增殖反应堆

增殖反应炉是一种产生的裂变材料多于消耗量的核反应炉。 这些反应炉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，而不是传统反应炉中使用的稀有铀-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炉增殖成燃料。
增殖反应炉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炉中的增殖材料吸收。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。
增殖反应炉起初被认为具有吸引力，因为它们比轻水反应炉更充分地利用铀燃料，但随著更多铀储量的发现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.
增殖反应炉有多种类型：
「增殖反应炉」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的核反应炉。原则上，几乎任何反应炉设计都可以调整为增殖反应炉。例如，轻水反应炉（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炉被设想。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、钸、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。
现存的反应炉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：
目前所有大型FBR发电站都是采用液态钠冷却的(LMFBR )通常采用以下两种设计之一：
截至 2017 年，只有两座商业营运的增殖反应炉：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炉。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)；其他实验反应炉使用了钠钾合金。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。
拟建的第四代反应炉类型中有三种是 FBR：
快中子反应炉通常使用混合氧化物燃料芯，其中二氧化钸（ 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、钸和锆（因其对中子「透明」）的混合物。浓缩铀可以单独使用。
许多设计在反应炉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 会转化为可裂变的钸 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。钸 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。
另一方面，快中子反应炉根本不需要慢化剂来，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，并非快中子反应炉理想的主要冷却剂。由于反应炉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。人们已经对进行了理论研究，这种反应炉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炉功率降低到不可接受的水平，成本也很高，但超临界水反应炉(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炉成为一种现实可能。
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）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炉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。 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炉.
专为解决废弃物处理和钸问题而设计的快中子反应炉之一，是整体式快中子反应炉（IFR，也称为整合式快中子增殖反应炉，尽管最初的反应炉设计为不会增殖净过剩的裂变材料）。
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（不仅仅是钸） ，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，直接在反应炉现场对金属燃料进行后处理。此类系统将所有次锕系元素与铀和钸混合。这些系统紧凑且自给自足，因此不需要将任何含钸的材料运出增殖反应炉现场。采用此类技术的增殖反应炉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/或钸燃料后，反应炉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 千兆瓦反应炉的需求。目前，这种自给式增殖反应炉被设想为核反应炉设计人员最终的自给和自支持的终极目标。本计划于 1994 年被美国能源部长 Hazel O'Leary取消。
其他快中子反应炉.
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钸快中子反应炉（简称「」,Clementine ）。 克莱门汀核反应炉以镓稳定的δ相钸为燃料，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炉（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炉，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快中子增殖反应炉历经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。
热增殖反应炉.
先进重水反应炉是少数几个拟议的大规模钍利用技术之一。 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。
60兆瓦反应炉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。 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。该反应炉以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。
液态氟化钍反应炉(LFTR)也计划用作钍热增殖器。液态氟化钍反应炉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 中被研究。自2012年起，它再次成为全球关注的焦点。
燃料资源.
增殖反应炉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炉相比，可将燃料需求量降低100倍，而直流轻水反应炉仅提取地下锕系金属（铀或钍）中不到1%的能量。增殖反应炉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），增殖反应炉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。 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。
核废料.
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。
随著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（特别是钸和少量锕系元素）而重新受到关注。 增殖反应炉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炉移除后，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。
现今的商用轻水反应炉确实会增殖一些新的裂变物质，主要以钸的形式存在。由于商用反应炉从未被设计为增殖反应炉，它们无法将足够的铀238转化为钸来补充消耗的铀235。尽管如此，商用核反应炉产生的电力中至少有三分之一来自燃料中产生的钸的裂变。即使钸消耗量如此之高，轻水反应炉也仅消耗其产生的钸和次锕系元素的一部分，而钸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。
增殖燃料循环因其能够减少锕系元素废料，特别是减少钸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。由于采用闭式燃料循环的增殖反应炉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。虽然增殖反应炉产生的废料量大幅减少，但其废料的与轻水反应炉产生的废料活度大致相同。
增殖反应炉废弃物的衰变行为与普通反应炉不同，因为它由不同的物质组成。增殖反应炉废料主要由裂变产物组成，而轻水反应炉废料主要由未使用的铀同位素和大量的超铀元素组成。在轻水反应炉中，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。
原则上，增殖燃料循环可以回收并消耗所有锕系元素，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。
快中子核反应炉 (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」。 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。这种质量差异意味著钍-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，随著质量的增加，反应炉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。
主要用于销毁锕系元素而非增加可裂变燃料储量的反应炉有时被称为燃烧器反应炉。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包覆核心。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。
设计.
转换率.
衡量反应炉性能的一个指标是“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外，所有拟建的核反应炉都会经历一定程度的转化。只要反应炉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，常用的轻水反应炉的转换率约为0.6。以天然铀为燃料的的转换率为0.8。在增殖反应炉中，转化率高于1。当转化率达到1.0，且反应炉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.
是指增殖反应炉产生足够的新裂变材料来取代原有燃料，并为另一座核反应炉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炉表现的重要指标。然而，由于铀资源在核反应炉发展初期比人们预想的更为丰富，并且考虑到乏燃料中钸的含量，倍增时间在现代增殖反应炉设计中已不再是一个重要的指标。
燃尽.
「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（对于动力反应炉）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炉产生的同位素类型和丰度的重要因素。增殖反应炉的设计燃耗比传统反应炉高，因为增殖反应炉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。
过去，增殖反应炉的开发主要集中在低增殖比的反应炉，从使用钍燃料、以传统轻水冷却的（Shippingport Reactor ）的1.01 到苏联液态金属冷却反应炉的1.2以上。增殖反应炉的理论模型表明，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。苏联BR-1试验反应炉在非商业条件下实现了2.5的增殖比。
再处理.
任何反应炉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。增殖反应炉产生的增殖性中子需要进行，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。最常见的后处理技术尤其令人担忧，因为它是专门为分离钸而设计的。增殖反应炉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 分离钸这种极具吸引力的同位素，用于制造核武。
一些国家正在开发不将钸与其他锕系元素分离的后处理方法。例如，非水基电解萃取制程用于处理