Ein Züchter-Reaktor ist ein zum Erzeugen mehr spaltbaren Materials fähiger Kernreaktor, als es sich verzehrt, weil seine Neutronwirtschaft hoch genug ist, um sich spaltbar vom fruchtbaren Material wie Uran 238 oder Thorium 232 fortzupflanzen. Züchter waren am ersten überlegten Vorgesetzten wegen ihrer höheren Kraftstoffwirtschaft im Vergleich zu leichten Wasserreaktoren. Das Interesse an Züchtern ist abgenommen nach den 1960er Jahren weil wurden mehr Uran-Reserven gefunden, und neue Methoden der Uran-Bereicherung haben Kraftstoffkosten reduziert.

Züchter-Reaktoren konnten im Prinzip fast die ganze Energie herausziehen, die in Uran oder Thorium enthalten ist, Kraftstoffvoraussetzungen durch fast zwei Größenordnungen im Vergleich zum traditionellen einmal durch leichte Wasserreaktoren, der Extrakt weniger als 1 % der Energie vermindernd. Das konnte Sorge über die Kraftstoffversorgung oder im Bergwerk verwendete Energie außerordentlich befeuchten. Tatsächlich, mit der Meerwasser-Uran-Förderung, gibt es genug Brennstoff für Züchter-Reaktoren, um unsere Energiebedürfnisse nach so lange die aktuelle Beziehung zwischen der Sonne zu befriedigen, und Erde, dauert ungefähr 5 Milliarden Jahre an (so Kernenergie machend, die so in Kraftstoffverfügbarkeitsbegriffen nachhaltig ist wie Sonnen-ist oder Wind erneuerbare Energie).

Radioaktiver Abfall ist eine größere Sorge vor den 1990er Jahren geworden. Fortpflanzung von Kraftstoffzyklen ist interessant wieder geworden, weil sie Actinide-Verschwendung, besonders Plutonium und geringer actinides reduzieren können. Nachdem der verausgabte Kernbrennstoff von einem leichten Wasserreaktor entfernt wird, nachdem 1000 bis 100,000 Jahre diese transuranics den grössten Teil der Radioaktivität machen würden. Das Beseitigen von ihnen beseitigt viele der langfristigen radiotoxicity von verausgabtem Kernbrennstoff.

Im Prinzip können Züchter-Kraftstoffzyklen wiederverwenden und den ganzen actinides verbrauchen, nur Spaltungsprodukte verlassend. Also, nach mehreren hundert Jahren fällt die Radioaktivität der Verschwendung auf die niedrige Stufe der langlebigen Spaltungsprodukte. Wenn der für den Kraftstoffzyklus verwendete Kraftstoffwiederaufbereitungsprozess actinides in seinem überflüssigen Endstrom verlässt, wird dieser Vorteil reduziert.

Es gibt zwei Haupttypen der Fortpflanzung von Zyklen, die den radiotoxicity der Verschwendung von actinides reduzieren:

• Die schnellen Neutronen des Reaktors des schnellen Züchters können Spaltung sogar actinides mit sogar Neutronzahlen. Sogar numerierte actinides haben gewöhnlich an der niedrigen Geschwindigkeit "" Thermalneutronklangfülle von spaltbaren in LWRs verwendeten Brennstoffen Mangel.
• Der Thorium-Kraftstoffzyklus erzeugt einfach niedrigere Ebenen von schwerem actinides. Der Brennstoff fängt mit wenigen isotopic Unreinheiten an (d. h. es gibt nichts wie U238 im Reaktor), und der Reaktor bekommt zwei Chancen zur Spaltung der Brennstoff: Zuerst als U233, und weil es Neutronen wieder als U235 absorbiert.

Ein Reaktor, dessen Hauptzweck ist, actinides zu zerstören, anstatt spaltbare Kraftstofflager zu vergrößern, ist manchmal als ein Brenner-Reaktor bekannt. Sowohl Fortpflanzung als auch das Brennen hängen von guter Neutronwirtschaft ab, und viele Designs können auch tun. Fortpflanzungsdesigns umgeben den Kern durch eine Fortpflanzungsdecke des fruchtbaren Materials. Überflüssige Brenner umgeben den Kern mit der nichtfruchtbaren zu zerstörenden Verschwendung. Einige Designs fügen Neutronreflektoren oder Absorber hinzu.

Heutige LWRs gebären wirklich etwas Plutonium. Sie machen genug nicht, um das Uran 235 verbrauchte zu ersetzen. Nur über 1/3 von Spaltungen über ein Leben eines Kraftstoffelements ein Zyklus sind von geborenem Plutonium. Jedoch sind LWRs nicht im Stande, das ganze Plutonium und geringen actinides zu verbrauchen, den sie erzeugen. Nichtspaltbare Isotope von Plutonium entwickeln sich. Sogar mit der Wiederaufbereitung kann Reaktorrang-Plutonium nur einmal in LWRs als gemischter Oxydbrennstoff wiederverwandt werden. Das reduziert langfristige überflüssige Radioaktivität etwas, aber nicht so viel wie Zweck-entworfene Zuchtzyklen.

