燃料后处理方法在最终的废物流中残留了大量超铀元素，则此优势将大大降低。[10]

快中子核反应堆 (FBR) 的快中子可以裂变质子和中子数量均为偶数的锕系元素原子核。这类原子核通常缺乏轻水堆 (LWR) 中使用的可裂变燃料所具有低速的“热中子”共振。[28] 钍燃料循环本身所产生的重锕系元素含量较低。钍燃料循环中的可增殖材料的原子量为 232，而铀燃料循环中的可增殖材料的原子量为 238。这种质量差异意味着钍-232 需要每个原子核再经历六次中子捕获事件才能产生超铀元素。除了这种简单的质量差异之外，随着质量的增加，反应堆还有两个裂变原子核的机会：第一次是作为有效燃料核 铀-233，第二次是当它再吸收两个中子后，再次作为燃料核 铀-235。[29][30]

主要用于销毁锕系元素而非增加可裂变燃料储量的反应堆有时被称为燃烧器反应堆。增殖和燃烧都依赖良好的中子经济性，许多设计都能兼顾两者。增殖设计用增殖材料构成的增殖包层（英语：breeding blanket）包复核心。废料燃烧器用待销毁的非增殖废料包裹核心。一些设计还增加了中子反射器或吸收器。[4]

设计

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选定锕系元素的裂变几率，热中子与快中子。[31][32] 热裂变和快裂变的百分比表示被相应中子击中时发生裂变的原子核比例。其余部分则被中子俘获。
同位素 热裂变
截面		 热
裂变
%		 快裂变
截面		 快
裂变
%
Th-232 53.71 microbarn 1 n 79.94 millibarn 3 n
U-232 76.52 barn 59 2.063 barn 95
U-233 531.3 barn 89 1.908 barn 93
U-235 585.1 barn 81 1.218 barn 80
U-238 16.8 microbarn 1 n 306.4 millibarn 11
Np-237 20.19 millibarn 3 n 1.336 barn 27
Pu-238 17.77 barn 7 1.968 barn 70
Pu-239 747.4 barn 63 1.802 barn 85
Pu-240 36.21 millibarn 1 n 1.328 barn 55
Pu-241 1012 barn 75 1.626 barn 87
Pu-242 2.436 millibarn 1 n 1.151 barn 53
Am-241 3.122 barn 1 n 1.395 barn 21
Am-242m 6401 barn 75 1.834 barn 94
Am-243 81.58 millibarn 1 n 1.081 barn 23
Cm-242 4.665 barn 1 n 1.775 barn 10
Cm-243 587.4 barn 78 2.432 barn 94
Cm-244 1.022 barn 4 n 1.733 barn 33
n=non-fissile

转换率

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衡量反应堆性能的一个指标是“转化率”，定义为产生的新裂变原子与消耗的裂变原子之比。除专门设计和操作的锕系元素燃烧器[4]外，所有拟建的核反应堆都会经历一定程度的转化。只要反应堆的中子通量中存在任何数量的可增殖材料，就总是会产生一些新的裂变材料。当转化率大于1时，通常被称为“增殖率”。

例如，常用的轻水反应堆的转换率约为0.6。以天然铀为燃料的加压重水反应堆（英语：Pressurized heavy-water reactor）的转换率为0.8。[33]在增殖反应堆中，转化率高于1。当转化率达到1.0，且反应堆产生的裂变材料数量与其消耗量相同时，即达到“损益平衡”。

倍增时间

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倍增时间（英语：doubling time）是指增殖反应堆产生足够的新裂变材料来取代原有燃料，并为另一座核反应堆提供等量燃料所需的时间。早年，当人们认为铀资源稀缺时，倍增时间曾被认为是衡量增殖反应堆表现的重要指标。然而，由于铀资源在核反应堆发展初期比人们预想的更为丰富，并且考虑到乏燃料中钚的含量，倍增时间在现代增殖反应堆设计中已不再是一个重要的指标。[34][35]

燃尽

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“燃耗值”是衡量从燃料中一定质量的重金属中提取出多少能量的指标，通常（对于动力反应堆）以每吨重金属产生的千兆瓦天数表示。燃耗是决定裂变反应堆产生的同位素类型和丰度的重要因素。增殖反应堆的设计燃耗比传统反应堆高，因为增殖反应堆产生的废料更多是以裂变产物的形式产生的，而大多数或所有锕系元素都会被裂变并销毁。[36]

过去，增殖反应堆的开发主要集中在低增殖比的反应堆，从使用钍燃料、以传统轻水冷却的希平波特反应堆（英语：Shippingport Reactor）（Shippingport Reactor ）的1.01 [37][38]到苏联BN-350（英语：BN-350 reactor）液态金属冷却反应堆的1.2以上。[39]增殖反应堆的理论模型表明，在工业规模上，液态钠冷却剂在燃料元件内部的管道中流动（“管壳式”结构）的增殖比至少可以达到1.8。[40]苏联BR-1试验反应堆在非商业条件下实现了2.5的增殖比。[41]

