增殖堆:燃料利用率和核廢物類型,轉換比和增殖比,增殖堆類型,典型增殖堆,未來發展,

增殖堆（Breeder reactor）是轉化比大於1的反應堆。增殖堆能夠產生比它消耗的更多的裂變材料。增殖堆因其中子的有效利用率高，使用可增殖材料鈾238或釷232，產生更多的易裂變材料。最初增殖堆因其燃料利用率比輕水堆高而備受關注。20世紀60年代以後，更多鈾資源的被發現，同時，新的鈾濃縮方法降低了燃料成本，增殖堆的吸引力有所減少。

基本介紹

中文名：增殖堆
別稱：快堆
性質：核反應堆
地位：目前世界上最先進的核反應堆

燃料利用率和核廢物類型,轉換比和增殖比,增殖堆類型,典型增殖堆,未來發展,

燃料利用率和核廢物類型

理論上，天然鈾中的鈾238可全部轉變成鈽239。現在普遍使用的一次通過式輕水堆只能僅利用不到1%的地下鈾資源，而增殖堆可將利用率提高100倍以上。增殖堆的高燃料利用率大大減少了對地儲燃料供應的擔憂。

自20世紀90年代開始，核廢物成為人類擔憂的對象。廣義來說，乏燃料主要由兩部分組成。一是裂變產物，這些裂變產物都比鈾輕；二是超鈾元素（比鈾重的元素），這些超鈾元素是鈾以及其他更重的元素吸收中子但未進行裂變產生的。所有超鈾元素在周期表里都屬於錒系元素。

裂變產物的物理性質與超鈾元素有很大不同。特別的尤其是，裂變產物自身不會發生裂變，因此不能用於核武器。而且，只有7中種長壽命的裂變產物的半衰期大於100年，這使得裂變產物的地質儲存貯存或處置比超鈾元素來說容易一些。

隨著人類對核廢物的關注不斷提高，增殖燃料循環也再次引起關注，這是因為增殖堆能夠減少錒系廢物，特別是鈽和次錒系元素。增殖堆的設計能夠使錒系元素廢物像燃料一樣裂變，這樣就將錒系元素轉變為更多的裂變產物。

輕水堆的乏燃料在移除之後，要經過複雜的衰變。裂變產物的半衰期比超鈾元素的半衰期不在一個數量級，如果乏燃料中還剩餘有超鈾元素，1000~100000年之後乏燃料中的主要放射性大部分都是由超鈾元素產生的。因此，移除廢物中的超鈾元素能夠大大降低乏燃料中的長期放射性。

如今的商用輕水堆可增殖出一些新的裂變材料，大部分是增殖出鈽。由於商用堆並沒有設計為增殖堆，所以商用堆不能將足夠的鈾238轉化為鈽來替代消耗的鈾235.儘管如此，商用堆里有三分之一的功率是來自於燃料中產生的鈽的裂變。在這種鈽消耗的基礎上，輕水堆只消耗產生的一部分鈽和次錒系元素，產生非裂變的鈽同位素，以及大量的氣態次錒系元素。經過後處理，用作混合氧化燃料的反應堆級鈽通常在輕水堆中只循環一次，有限地減小了長期廢物放射性廢物。

轉換比和增殖比

增殖堆的一個重要參數是“轉化比”（平均每個裂變原子生成的易裂變原子數）。轉化比是新生成的易裂變材料與消耗的易裂變材料的比。例如，低富集鈾輕水堆的轉化比大約為0.6。使用天然鈾的壓重水堆（PHWR）的轉化比約為0.8。

增殖堆的轉化比大於1。過去增值殖堆的發展主要集中在提高增值殖比，從希平港反應堆的1.01到俄羅斯BN-350的超過1.2。液態鈉冷增值殖堆的理論模型表明，增殖比至少可達到1.8。

增殖堆類型

有很多類型的增殖堆，原則上幾乎所有的反應堆都可以設計為增殖堆。曾經就有將輕水堆改造為增殖堆的實例。不止是水冷堆，熔鹽冷卻堆、氣冷堆以及液態金屬冷卻堆都可以設計為增殖堆。

為了方便，根據中子能譜將增殖堆主要分為兩類。

快增殖堆（FBR）：

可增殖的鈾238吸收快中子增殖為可裂變鈽和更重的超鈾元素，釷232也可以吸收快中子增殖為可裂變的鈾233。

截止2006年，所有的全尺寸規模快增殖堆都是液態金屬快增殖堆（LMFBR），使用液態金屬鈉作冷卻劑。這種快增殖堆有兩種設計：

迴路式，在這種設計中，主冷卻劑在反應堆箱體外循環，流過主熱交換器（由於鈉24具有放射性，所以主冷卻劑在生物禁止層內）；

池式，在這種設計中主熱交換器和泵都浸沒在反應堆箱體中。

目前所有的快中子堆的設計都是使用液態金屬作主冷卻劑，將熱量傳遞給蒸汽，驅動汽輪發電機。用作冷卻劑的不僅僅是鈉，早期的快中子堆採用水銀作冷卻劑，還有一些實驗堆採用鈉鉀合金作冷卻劑。這兩種金屬在室溫下都是液態，這方便了實驗，但對於整個電站來說卻不夠安全。冷卻劑還使用過鉛和鉛鉍合金。