Fortpflanzung des Verhältnisses

Ein Maß einer Leistung eines Reaktors ist das "Fortpflanzungsverhältnis" (die durchschnittliche Zahl von spaltbaren Atomen, die pro Spaltungsereignis geschaffen sind). Historisch hat sich Aufmerksamkeit auf Reaktoren mit niedrigen Zuchtverhältnissen, von 1.01 für den Shippingport Reaktor konzentriert, der auf dem Thorium-Brennstoff läuft, und ist durch herkömmliches leichtes Wasser zu mehr als 1.2 für die russische MILLIARDE 350 Flüssigkeitsmetallabgekühlter Reaktor kühl geworden. Theoretische Modelle von Züchtern mit dem flüssigen Natriumskühlmittel, das durch Tuben innerhalb von Kraftstoffelementen (Aufbau "der Tube in der Schale") Show-Fortpflanzungsverhältnisse von mindestens 1.8 fließt, sind möglich. Die Fortpflanzungsverhältnisse von gewöhnlichen kommerziellen Nichtzüchtern sind niedriger als 1; jedoch stoßen Industrietendenzen Fortpflanzungsverhältnisse fest höher, die Unterscheidung verschmierend.

Fortpflanzung gegen burnup

Alle kommerziellen Reaktoren gebären Brennstoff, aber sie haben niedrig (obwohl noch bedeutend) Fortpflanzung von Verhältnissen im Vergleich zu Maschinen traditionell betrachtete "Züchter". In den letzten Jahren hat die kommerzielle Macht-Industrie hohe-burnup Brennstoffe betont, die länger im Reaktorkern dauern. Als burnup Zunahmen ist ein höherer Prozentsatz der Gesamtmacht wegen des im Reaktor geborenen Brennstoffs. An einem burnup von 30 Gigawatt-Tagen pro Metertonne Uran (GWd/MTU) kommen ungefähr dreißig Prozent der Gesamtenergie aus geborenem Plutonium. An 40 GWd/MTU, der zu ungefähr vierzig Prozent zunimmt. Das entspricht einem Fortpflanzungsverhältnis von ungefähr 0.4 zu 0.65. Entsprechend erweitert diese Wirkung das Zyklus-Leben für solche Brennstoffe zu manchmal fast zweimal, was es sonst sein würde. MOX Brennstoff hat eine kleinere Zuchtwirkung als U-235 Brennstoff und ist so schwieriger und ein bisschen weniger wirtschaftlich, um wegen eines schnelleren Falls von in der Reaktionsfähigkeit durch das Zyklus-Leben zu verwenden.

Das ist von Interesse größtenteils, weil Reaktoren der folgenden Generation wie der europäische Unter Druck gesetzte Reaktor, AP1000 und ESBWR entworfen werden, um sehr hohen burnup zu erreichen. Das übersetzt direkt zu höheren Zuchtverhältnissen. Aktuelle kommerzielle Macht-Reaktoren haben Fortpflanzungsverhältnisse von ungefähr 0.55 erreicht, und Designs der folgenden Generation wie der AP1000 und EPR sollten Fortpflanzungsverhältnisse 0.7 zu 0.8 haben, bedeutend, dass sie um 70 bis 80 Prozent so viel Brennstoff erzeugen, wie sie sich verzehren, ihre Kraftstoffwirtschaft durch ungefähr 15 Prozent Punkte im Vergleich zu aktuellen hohen-burnup Reaktoren verbessernd.

Die Fortpflanzung des spaltbaren Brennstoffs ist ein gemeinsames Merkmal in Reaktoren, aber in kommerziellen für diese Eigenschaft nicht optimierten Reaktoren wird es "erhöhten burnup" genannt. Bis zu ein Drittel der ganzen in der aktuellen US-Reaktorflotte erzeugten Elektrizität kommt aus dem geborenen Brennstoff, und die Industrie arbeitet fest, um diesen Prozentsatz zu vergrößern, als Zeit weitergeht.

Typen von Züchter-Reaktoren

Zwei Typen des traditionellen Züchter-Reaktors sind vorgeschlagen worden:

• schneller Züchter-Reaktor oder FBR — Die höhere Neutronwirtschaft eines schnellen Neutronreaktors macht es möglich, einen Reaktor zu bauen, der, nach seiner anfänglichen Kraftstoffanklage von Plutonium, nur natürlich (oder sogar entleert) Uran feedstock, wie eingegeben, zu seinem Kraftstoffzyklus verlangt. Dieser Kraftstoffzyklus ist die Plutonium-Wirtschaft genannt worden.
• Thermalzüchter-Reaktor — Die ausgezeichneten Neutronfestnahme-Eigenschaften von spaltbarem Uran 233 machen es möglich, einen gemäßigten Reaktor zu bauen, dass nachdem seine anfängliche Kraftstoffanklage von bereichertem Uran, Plutonium oder MOX, nur Thorium, wie eingegeben, zu seinem Kraftstoffzyklus verlangt. Thorium 232 erzeugt Uran 233 nach der Neutronfestnahme und dem Beta-Zerfall.

Zusätzlich dazu gibt es etwas Interesse an so genannten "reduzierten Mäßigungsreaktoren", die aus herkömmlichen Reaktoren abgeleitet werden und herkömmliche Brennstoffe und Kühlmittel verwenden, aber entworfen werden, um als Züchter vernünftig effizient zu sein. Solche Designs erreichen normalerweise Fortpflanzungsverhältnisse 0.7 zu 1.01 oder noch höher.

Wiederaufbereitung

Die Spaltung des Kernbrennstoffs in jedem Reaktor erzeugt neutronabsorbierende Spaltungsprodukte, und wegen dessen ist es notwendig, den Brennstoff und die Züchter-Decke von einem Züchter-Reaktor neu zu bearbeiten, wenn man seine Fähigkeit völlig verwerten soll, mehr Brennstoff zu gebären, als es sich verzehrt. Die allgemeinste Wiederaufbereitungstechnik, PUREX, wird allgemein als eine große Proliferationssorge betrachtet, weil solche Wiederaufbereitungstechnologien an Extrakt-Waffenrang-Plutonium von einem auf einem kurzen auftankenden Zyklus bedienten Reaktor gewöhnt sein können. Deshalb hat der FBR geschlossen Kraftstoffzyklus wird häufig als eine größere Proliferationssorge gesehen als einmal durch den Thermalkraftstoffzyklus.

