增殖堆是目前世界上最先进的核反应堆。又称为快堆。

• 中文名 增殖堆
• 性    质 核反应堆
• 地    位 目前世界上最先进的核反应堆
• 别    称 快堆

类型

　　理论上，天然铀中的铀238可全部转变成钚239。现在普遍使用的一次通过式轻水堆只能仅利用不到1%的地下铀资源，而增殖堆可将利用率提高100倍以上。增殖堆的高燃料利用率大大减少了对地储燃料丰序效映整析年供应的担忧。

　　自20世纪90年代开始，核废物成为人类担忧的对象。广义来说，乏燃料主要由两部分组成。一是裂变产物，这些跟对落山轴等裂变产物都比铀轻;二是超书曲铀元素(比铀重的元素)，这些超铀元素是铀以及其他更重的元素吸收中子但未进行裂变产生的。所有超铀元素在周期表里都属于锕系元素。

　　裂变产物的物理性质与超铀元素有很大不同。特别的尤其是加边须超报哪队演，裂变产物自身不会发生裂变，因此不能用于核武器。而且，只有7中种长寿命的裂变产物的半衰期大于100年，这使得裂变产物的地质储存贮存或处置比超铀元素来说容易一些。

　　随着人类对核废物的关注不断提高，增殖燃料循环也再次引起关注，这是因为增殖堆能够减少锕系废物，特别是钚和次锕系元素。增殖堆的设计能够使锕系元素废物像燃料一样裂变，这样就将锕系元素转变为更多的裂变产物。

　　轻水堆的乏燃料在移除之后来自，要经过复杂的衰变。裂变产物的半衰期360百科比超铀元素的半衰期不在一个数量级，如果乏燃料中还剩余有超铀元素，1000~10布李试害同接村求0000年之后乏燃料中的主要放射性大部分都是由超铀元素产生的。因此，移除废物中的超铀元素能够大大降低乏燃料中的长期放射性。

　　如今的商素若握节乎费用轻水堆可增殖出一些新的裂变材料，大部分是增殖普称止古洋只来农绍帮出钚。由于商用堆并没有设计为增殖乐空留封堆，所以商用堆不能将足够的铀238转化为钚来替代消耗的铀235.尽管如此，商用堆里有三分之一的功率是来利居息早断自于燃料中产生的钚的裂变。在这种钚消耗的基础上，轻水堆只消耗产生的一部分钚和次锕系元素，产生非裂变的钚同位素，以及大量的气态次锕系元素。经过后处理，用作混合氧化燃料的反应堆级钚通常在轻水堆中只循环一次，有限地减小了长期废物放射性废物。

转换和增殖比

　　增殖堆的一个重要参数是"转化比"(平均每个裂变原子生成的易裂变原子数)。转化比是新生成的易裂变材料与消数夜是德径合雨改耗的易裂变材料的比。例如，低富集铀轻水堆的转化比大约为0.6。使用天然铀的压重水堆(PHWR)的转化比约为0.8。

　　增殖堆的转化比大于1。过去增值兵跑速意异胞朝获调殖堆的发展主要集中在提高增值殖比，从希平港反应堆的1.01到俄罗斯BN-350的超过1.2。液态钠冷增值殖堆的理论模型表明，增殖比至少可达到1.8。

增殖堆类型

　　有很多类型的增殖堆，原则上几乎所有的反应堆都可以设计为增殖堆。曾经就有将来自轻水堆改造为增殖堆的实例。不止是水冷堆，熔盐冷却堆、气冷堆以及液态金属冷却堆都可以设计为增殖堆。

　　为了方便，根据中子能谱将增殖堆主要分为两类。

　　快增殖堆(FBR):

　　可增殖的铀238吸收快中子增殖为可裂变钚和更重的超铀元素，钍232也可以吸收快中子增殖为可裂变的铀233。

　　截止2006年，所有的全尺寸规模快增殖堆都是液态金属快增殖堆(L且烈是我思离团施奏液MFBR)，使用液态金属钠360百科作冷却剂。这种快增殖堆有两种设计:

　　回路式，在这种设计化冷模仅求死氢中，主冷却剂在反应堆箱体外循环，流过主热交换器(由于钠24具有放射性，所以主冷却剂在生物屏蔽层内);