再处理

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任何反应堆中的核燃料裂变都不可避免地会产生吸收中子的裂变产物。增殖反应堆产生的增殖性中子需要进行核后处理（英语：nuclear reprocessing），以去除这些中子毒物。这一步骤对于充分利用增殖能力，使燃料的增殖量等于或超过消耗量是必要的。所有后处理都可能带来核扩散隐患，因为它可以从乏燃料中提取可用于制造武器的材料。[42]最常见的后处理技术PUREX（英语：PUREX）尤其令人担忧，因为它是专门为分离钚而设计的。增殖反应堆燃料循环的早期提案甚至带来了更大的核扩散隐患，因为它们将使用 PUREX 分离钚这种极具吸引力的同位素，用于制造核武。[43][44]

一些国家正在开发不将钚与其他锕系元素分离的后处理方法。例如，非水基火法（英语：pyrometallurgical）电解萃取制程用于处理{{le|整体式快堆|integral fast reactor}燃料}时，会在反应堆燃料中残留大量放射性锕系元素。[10]较传统的水基后处理系统包括 SANEX、UNEX、DIAMEX、COEX 和 TRUEX，以及将 PUREX 与这些系统和其他协同处理系统结合的方案。所有这些系统的抗扩散性能都略优于 PUREX，尽管它们的采用率较低。[45][46][47]

在钍循环中，钍-232先转化为铙-233，然后衰变为铀-233。如果镤残留在反应堆中，也会产生少量的铀-232，而铀-232的衰变链中含有强伽马射线发射体铊-208。与铀燃料设计类似，燃料和增殖材料在反应堆中停留的时间越长，这些不良元素的累积就越多。在设想中的商用钍反应堆中，铀-232的累积量会很高，导致任何由钍衍生的铀都会受到极高的伽马射线辐射剂量。这些伽马射线会使武器的安全操作及其电子设备的设计变得复杂；这也解释了为什么铀-233从未被用于制造武器，除了概念验证之外。[48]

虽然钍循环在从燃料中提取铀233方面可能具有抗扩散性（因为铀232的存在），但另一种提取铀233的途径却存在扩散风险，即透过化学方法提取钹233，并使其在反应堆外衰变为纯铀233。这个过程显然是化学操作，并非此类反应堆设计正常运作所必需的，但它有可能在国际原子能机构（IAEA）等组织的监督范围之外发生，因此必须加以防范。[49]

量产

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与核能的许多方面一样，快中子增殖反应堆多年来一直备受争议。 2010年，国际裂变材料专家委员会（英语：International Panel on Fissile Materials）表示：“经过六十年的发展，耗费了相当于数百亿美元的资金，增殖反应堆的前景仍然基本未兑现，大多数国家都在逐步削减其商业化努力。”德国、英国和美国已经放弃了增殖反应堆的开发计划。[50][51]追求增殖反应堆的理由－有时是明确的，有时是隐含的－基于以下关键假设：[51][52]

  • 人们曾预计，如果大规模部署裂变能源，铀资源将会稀缺，高品位矿藏将很快枯竭；然而现实是，自冷战结束以来，铀资源比早期设计者预想的要便宜得多，而且更加丰富。[53]
  • 人们原本预期增殖反应堆很快就会在经济上与目前主导核电的轻水反应堆竞争，但实际情况是，其资本成本至少比水冷反应堆高出 25%。
  • 人们曾认为增殖反应堆可以像轻水反应堆一样安全可靠，但使用钠冷却剂的快中子反应堆有安全问题，一旦泄漏就可能导致钠起火。
  • 人们原本预计，增殖反应堆及其“闭式”燃料循环（其中钚被回收）所带来的核扩散风险是可以控制的。但由于钚增殖反应堆利用铀238生产钚，而钍增殖反应堆利用钍生产易裂变的铀233，因此理论上所有增殖循环都可能构成核扩散风险。[54]然而，增殖反应堆产生的铀233中始终含有铀232，而铀232的子体会发出强烈的γ射线，这将使核武的操作极为危险，并且易于侦测。[55]

一些曾经的反核人士如今转而支持核能，认为它是一种清洁的电力来源，因为增殖反应堆能够有效地回收大部分核废料。这解决了核能最重要的负面问题之一。纪录片《潘朵拉的承诺》为增殖反应堆提供了一个很好的例子，因为它提供了一个真正高功率的化石燃料能源替代品。根据影片的描述，一磅铀所能提供的能量相当于5,000桶石油。[56]