Jedoch bis heute haben alle bekannten Waffenprogramme viel leichter gebaute Thermalreaktoren verwendet, um Plutonium zu erzeugen, und es gibt einige Designs wie die SSTAR, die Proliferationsgefahren sowohl durch das Produzieren niedriger Beträge von Plutonium zu jeder vorgegebenen Zeit vom U-238, als auch durch das Produzieren drei verschiedener Isotope von Plutonium vermeiden (Pu-239, Pu-240 und Pu-242), hat das Bilden vom Plutonium unausführbar für den Atombombe-Gebrauch verwendet.

Außerdem entwickeln mehrere Länder mehr Proliferation widerstandsfähige Wiederaufbereitungsmethoden, die das Plutonium vom anderen actinides nicht trennen. Zum Beispiel verlässt der Pyrometallurgical-Prozess, wenn verwendet, Brennstoff vom Integrierten Schnellen Reaktor neu zu bearbeiten, große Beträge von radioaktivem actinides im Reaktorbrennstoff. Das Entfernen dieser transuranics in einem herkömmlichen Wiederaufbereitungswerk würde äußerst schwierig sein, weil viele der actinides starke Neutronradiation ausstrahlen, das ganze Berühren des Materials verlangend, entfernt getan zu werden, so das Plutonium davon abhaltend, für Bomben verwendet zu werden, noch als Reaktorbrennstoff verwendbar seiend.

Angetriebene Reaktoren des Thoriums können eine ein bisschen höhere Proliferationsgefahr aufstellen, als Uran Reaktoren gestützt hat, weil, während Pu-239 ziemlich häufig scheitern wird, Spaltung nach der Neutronfestnahme zu erleben und Pu-240 zu erzeugen, der entsprechende Prozess im Thorium-Zyklus relativ selten ist. Thorium 232 Bekehrte zu U-233, der fast immer Spaltung erfolgreich erleben wird, bedeutend, dass es sehr wenig U-234 geben wird, der im Reaktor thorium/U-233 Züchter-Decke und der resultierende reine U-233 erzeugt ist, wird zum Extrakt und Gebrauch für Waffen verhältnismäßig leicht sein. Jedoch geschieht der entgegengesetzte Prozess (Neutronschlag - von) ganz selbstverständlich, U-232 erzeugend, der den starken Gammaemitter Tl-208 in seiner Zerfall-Kette hat. Diese Gammastrahlung kompliziert das sichere Berühren einer Waffe und das Design seiner Elektronik; das erklärt, warum U-233 für Waffen außer Demonstrationen des Beweises des Konzepts nie verfolgt worden ist.

Verbundene Reaktortypen

Ein Design des schnellen Neutronreaktors, spezifisch entworfen, um die Müllbeseitigung und Plutonium-Probleme zu richten, war der Integrierte Schnelle Reaktor (auch bekannt als ein Integrierter Schneller Züchter-Reaktor, obwohl der ursprüngliche Reaktor entworfen wurde, um einen Nettoüberschuss des spaltbaren Materials nicht zu gebären).

Um das Müllbeseitigungsproblem zu beheben, hatte der IFR eine electrowinning Vor-Ort-Kraftstoffwiederaufbereitungseinheit, die das Uran und den ganzen transuranics (nicht nur Plutonium) über die Galvanik wiederverwandt hat, gerade kurze Halbwertzeit-Spaltungsprodukte in der Verschwendung verlassend. Einige dieser Spaltungsprodukte konnten später für den industriellen oder medizinischen Gebrauch und den Rest getrennt werden, der an ein überflüssiges Behältnis gesandt ist (wo sie für in der Nähe so lange die Verschwendung würden nicht versorgt werden müssen, die lange Halbwertzeit transuranics enthält). Es wird gedacht, dass es nicht möglich sein würde, Brennstoff von diesem Reaktor abzulenken, um Bomben zu machen, weil mehrere der transuranics spontan Spaltung so schnell erleben, dass jeder Zusammenbau schmelzen würde, bevor es vollendet werden konnte. Das Projekt wurde 1994, auf das Geheiß des dann USA-Sekretärs der Energie Hazel O'Leary annulliert.

Der Gebrauch eines Züchter-Reaktors nimmt Kernwiederaufbereitung der Züchter-Decke mindestens an, ohne die das Konzept sinnlos ist. In der Praxis schließen alle vorgeschlagenen Züchter-Reaktorprogramme Wiederaufbereitung der Kraftstoffelemente ebenso ein. Das ist wegen Kernwaffenproliferationssorgen wichtig, weil jede Nationsleiten-Wiederaufbereitung mit der traditionellen wässrigen PUREX Familie, Techniken neu zu bearbeiten, Plutonium zum Waffengebäude potenziell ablenken konnte. In der Praxis würde das kommerzielle Plutonium von Reaktoren mit bedeutendem burnup hoch entwickelte Waffendesigns verlangen, aber die Möglichkeit muss betrachtet werden. Um diese Sorge zu richten, hat wässrige Wiederaufbereitungssysteme modifiziert, die hinzufügen, dass Extrareagenzien, geringe actinide "Unreinheiten" wie curium und Neptunium zwingend, sich mit dem Plutonium zu vermischen, vorgeschlagen worden sind. Solche Unreinheitssache wenig in einem schnellen Spektrum-Reaktor, aber machen weaponizing das Plutonium außerordentlich schwierig, solch, dass sogar sehr hoch entwickelte Waffendesigns wahrscheinlich scheitern werden, richtig zu schießen. Solche Systeme wie der TRUEX und SANEX werden gemeint, um das zu richten.