　　池式，在这种设计中主热交换器和泵都浸没在反应堆箱体中。

液态金属冷却快增殖堆池式与回路式对比

　　目前所有的快中子堆的设计都是使用液态金属作械切区操医各太她主冷却剂，将热量传递给蒸汽，驱动汽轮发电机。用作冷却剂的不仅仅是钠，早期的快中子堆采用水银作冷却剂，还有一些实验堆采用钠钾合金作冷却剂。这两种金属在室温下都是液态，这方便了实验，但对于整个电站来说却不够安全。冷却剂还使用过铅和铅铋合金。

　　四代核电堆型中有三种是快增殖堆，分别是:

　　气冷快堆(GFR)，氦气冷却。

　　钠冷快堆(SFR)，基于现有的液态金属快堆(LMFBR)和一体化快堆的设计。

　　铅冷快堆(LFR)，基于前苏联海军推进装置的设计。

一七裂的曲就台剂叫体化快堆原型堆--实验增殖堆II

　　热增殖堆:

　　钍吗路川顶刘同探答232吸收热中子增损面副敌殖为可裂变铀233(钍燃料循环)。由于天然核材料的性质不同，只有钍燃料的热增殖堆被认为具有经济性，因为钍燃料循环中不产生超铀元素。

　　先进重水堆是少数全尺寸规模钍堆中的一种。印度现在正在开发这种技术，因为印度有大量的钍资源。世界钍资源将近三分之一在印度，而印度的铀资源却很少。

　　希平港核电站是一个轻水钍子宣增殖堆，1977年开始运行。它使用二氧化钍和氧化铀(铀233)作燃料球。初始时，燃料球中铀233的含量为种子区5-6%、转拉雷若长换区1.5-3%，反射区为0原确。堆芯功率为236MWt，电功率为60MWe，最终产生21亿度电。5年之了被有未就迫船里些后，移除堆芯，发现堆芯内可裂变材料比安装时增加了1.4%，说明由钍增殖了燃料。

希平港核电厂

　　液体氟化钍堆(LFTR)也是一种钍热增殖堆。液体氟化堆因固有安全性、不需要制造燃料棒、液态燃料后处理可能更简单，具有更加吸引人的诱人的前景。这种堆型最初于20世纪60年代是在橡树岭国家实验室在20世纪60年代的板里较报村措银熔盐堆实验中开发的。2012年之后，该技术在世界范围内再次成为热点。日本、中国、英国以及美国、捷克和澳大利亚的多家公司表示想研发这项技术并实现办井属你号酸继商业化。

典型增殖堆

　　若概波旧项抓织目前世界上的主要增殖堆

未来发展

　　2012年印度建造了一座快中子增殖堆原型堆，该项目的设计是将可增殖的的钍232增殖为可裂变的铀233。印度还建造了钍热增殖堆。钍燃料时印度动力工程的一个战略方向，因为印度有大量的钍储量，但是世界范围内钍的储量是铀的四倍。印度原子能部(DAE)2007年称将再建造四座500MWe的增殖堆。

　　中国实验快堆(CEFR)是中国快堆原型堆(CFRP)的一个雏形。中国实验快堆2011年7月21日成功并网发电。

　　在2011年1月的中国科学院年会上，中国正式宣布也在进行钍熔盐热增殖堆技术(液体氟化钍堆)的研发工程，计划用20年时间研发出钍基熔盐核反应堆系统。

　　前NASA科学家和美国布朗工程公司核科技带头人Kirk Sorensen一直致力于钍燃料循环的研究，特别是液体氟化反应堆。2011年Sorensen创立了佛里伯能源公司，公司的目标是为军事基地开发一种20-50MW的液体氟化钍堆。

　　韩国正在根据已掌握和建造的标准压水堆和CANDU设计一种用于出口的标准快增殖模型堆，但是还未决定是否要建造原型堆。

　　前苏联BN-600反应堆仍然在运行，二代机型BN-800计划于2015年前完成建造。2015年还将开始建造一座三代机型，甚至可能四代机型，包括BN-1200，也可能扩展为BN-1600。2006年2月16日，美国、法国、日本就全球核能合作达成协议，共同开发钠冷快堆技术。

　　2010年法国政府向原子能委员会拨款6.516亿欧元，以完成"Astrid"(商业验证的先进钠技术堆)的设计，预计设计一座600MW的钠冷快堆于2020年运行。

　　由美国泰拉能源公司提出的行波堆通过对抑制堆芯燃料的分布和运行，核燃料可以从一端负级启动点燃，裂变产生的多余中子将周围不能裂变的铀238转化成钚239，当达到一定浓度之后，形成裂变反应，同时开始焚烧在原位生成的燃料，形成行波。行波堆是一种通过嬗变过程把可增殖核材料转变为可裂变核燃料的新型反应堆。