值得注意的反应堆

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值得注意的增殖反应堆[57][58][59][60][61]
反应堆 建造国 启动 关闭 设计
MWe		 最终
MWe		 热能
功率 MWt		 容量因素 冷却液
泄漏次数		 中子温度 冷却液 反应堆种类
DFR UK 1962 1977 14 11 65 34% 7 Fast NaK Test
中国实验快堆 China 2012 operating 20 22 65 40% 8 Fast Sodium Test[62]
CFR-600 China 2017 commissioning/2023 642 682 1882 34% 27 Fast Sodium Commercial[63]
BN-350 Soviet Union 1973 1999 350 52 750 43% 15 Fast Sodium Prototype
Rapsodie France 1967 1983 0 – 40 – 2 Fast Sodium Test
Phénix France 1975 2010 233 130 563 40.5% 31 Fast Sodium Prototype
PFR UK 1976 1994 234 234 650 26.9% 20 Fast Sodium Prototype
KNK II Germany 1977 1991 18 17 58 17.1% 21 Fast Sodium Research/Test
SNR-300 Germany 1985 1991 327 – – non-nuclear tests only – Fast Sodium Prototype/Commercial
BN-600 Soviet Union 1981 operating 560 560 1470 74.2% 27 Fast Sodium Prototype/Commercial (Gen2)
FFTF US 1982 1993 0 – 400 – 1 Fast Sodium Test
Superphénix France 1985 1998 1200 1200 3000 7.9% 7 Fast Sodium Prototype/Commercial (Gen2)
FBTR India 1985 operating 13 – 40 – 6 Fast Sodium Test
PFBR India 2004 2024 500 – 1250 – – Fast Sodium Prototype/Commercial (Gen3)
Jōyō Japan 1977 2007 0 – 150 – – Fast Sodium Test
Monju Japan 1995 2017 246 246 714 trial only 1 Fast Sodium Prototype
BN-800 Russia 2015 operating 789 880 2100 73.4% – Fast Sodium Prototype/Commercial (Gen3)
MSRE US 1965 1969 0 – 7.4 – – Epithermal Molten salt (FLiBe) Test
Clementine US 1946 1952 0 – 0.025 – – Fast Mercury World's First Fast Reactor[57]
EBR-1 US 1951 1964 0.2 0.2 1.4 – – Fast NaK First Power Reactor
Fermi-1 US 1963 1972 66 66 200 – – Fast Sodium Prototype
EBR-2 US 1964 1994 19 19 62.5 – – Fast Sodium Experimental/Test
Shippingport US 1977
as breeder		 1982 60 60 236 – – Thermal Light Water Experimental-Core3

苏联建造了一系列快堆，第一批采用汞冷却，以金属钚为燃料；后期的快堆则采用钠冷却，以氧化钚为燃料。 BR-1（1955年）的功率为100瓦（热能），随后是BR-2，功率为100千瓦，之后是BR-5，功率为5兆瓦[41]。 BOR-60（1969年首次达到临界状态）的功率为60兆瓦[64]，于1965年开始建造。

未来的工厂

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印度

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印度几十年来一直试图研发快中子增殖反应堆，但一再拖延。[65]原型快中子增殖反应堆（英语：Prototype Fast Breeder Reactor）预计将于 2024 年 12 月完工并投入使用。[66][67][68] 此计划旨在利用可增殖钍-232 增殖可裂变铀-233。印度也正在研究钍热增殖反应堆技术。印度专注于钍是因为该国储量丰富，尽管全球已知的钍储量是铀的四倍。印度原子能部在 2007 年表示，将同时建造另外四座 500 MWe 的增殖反应堆，其中两座位于卡尔帕卡姆。[69][已过时]

印度核电公司BHAVINI（英语：BHAVINI）成立于2003年，负责建造、调试和营运印度三阶段核电计划（英语：India's three-stage nuclear power programme）中所有第二阶段快中子增殖反应堆。为了推进这些计划，FBR-600（英语：FBR-600）是一座额定功率为600 MWe的池式钠冷反应堆。[70][71][68]

中国

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中国实验快堆是计划中的中国原型快堆的 25 兆瓦（电）原型机。[72]它在 2011 年开始发电。[73]中国启动了钍基熔盐热增殖反应堆技术（液氟化钍反应堆）研发项目，该项目于 2011 年在中国科学院年会上正式宣布。其最终目标是在约 20 年内研究和开发基于钍的熔盐核系统。 [74][75]

韩国

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韩国正在开发一种标准化模组化 FBR 设计以供出口，以补充其已开发和建造的标准化压水反应堆和CANDU设计，但尚未承诺建造原型。