Noch umfassender sind Systeme wie Integral Fast Reactor (IFR) pyroprocessing System, das Lachen von geschmolzenem Kadmium und electrorefiners verwendet, um metallischen Brennstoff direkt vor Ort am Reaktor neu zu bearbeiten. Solche Systeme vermischen nicht nur den ganzen geringen actinides sowohl mit Uran als auch mit Plutonium, sie sind kompakt und geschlossen, so dass kein Plutonium enthaltendes Material jemals weg von der Seite des Züchter-Reaktors transportiert werden muss. Züchter-Reaktoren, die solche Technologie vereinigen, würden am wahrscheinlichsten mit der Fortpflanzung von Verhältnissen sehr in der Nähe von 1.00 entworfen, so dass nach einem anfänglichen Laden des bereicherten Uran- und/oder Plutonium-Brennstoffs der Reaktor dann nur mit kleinen Übergaben von natürlichem Uran-Metall getankt würde. Eine Menge von natürlichem Uran-Metall, das zu einem Block über die Größe einer Milchkiste gleichwertig ist, geliefert einmal pro Monat würde der ganze Brennstoff sein, den solch ein 1 gigawatt Reaktor brauchen würde. Solche geschlossenen Züchter werden zurzeit als die äußerste unabhängige und geschlossene Endabsicht von Kernreaktor-Entwerfern vorgesehen.

Der schnelle Züchter-Reaktor

Bezüglich 2006 sind alle groß angelegten FBR Kraftwerke durch flüssiges Natrium abgekühlte flüssige schnelle Metallzüchter-Reaktoren (LMFBR) gewesen. Diese sind einen von zwei Designs gewesen:

• Typ Loop, in dem das primäre Kühlmittel durch primäre Hitzeex-Wechsler außerhalb der Reaktorzisterne (aber innerhalb des biologischen Schildes wegen radioaktiven Natriums 24 im primären Kühlmittel) in Umlauf gesetzt wird
• Lache-Typ, in dem die primären Hitzeex-Wechsler und Pumpen in die Reaktorzisterne versenkt werden

Alle aktuellen schnellen Reaktordesigns verwenden flüssiges Metall als das primäre Kühlmittel, Hitze vom Kern bis Dampf zu übertragen, hat gepflegt, die Elektrizitätserzeugen-Turbinen anzutreiben. FBRs sind abgekühlt durch flüssige Metalle außer Natrium — einige früh gebaut worden, dass FBRs Quecksilber verwendet hat, haben andere experimentelle Reaktoren eine Natriumskalium-Legierung verwendet. Beide haben den Vorteil, dass sie Flüssigkeiten bei der Raumtemperatur sind, die für experimentelle Bohrtürme günstig, aber für volle oder Versuchsskala-Kraftwerke weniger wichtig ist. Leitung und Leitungswismut-Legierung sind auch verwendet worden. Die Verhältnisverdienste der Leitung gegen Natrium werden hier besprochen. Wenn sie weiter vorn, drei der vorgeschlagenen Generation schauen, sind IV Reaktortypen FBRs:

• Gasabgekühlter Schneller Reaktor (GFR) ist durch Helium kühl geworden.
• Natriumsabgekühlter Schneller Reaktor (SFR), der auf dem vorhandenen Flüssigen Metall FBR (LMFBR) und den Integrierten Schnellen Reaktordesigns gestützt ist.
• Leitungsabgekühlter Schneller Reaktor (LFR) auf sowjetischen Marineantrieb-Einheiten gestützt.

FBRs verwenden gewöhnlich einen Mischoxydkraftstoffkern des bis zu 20 % Plutonium-Dioxyds (PuO) und mindestens 80 % Uran-Dioxyds (UO). Eine andere Kraftstoffauswahl ist Metalllegierungen, normalerweise eine Mischung von Uran, Plutonium und Zirkonium (verwendet, weil es zu Neutronen "durchsichtig" ist). Bereichertes Uran kann auch selbstständig verwendet werden.

In vielen Designs wird der Kern in einer Decke von Tuben umgeben, die nichtspaltbares Uran 238 enthalten, der, durch das Gefangennehmen schneller Neutronen von der Reaktion im Kern, zu spaltbarem Plutonium 239 umgewandelt wird (wie etwas vom Uran im Kern ist), der dann neu bearbeitet und als Kernbrennstoff verwendet wird. Andere FBR Designs verlassen sich auf die Geometrie des Brennstoffs selbst (der auch Uran 238 enthält), eingeordnet, um genügend schnelle Neutronfestnahme zu erreichen. Das Plutonium 239 (oder das spaltbare Uran 235) Spaltungsquerschnitt ist in einem schnellen Spektrum viel kleiner als in einem Thermalspektrum, wie das Verhältnis zwischen dem Pu/U Spaltungsquerschnitt und dem U Absorptionsquerschnitt ist. Das nimmt zu die Konzentration von Pu/U musste eine Kettenreaktion, sowie das Verhältnis der Fortpflanzung zur Spaltung stützen.