四代核電堆型中有三種是快增殖堆，分別是：

氣冷快堆（GFR），氦氣冷卻。

鈉冷快堆（SFR），基於現有的液態金屬快堆（LMFBR）和一體化快堆的設計。

鉛冷快堆（LFR），基於前蘇聯海軍推進裝置的設計。

熱增殖堆：

釷232吸收熱中子增殖為可裂變鈾233（釷燃料循環）。由於天然核材料的性質不同，只有釷燃料的熱增殖堆被認為具有經濟性，因為釷燃料循環中不產生超鈾元素。

先進重水堆是少數全尺寸規模釷堆中的一種。印度現在正在開發這種技術，因為印度有大量的釷資源。世界釷資源將近三分之一在印度，而印度的鈾資源卻很少。

希平港核電站是一個輕水釷增殖堆，1977年開始運行。它使用二氧化釷和氧化鈾（鈾233）作燃料球。初始時，燃料球中鈾233的含量為種子區5-6%、轉換區1.5-3%，反射區為0。堆芯功率為236MWt，電功率為60MWe，最終產生21億度電。5年之後，移除堆芯，發現堆芯內可裂變材料比安裝時增加了1.4%，說明由釷增殖了燃料。

液體氟化釷堆（LFTR）也是一種釷熱增殖堆。液體氟化堆因固有安全性、不需要製造燃料棒、液態燃料後處理可能更簡單，具有更加吸引人的誘人的前景。這種堆型最初於20世紀60年代是在橡樹嶺國家實驗室在20世紀60年代的熔鹽堆實驗中開發的。2012年之後，該技術在世界範圍內再次成為熱點。日本、中國、英國以及美國、捷克和澳大利亞的多家公司表示想研發這項技術並實現商業化。

典型增殖堆

目前世界上的主要增殖堆

反應堆	國家	運行時間	停閉關閉時間	設計功率MWe	實際功率MWe	熱功率MWt	容量因子	泄露次數	中子類型	冷卻劑	反應堆等級
Phenix	法國	1975	2010	233	130	563	40.5%	31	快中子	Na	原型堆
Superphenix	法國	1985	1998	1200	1200	3000	7.9%	7	快中子	Na	研究/試驗實驗堆
KNK II	德國	1977	1991	18	17	58	17.1%	21	快中子	Na	試驗實驗堆
FBTR	印度	1985	運行	13	-	40	-	6	快中子	Na	試驗實驗堆
PFBR	印度	試運	試運	500	-	1250	-	-	快中子	Na	原型/商業堆（三代）
Monju	日本	1995	1995	246	246	714	試驗	1	快中子	Na	原型堆
BN-350	前蘇聯	1973	1999	135	52	750	43%	15	快中子	Na	原型堆
BN-600	前蘇聯	1981	運行	560	560	1470	74.2%	27	快中子	Na	原型/商業堆（二堆）
BN-800	俄羅斯	試運	試運	789	-	2100	-	-	快中子	Na	原型/商業堆（三代）
DFR	英國	1962	1977	14	11	65	34%	7	快中子	NaK	試驗商用示範堆
PFR	英國	1976	1994	234	234	650	26.9%	20	快中子	Na	原型堆
Clementine	美國	1946	1952	0	-	0.025	-	-	快中子	Hg	世界第一個快堆
EBR-1	美國	1951	1964	0.2	0.2	1.4	-	-	快中子	NaK	世界第一個動力堆
EBR-2	美國	1964	1994	19	19	62.5	-	-	快中子	Na	實驗/試驗堆
MSRE	美國	1965	1969	0	-	7.4	-	-	快中子	熔鹽（FLiBe）	試驗實驗堆
shippingport	美國	1977	1982	60	60	236	-	-	熱中子	輕水	實驗堆芯3
FFTF	美國	1982	1993	0	-	400	-	-	快中子	Na	試驗實驗堆

未來發展

2012年印度建造了一座快中子增殖堆原型堆，該項目的設計是將可增殖的的釷232增殖為可裂變的鈾233。印度還建造了釷熱增殖堆。釷燃料時印度動力工程的一個戰略方向，因為印度有大量的釷儲量，但是世界範圍內釷的儲量是鈾的四倍。印度原子能部（DAE）2007年稱將再建造四座500MWe的增殖堆。

中國實驗快堆（CEFR）是中國快堆原型堆（CFRP）的一個雛形。中國實驗快堆2011年7月21日成功併網發電。

在2011年1月的中國科學院年會上，中國正式宣布也在進行釷熔鹽熱增殖堆技術（液體氟化釷堆）的研發工程，計畫用20年時間研發出釷基熔鹽核反應堆系統。

前NASA科學家和美國布朗工程公司核科技帶頭人Kirk Sorensen一直致力於釷燃料循環的研究，特別是液體氟化反應堆。2011年Sorensen創立了佛里伯能源公司，公司的目標是為軍事基地開發一種20-50MW的液體氟化釷堆。

韓國正在根據已掌握和建造的標準壓水堆和CANDU設計一種用於出口的標準快增殖模型堆，但是還未決定是否要建造原型堆。

前蘇聯BN-600反應堆仍然在運行，二代機型BN-800計畫於2015年前完成建造。2015年還將開始建造一座三代機型，甚至可能四代機型，包括BN-1200，也可能擴展為BN-1600。2006年2月16日，美國、法國、日本就全球核能合作達成協定，共同開發鈉冷快堆技術。

2010年法國政府向原子能委員會撥款6.516億歐元，以完成“Astrid”（商業驗證的先進鈉技術堆）的設計，預計設計一座600MW的鈉冷快堆於2020年運行。

由美國泰拉能源公司提出的行波堆通過對抑制堆芯燃料的分布和運行，核燃料可以從一端負級啟動點燃，裂變產生的多餘中子將周圍不能裂變的鈾238轉化成鈽239，當達到一定濃度之後，形成裂變反應，同時開始焚燒在原位生成的燃料，形成行波。行波堆是一種通過嬗變過程把可增殖核材料轉變為可裂變核燃料的新型反應堆。

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