BN-600 反应堆的剖面模型，已被BN-800 反应堆系列 取代
BN-800反应堆的建造

俄罗斯

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俄罗斯计划大幅增加其快中子增殖反应堆的数量。位于别洛雅尔斯克（英语：Beloyarsk Nuclear Power Station）的BN-800反应堆（800 MWe）于2012年完工，接替了规模较小的BN-600（英语：BN-600 reactor）反应堆。[76]此反应堆于2016年达到满载生产。更大的BN-1200反应堆（1200 MWe）的建造计划原定于2018年完工，另外两座BN-1200反应堆将于2030年底建成。[77]然而，在2015年，俄罗斯原子能公司（Rosenergoatom）无限期推迟了建设，以便在积累了更多BN-800反应堆运行经验后改进燃料设计，并考虑到成本问题。[78]

西伯利亚化学联合企业将建造一座实验性的铅冷快堆BREST-300（英语：BREST (Reactor)）。 BREST（俄语：bystry reaktor so svintsovym teplonositelem，英语：铅冷却快堆）设计被视为 BN 系列的后继者，西伯利亚化学联合企业300 MWe 机组可能是 1,200 MWe 版本的先驱，该版本将广泛用于商业发电。该开发计划是 2010-2020 年先进核子技术联邦计划的一部分，该计划旨在利用快堆来提高铀效率，同时“燃烧”那些原本会作为废物处理的放射性物质。它的核心直径约为 2.3 米，高 1.1 米，可容纳 16 吨燃料。该装置每年更换一次燃料，每个燃料元件在核心内总共停留五年。铅冷却剂温度约540°C，效率高达43%，一次热产量为700兆瓦时，发电量为300兆瓦时。该机组的运转寿命可达60年。预计设计将于2014年由NIKIET完成，并于2016年至2020年间进行建造。[79] 冷却水塔将于2024年底建成，目标在2026年开始运作。

日本

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2006年，美国、法国和日本签署了一项“协议”，旨在研究和开发钠冷快堆，以支持“全球核能伙伴关系（英语：Global Nuclear Energy Partnership）”。[80] 2007年，日本政府选定三菱重工作为“日本快堆开发的核心公司”。此后不久，三菱快堆系统公司（英语：Mitsubishi FBR Systems）成立，致力于开发并最终销售快堆技术。[81]

法国 马库勒核电厂（英语：Marcoule Nuclear Site），Phénix（英语：Phénix）所在地（左侧） (on the left)

法国

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2010年，法国政府向原子能委员会拨款6.516亿欧元，用于完成ASTRID（英语：ASTRID (reactor)）（先进钠技术工业示范反应堆）的设计。该反应堆是一座600兆瓦的第四代反应堆，预计于2020年完成设计。[82][83]早在2013年，英国就对PRISM反应堆表现出兴趣，并与法国合作开发ASTRID。 2019年，法国原子能委员会（英语：French Alternative Energies and Atomic Energy Commission）宣布，该反应堆在本世纪中叶前不会投入使用。[84]

美国

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柯克‧索伦森（Kirk Sorensen）曾任美国国家航空暨太空总署（NASA）科学家，现为特莱达因‧布朗工程公司（Teledyne Brown Engineering（英语：Teledyne Brown Engineering））首席核子技术专家，长期以来致力于钍燃料循环，尤其是液态氟化钍反应堆的推广。 2011年，索伦森创立了Flibe Energy公司，旨在开发20至50兆瓦的LFTR反应堆，为军事基地供电。[85][86][87][88]

2010 年 10 月，通用电气日立核能公司与美国能源部萨凡纳河核电厂的营运商签署了一份谅解备忘录，允许在美国核管理委员会(NRC) 的全面许可设计之前，基于该公司的S-PRISM（英语：S-PRISM）快中子增殖反应堆建造一座示范电厂。[89] 2011 年 10 月，《独立报》报道称，英国核退役管理局 (NDA) 和能源与气候变迁部 (DECC) 的高级顾问已要求提供 PRISM 的技术和财务细节，部分原因是为了减少该国的钚库存。[90]

Intellectual Ventures（英语：Intellectual Ventures）在一项专利中提出的行波反应堆是一种快中子增殖反应堆，其设计目的是在反应堆长达数十年的使用寿命内无需进行燃料后处理。行波反应堆设计中的增殖燃烧波并非从反应堆的一端移动到另一端，而是从内向外逐渐移动。此外，随着燃料成分透过核嬗变发生变化，燃料棒在核心内不断重新排列，以优化任何给定时间点的中子通量和燃料利用率。因此，燃料本身不是让波在燃料中传播，而是透过基本静止的燃烧波移动。这与许多媒体报导相反，这些报导将该概念推广为一种类似蜡烛的反应堆，其燃烧区域沿着燃料棒向下移动。透过将静态堆芯配置替换为主动管理的“驻波”或“孤子”堆芯，TerraPower（英语：TerraPower）的设计避免了冷却高度变化的燃烧区域的问题。在这种情况下，燃料棒的重新配置由机器人设备远端完成；在整个过程中，安全壳保持关闭，因此不会产生停机时间。.[91]

参见

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