Andererseits braucht ein schneller Reaktor keinen Vorsitzenden, um die Neutronen überhaupt, das Ausnutzen der schnellen Neutronen zu verlangsamen, die eine größere Zahl von Neutronen pro Spaltung erzeugen als langsame Neutronen. Aus diesem Grund ist gewöhnliches flüssiges Wasser, ein Vorsitzender sowie ein Neutronabsorber seiend, ein unerwünschtes primäres Kühlmittel für schnelle Reaktoren. Weil große Beträge von Wasser im Kern erforderlich sind, den Reaktor abzukühlen, werden der Ertrag von Neutronen und deshalb die Fortpflanzung von Pu stark betroffen. Theoretische Arbeit ist auf reduzierten Mäßigungswasserreaktoren getan worden, die ein genug schnelles Spektrum haben können, um ein Fortpflanzungsverhältnis ein bisschen mehr als 1 zur Verfügung zu stellen. Das würde wahrscheinlich auf eine unannehmbare Macht herabsetzende und hohe Kosten auf einen Flüssigkeitswasserabgekühlten Reaktor hinauslaufen, aber das superkritische Wasserkühlmittel des SCWR hat genügend Hitzekapazität, das entsprechende Abkühlen mit weniger Wasser zu erlauben, ein schnelles Spektrum wasserabgekühlten Reaktor eine praktische Möglichkeit machend. Außerdem hat ein schweres Wasser Thermalzüchter-Reaktor mit dem Thorium gemäßigt, um Uran 233 zu erzeugen, ist auch möglich (sieh Fortgeschrittenen Schweren Wasserreaktor).

Mehrerer Prototyp FBRs ist gebaut worden, sich in der elektrischen Produktion von Entsprechung einigen Glühbirnen (EBR-I, 1951) zu mehr als 1000 MWe erstreckend. Bezüglich 2006 ist die Technologie zur Thermalreaktortechnologie — aber Indien nicht wirtschaftlich konkurrenzfähig, Japan, China, Korea und Russland begehen alle wesentliches Forschungskapital zur weiteren Entwicklung von Schnellen Züchter-Reaktoren, voraussehend, dass steigende Uran-Preise das auf lange Sicht ändern werden. Deutschland hat im Gegensatz die Technologie wegen des politischen und der Sicherheitssorgen aufgegeben. Der Störabstand 300 schneller Züchter-Reaktor wurde nach 19 Jahren trotz Kosten beendet, überflutet das Summieren zu insgesamt 3.6 Milliarden Euro, um nur dann aufgegeben zu werden.

Sowie ihr Thermalzüchter-Programm, Indien entwickelt auch FBR Technologie, mit sowohl Uran als auch Thorium feedstocks.

Reisen-Welle-Reaktor

Der Reisen-Welle-Reaktor, der in einem Patent durch Intellektuelle Wagnisse vorgeschlagen ist, ist ein schneller Züchter-Reaktor, der entworfen ist, um Wiederaufbereitung während der Jahrzehnt-langen Lebenszeit des Reaktors nicht Brennstoff liefern zu müssen, den verausgabten Brennstoff im Platz verlassend. Im Laufe der Jahre würde eine Welle der Spaltung, die an einem Ende des Kraftstoffzylinders anfängt, eine Welle der Fortpflanzung davor steuern.

Der Thermalzüchter-Reaktor

"Der Fortgeschrittene Schwere Wasserreaktor ist einer des wenigen vorgeschlagenen groß angelegten Gebrauches des Thoriums. Bezüglich 2006 entwickelt nur Indien diese Technologie. Indianerinteresse wird durch ihre wesentlichen Thorium-Reserven motiviert; fast ein Drittel der Thorium-Reserven in der Welt ist in Indien, das im Gegensatz weniger als 1 % Uran in der Welt hat. Ihre festgesetzte Absicht ist, sowohl schnelle als auch thermische Züchter-Reaktoren zu verwenden, um sowohl ihren eigenen Brennstoff als auch einen Überschuss zu liefern, um Thermalmacht-Reaktoren zu nichtgebären. Gesamtweltmittel des Thoriums sind ungefähr dreimal diejenigen von Uran, so in der äußersten langen Sicht kann diese Technologie aus allgemeinerem Interesse werden.

"Der Flüssige Fluorid-Thorium-Reaktor (LFTR) wurde auch als ein Thermalzüchter entwickelt. Reaktoren des flüssigen Fluorids haben viele attraktive Eigenschaften, solcher als tief innewohnende Sicherheit (wegen ihres starken negativen Temperaturkoeffizienten der Reaktionsfähigkeit und ihrer Fähigkeit, ihren flüssigen Brennstoff in eine passiv abgekühlte und nichtkritische Konfiguration zu dränieren), und Bequemlichkeit der Operation. Sie sind als Thermalzüchter besonders attraktiv, weil sie Protactinium 233 (das Zwischenzuchtprodukt des Thoriums) vom Neutronfluss isolieren und ihm erlauben können, zu Uran 233 zu verfallen, der dann in den Reaktor zurückgegeben werden kann. Typische fest angetriebene Reaktoren sind dazu nicht fähig, diesen Schritt zu vollbringen, und so wird U-234 auf das weitere Neutronausstrahlen gebildet."

Züchter-Reaktormeinungsverschiedenheit

Wie viele Aspekte der Kernkraft sind Züchter-Reaktoren viel Meinungsverschiedenheit im Laufe der Jahre unterworfen gewesen. Seit dem Ende des Kalten Kriegs ist Uran viel preiswerter und reichlicher gewesen, als frühe Entwerfer erwartet haben, die Volkswirtschaft von auf den Energiemärkten unkonkurrenzfähigen Züchter-Reaktoren machend. Das hat ihre Aufstellung gehindert und Glauben zu Aufrufen nach ihrem Aufgeben geliehen. Diese Situation wird wahrscheinlich bleiben, bis die Nachfrage nach Uran die Versorgung genug überschreitet, um Preise viel höher zu steuern, als sie in den letzten Jahren der 20. und frühen Jahre der 21. Jahrhunderte gewesen sind.

Züchter-Reaktorentwicklung und bemerkenswerte Züchter-Reaktoren

FBRs sind gebaut und in den USA, dem Vereinigten Königreich, Frankreich, der ehemaligen UDSSR, Indien und Japan bedient worden. Ein experimenteller FBR in Deutschland wurde gebaut, aber nie bedient. Es gibt sehr wenige für die Energieerzeugung wirklich verwendete Züchter-Reaktoren, es gibt einige geplant, und ziemlich viele werden für die Forschung verwendet, die mit der Generation IV Reaktorinitiative verbunden ist. In vielen Ländern ist Kernkraft politisch entgegengesetzt worden, und so sind viele Züchter-Reaktoren geschlossen worden oder werden geplant, um mit verschiedenen Rechtfertigungen geschlossen zu werden.

Frankreich

Frankreichs erster schneller Reaktor, Rapsodie hat zuerst criticality 1967 erreicht. Gebaut an Cadarache nahe Aix-en-Provence war Rapsodie ein Reaktor des Schleife-Typs mit einer Thermalproduktion 40MW und keine elektrischen Generationsmöglichkeiten, und hat 1983 geschlossen. Das Werk war auch ein Fokus-Punkt der politischen Anti-Atomtätigkeit durch die Grüne Partei und anderen Gruppen. Gruppen des rechten Flügels behaupten, dass das Werk aus politischen Gründen geschlossen wurde und nicht der Energieerzeugung fehlen.

Dem wurde von den 233 MWe Phénix, Bratrost verbunden seit 1973 sowohl als ein Macht-Reaktor als auch als das Zentrum der Arbeit an der Wiederaufbereitung des radioaktiven Abfalls durch die Umwandlung gefolgt. Es wurde 2009 geschlossen. Der Lebenslastfaktor war gerade unter 40 % gemäß dem Datengrund-PRIS von IAEO.

Superphénix, 1200 MWe, ist in Dienst 1984 eingegangen, und bezüglich 2006 bleibt der größte noch gebaute FBR. Es wurde 1998 wegen des politischen Engagements der Linksregierung zu Kräften des Wettbewerbsmarktes geschlossen. Das Kraftwerk hatte Elektrizität für den grössten Teil des Vorangehens zehn Jahren nicht erzeugt. Der Lebenslastfaktor war 7.79 Prozent gemäß IAEO.

Deutschland

Deutschland hat zwei FBRs gebaut.

KNK-II als ein Forschungsreaktor wurde von einem Thermalreaktor, KNK-I umgewandelt, der verwendet worden war, um das Natriumsabkühlen zu studieren. KNK-II hat zuerst criticality als ein schneller Reaktor 1977 erreicht, und hat 20MWe erzeugt. Es wurde 1991 geschlossen und wird demontiert

Aufbau 300MWe Störabstand 300 an Kalkar in Nordrhein-Westfalen wurde 1985 vollendet, aber nie bedient. Der Preis hatte von 0.5 Milliarden DM bis 7.1 Milliarden DM explodiert, der Drei-Meile-Inselunfall hatte öffentliche Opposition gegen die Kernkraft erhöht, und die erwartete Zunahme im Elektrizitätsverbrauch war nicht vorgekommen. Das Werk wurde unterstützt und besetzt bis zu einer Entscheidung zu schließen wurde es schließlich 1991 gemacht und ist seitdem stillgelegt worden. Heute nimmt es einen Vergnügungspark (Wunderland Kalkar) auf.

Indien

Indien hat ein aktives Entwicklungsprogramm, das sowohl schnelle als auch thermische Züchter-Reaktoren zeigt.

Indiens erster 40 MWt Fast Breeder Test Reactor (FBTR) hat criticality am 18. Oktober 1985 erreicht. So ist Indien die sechste Nation geworden, um die Technologie zu haben, um einen FBTR nach den Vereinigten Staaten, dem Vereinigten Königreich, Frankreich, Japan und der ehemaligen UDSSR zu bauen und zu bedienen. Indien hat die Technologie entwickelt, um das Plutonium zu erzeugen, reicher U-Pu hat Karbid-Brennstoff gemischt. Das kann im Schnellen Züchter-Reaktor verwendet werden.

Zurzeit sind die Wissenschaftler des Zentrums von Indira Gandhi für die Atomforschung (IGCAR), eine der Kerneinrichtungen von R & D Indiens, mit dem Aufbau (bereits in seinen Endstufen) von einem anderen FBR — dem 500 MWe Prototyp schneller Züchter-Reaktor - an Kalpakkam in der Nähe von Chennai mit Plänen beschäftigt, mehr als ein Teil seines drei Bühne-Kernkraft-Programms zu bauen.

Indien hat die Fähigkeit, gestützte Prozesse des Zyklus des Thoriums zu verwenden, um Kernbrennstoff herauszuziehen. Das ist der speziellen Bedeutung zur Indianerkernkraft-Generationsstrategie, weil Indien einen die größten Reserven in der Welt des Thoriums hat, das Macht seit mehr als 1000 Jahren zur Verfügung stellen konnte

, und vielleicht nicht weniger als 60,000 Jahre.

Japan

Japan hat eine Demonstration FBR, Monju, in Tsuruga, Fukui Präfektur gebaut, zur durch seine ältere Forschung entwickelten Forschungsbasis FBR, den Reaktor von Joyo hinzufügend. Monju ist ein natriumsabgekühlter, MOX-angetriebener Schleife-Typ-Reaktor mit 3 primären Kühlmittel-Schleifen, 714 MWt / 280 MWe erzeugend.

Monju hat Aufbau 1985 begonnen und wurde 1991 vollendet. Es hat zuerst criticality am 5. April 1994 erreicht. Es wurde im Dezember 1995 im Anschluss an eine Natriumsleckstelle und Feuer in einem sekundären kühl werdenden Stromkreis geschlossen und wurde erwartet, 2008 wiederanzufangen. Der Reaktor wurde für Tests im Mai 2010 für die Absicht zum Produktionsgebrauch 2013 wiederangefangen. Jedoch, am 26. August 2010, ist eine InVessel 3.3-Tonne-Übertragungsmaschine" in den Reaktorbehälter gefallen, als sie nach einer vorgesehenen Kraftstoffersatzoperation entfernt worden ist. Das gefallene Gerät wurde vom Reaktorbehälter bis zum 23. Juni 2011 nicht wiederbekommen.

Im April 2007 hat die japanische Regierung Mitsubishi Schwerindustrie als die "Kerngesellschaft in der FBR Entwicklung in Japan" ausgewählt. Kurz danach hat MHI eine neue Gesellschaft, Mitsubishi FBR Systeme (MFBR) mit dem ausführlichen Zweck angefangen, sich zu entwickeln und schließlich FBR Technologie zu verkaufen.

DAS VEREINIGTE KÖNIGREICH

Das Vereinigte Königreich schnelles Reaktorprogramm wurde an Dounreay, Schottland von 1957 bis zum Programm geführt, wurde 1994 annulliert. Drei Reaktoren, wurden zwei von ihnen schnell Neutronmacht-Reaktoren und das dritte gebaut, DMTR, ein schweres Wasser seiend, hat sich gemäßigt Forschungsreaktor hat gepflegt, Materialien für das Programm zu prüfen. Herstellung und Wiederaufbereitungsmöglichkeiten für den Brennstoff für die zwei schnellen Reaktoren und für die Testbohrtürme für DMTR wurden auch vor Ort gebaut. Dounreay Fast Reactor (DFR) hat seinen ersten criticality 1959 erreicht. Es hat Kühlmittel von NaK verwendet und hat 14MW der Elektrizität erzeugt. Dem wurde vom natriumsabgekühlten 250 MWe Prototype Fast Reactor (PFR) in den 1970er Jahren gefolgt. PFR wurde 1994 geschlossen, als die britische Regierung größere finanzielle Unterstützung für die Kernenergie-Entwicklung, DFR und DMTR beide zurückgezogen hat, vorher geschlossen gewesen.

DIE USA

Am 20. Dezember 1951, der schnelle Reaktor-EBR-I (Experimenteller Züchter-Reaktor 1) an Idaho Nationales Laboratorium in Idaho Fällen, hat Idaho genug Elektrizität erzeugt, um vier Glühbirnen anzutreiben, und am nächsten Tag hat genug Macht erzeugt, das komplette EBR-I-Gebäude zu führen. Das war ein Meilenstein in der Entwicklung von Kernkraft-Reaktoren. Der Reaktor wurde 1964 stillgelegt.

Experimenteller Züchter der folgenden Generation war EBR-II (Experimenteller Züchter-Reaktor 2), der in Dienst am INEEL 1964 eingetreten ist und bis 1994 funktioniert hat. Es wurde entworfen, um ein "integriertes" Kernkraftwerk, ausgestattet zu sein, um Brennstoff zu behandeln, der vor Ort wiederverwendet. Es hat normalerweise an 20 Megawatt aus seiner maximalen 62.5-Megawatt-Designmacht funktioniert, und hat den Hauptteil der Hitze und Elektrizität zu den Umgebungsmöglichkeiten zur Verfügung gestellt.

Der erste kommerzielle LMFBR in der Welt und der einzige in den USA noch gebaute, waren die 94 MWe Einheit 1 an Enrico Fermi Kernkraftwerk. Entworfen in einer gemeinsamen Anstrengung zwischen dem Dow Chemical und Detroit Edison als ein Teil des Konsortiums von Atomic Power Development Associates, groundbreaking im Lagoona Strand, haben Michigan (in der Nähe von Monroe, Michigan) 1956 stattgefunden. Das Werk ist in Operation 1963 eingetreten. Es hat am 5. Oktober 1966 wegen hoher Temperaturen zugemacht, die durch ein loses Stück des Zirkoniums verursacht sind, das die geschmolzenen Natriumskühlmittel-Schnauzen blockierte. Der teilweise schmelzende Schaden an sechs Subbauteilen innerhalb des Kerns wurde schließlich gefunden. (Dieses Ereignis war die Basis für ein umstrittenes Buch vom recherchierenden Reporter John G. Fuller betitelt Wir Fast das Verlorene Detroit.) Die Zirkonium-Verstopfung wurde im April 1968 entfernt, und das Werk war bereit, Operation vor dem Mai 1970 fortzusetzen, aber ein Natriumskühlmittel-Feuer hat seinen Wiederanfang bis Juli verzögert. Es ist nachher bis August 1972 gelaufen, als seine Betriebslizenzerneuerung bestritten wurde.

Das Clinch-Flusszüchter-Reaktorprojekt wurde im Januar 1972 bekannt gegeben. Eine Regierung/Geschäft kooperative Anstrengung, Aufbau ist unbeständig weitergegangen und hat 1982 aufgegeben, weil die Vereinigten Staaten sein Wiederaufbereitungsprogramm des verausgabten Brennstoffs seitdem gehalten haben. Die Finanzierung für dieses Projekt wurde durch den Kongress am 26. Oktober 1983 gehalten.

Die Schnelle Fluss-Testmöglichkeit, zuerst kritisch 1980, ist nicht ein Züchter, aber ist ein natriumsabgekühlter schneller Reaktor. Es ist in der kalten Reserve.

DIE UDSSR

Die Sowjetunion hat eine Reihe von schnellen Reaktoren, das erste gebaut, das Quecksilber abgekühlt ist, das und mit Plutonium-Metall und dem späteren Pflanzennatrium angetrieben ist, das abgekühlt und mit Plutonium-Oxyd angetrieben ist.

BR-1 (1955) war 100W (thermisch) wurde von BR-2 an 100 Kilowatt und dann 5MW BR-5 gefolgt.

BOR-60 (erster criticality 1969) war 60 MW mit dem 1965 angefangenen Aufbau.

MILLIARDE 350 (1973) war der erste umfassende sowjetische FBR. Gebaut auf der Mangyshlak-Halbinsel in Kasachstan und an der Küste des Kaspischen Meeres hat es 130MW der Elektrizität plus 80,000 Tonnen pro Tag entsalzten Süßwassers zur Stadt Aktau geliefert. Seine Gesamtproduktion wurde als die Entsprechung von 350MWe, folglich die Benennung betrachtet.

MILLIARDE 600 (1986, Ende des Lebens 2020) ist 1470MWth / 600MWe.

Es gibt Pläne für den Aufbau von zwei größeren Werken, MILLIARDE 800 (800 MWe) an Beloyarsk, angenommen, in Q1/2013 und MILLIARDE 1200 (1200 MWe) vollendet, erwartet zu werden, 2018 vollendet zu werden.

Zukünftige Werke

Ein einheimischer FBR ist im Bau in Indien und ist erwartet, 2012 vollendet zu werden. Das Beauftragen-Datum sollte durch die Mitte des Jahres bekannt sein.

Das FBR Programm Indiens schließt das Konzept ein, fruchtbares Thorium 232 zu verwenden, um spaltbares Uran 233 zu gebären. Indien verfolgt auch den Thermalzüchter-Reaktor wieder mit dem Thorium. Ein Thermalzüchter ist mit rein der gestützten Technologie von Uran/Plutonium nicht möglich. Thorium-Brennstoff ist die strategische Richtung des Macht-Programms Indiens infolge ihrer großen Reserven des Thoriums, aber weltweit sind bekannte Reserven des Thoriums auch ungefähr viermal diejenigen von Uran. Indiens Abteilung der Atomenergie (DAE) sagt, dass es gleichzeitig noch vier Züchter-Reaktoren von 500 MWe jeder einschließlich zwei an Kalpakkam bauen wird.

China Experimental Fast Reactor (CEFR), der für die Vollziehung 2008 vorgesehen ist, ist 25 MW (e) Prototyp für den geplanten chinesischen Prototyp Schneller Reaktor (CFRP). Es hat angefangen, Macht am 21. Juli 2011 zu erzeugen.

Die Volksrepublik Chinas hat auch ein Forschungs- und Entwicklungsprojekt in Thorium-geschmolzenem Salz Thermalzüchter-Reaktortechnologie (Flüssiger Fluorid-Thorium-Reaktor) begonnen. Es wurde an der chinesischen Akademie von Wissenschaften (CAS) jährliche Konferenz im Januar 2011 formell bekannt gegeben. Sein äußerstes Ziel soll nachforschen und sich entwickeln ein Thorium hat geschmolzenes Salz Kernsystem in ungefähr 20 Jahren gestützt.

Kirk Sorensen, ehemaliger Wissenschaftler von NASA und Hauptkerntechnologe bei der Technik von Teledyne Brown, ist ein Befürworter der langen Zeit des Thorium-Kraftstoffzyklus und der besonders flüssigen Fluorid-Thorium-Reaktoren gewesen. 2011 hat Sorensen Flibe Energie gegründet, eine Gesellschaft hat zum Ziel gehabt, 20-50 MW LFTR Reaktordesigns zu entwickeln, um Militärbasen anzutreiben.

Südkorea entwickelt ein Design für einen standardisierten modularen FBR für den Export, um den standardisierten PWR (Unter Druck gesetzter Wasserreaktor) und CANDU Designs zu ergänzen, die sie bereits entwickelt und gebaut haben, aber hat noch nicht dazu verpflichtet, einen Prototyp zu bauen.

Die MILLIARDE 600 (Beloyarsk NNP in der Stadt Zarechny, Sverdlovsk Oblast) ist noch betrieblich. Ein zweiter Reaktor (MILLIARDE 800) steht auf dem Plan, um vor 2015 gebaut zu werden.

Am 16. Februar 2006 haben die Vereinigten Staaten, Frankreich und Japan eine "Einordnung" unterzeichnet, natriumsabgekühlte schnelle Reaktoren zur Unterstutzung der Globalen Kernenergie-Partnerschaft zu erforschen und zu entwickeln.

Siehe auch

• Flüssiger Fluorid-Thorium-Reaktor
• Indiens drei Bühne-Kernkraft-Programm
• Schneller Neutronreaktor
• Natriumsabgekühlter schneller Reaktor
• Integrierter schneller Reaktor
• Leitungsabgekühlter schneller Reaktor
• Gasabgekühlter schneller Reaktor
• Generation IV Reaktor
• Radioaktiver Pfadfinder

Links

• Züchter-Fachsprache
• US-Kernprogramm
• IAEO schnelle Reaktordatenbank
• IAEO technische Dokumente auf schnellen Reaktoren
• Atomerbe-Fundament - EBR-I
• Das sich Ändernde Bedürfnis nach einem Züchter-Reaktor durch Richard Wilson am Uran-Institut 24. Jährliches Symposium, September 1999
• Experimenteller Züchter Reactor-II (EBR-II): Ein einheitliches experimentelles schnelles Reaktorkernkraftwerk