快中子增殖反應堆（Fast breeder reactor），或稱快中子滋生反應堆、快滋生反應堆、快堆等，是一種核子反應器，核燃料和一顆快中子在核分裂後產生更多的中子，且利用增殖性材料吸收快中子後形成可裂變物質，產生的燃料多於消耗的燃料。另外也有利用熱中子進行滋生反應的「熱滋生反應器」。
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原理
核燃料中包含兩種成份，一種是如鈾-235、鈈-239等容易產生分裂的同位素，稱為「可裂變物質」，另一種是如鈾-238等的，捕捉到一個中子後可以轉變為相對應的可裂變物質，因此稱為「增殖性材料」，如鈾-238可轉變為鈈-239，釷-232可轉變為鈾-233。
核燃料進行裂變反應時，每次的裂變會產生2到3個中子，如果反應器的核裂變都將由快中子所誘發，這類的反應器就稱為快中子反應器。快中子有的會逃出核心、被其它材料吸收或被燃料本身吸收，若能有至少一個中子能再誘發分裂，核反應就能持續下去，形成鏈反應。而在反應器中，可裂變物質一方面因分裂而消耗，另一方面卻因增殖性材料捕獲中子變為可裂變物質而增加，若增加的速度快過消耗的速度，這種反應器就稱為滋生反應器。
由於快中子反應器的中子未經任何核反應就離開爐心比例較大，因此爐心外圍會包上一層由增殖性材料組成的圍包（blanker）。增殖性材料吸收由核心逃離出來的中子後，轉變為可裂變物質，可蒐集作為下一座快中子反應器的核燃料。由於是將原本不足以進行連鎖反應的材料變成可以使用的材料，因此有增加鈾礦利用率100倍的可能性，對於核燃料有限的問題有很大的幫助。但是製造出來的核燃料也可被用於製造核武器，因此快滋生反應器的研發是有疑慮的。
另一方面，需儘量增加每個中子誘發分裂而釋放出來的中子數（稱為η值），理論上至少要達到2，若中子沒有消耗，則其中一個用於誘發下一個核分裂，另一個則被增殖性材料吸收，這樣可裂變物質增加的速度才能剛好等於消耗速度，由此可知滋生反應器的η值必須大於2。以鈾-235、鈈-239和鈾-233等做為可裂變物質的η值，在快中子反應器中分別為2.10、2.45和2.31，且鈾-238也是含量最多的鈾同位素，故大部分發展快中子增殖反應堆的國家都以鈈-239為可裂變物質，以鈾-238為增殖性材料。只有蘇聯是用20-30%的鈾-235作為可裂變物質 [1] 。
歷史
快中子增殖反應器的想法始於第二次世界大戰的原子彈計劃。戰爭結束後的二十年間，蘇聯、英國、法國、德國、日本和印度跟隨美國的腳步研發快中子增殖反應器。大部分國家都使用液態鈉或鈉鉀合金作為冷卻劑，即鈉冷快中子反應堆，發電原理和壓水反應堆相似，都是冷卻劑從反應堆帶出熱能，經過蒸氣產生器產生蒸氣驅動渦輪機和發電機產生電力。但和壓水反應堆不同的是，鈉冷快中子反應堆的冷卻劑的溫度控制在883℃（鈉的沸點），壓力也不需要太高。但鈉冷快中子反應堆遇到最大的問題是鈉極易和空氣與水產生激烈反應，幾乎所有的鈉冷快中子反應堆都遇過冷卻劑洩漏引起火災的事件。而且維護一個含有大量液態鈉的反應器困難且耗時，因此建好的鈉冷快中子反應堆大部分的時間都在停機維修[1]。目前美國、英國、法國和德國都已停止研發快中子增殖反應器，只有印度、俄羅斯和中國[2]等國家仍有研發的計劃。
世界上主要的實驗性或是示範性快中子增殖反應堆：[1]
| 反應堆 | 國家 | （百萬瓦特電能） | （百萬瓦特熱能） | 運轉時間 |
|---|---|---|---|---|
| FBTR |  印度 |
40 | 1985- | |
| PFBR | 印度 |
500 | 建造中 | |
| 常陽機（常陽） |  日本 |
140 | 1977-(目前停機中) | |
| 文殊機（もんじゅ） | 日本 |
280 | 1991-2016[3] | |
| BR-5 |  蘇聯 /  俄羅斯 |
5 | 1959-2004 | |
| BOR-60 | 蘇聯 / 俄羅斯 |
12 | 1969- [4] | |
| BN-350 | 蘇聯 /  哈薩克 |
350 | 1972-1999 | |
| BN-600 | 蘇聯 / 俄羅斯 |
600 | 1980- | |
| BN-800 | 俄羅斯 |
800 | 2016- | |
| DFR |  英國 |
15 | 1959-1977 | |
| PFR | 英國 |
250 | 1974-1994 | |
| EBR-I |  美國 |
0.2 | 1951-1963 | |
| EBR-II | 美國 |
20 | 1963-1994 | |
| Fermi 1 | 美國 |
66 | 1963-1972 | |
| SEFOR | 美國 |
20 | 1969-1972 | |
| 快中子通量試驗設施反應堆（FFTF） | 美國 |
400 | 1980-1993 | |
| 中國實驗快堆（FFTF） |  中國 |
20 | 65 | 2011- |
鈉冷快中子反應堆
第四代反應堆之一。早在數十年前，當時美、蘇、英、法、日等核能工業較先進國家已進行快滋生反應堆之先導型研究與發展；但儘管快滋生反應有其誘人之處，卻不可諱言其複雜的設計與控制，許多技術問題尚待解決。過去運轉之快滋生反應堆大都為小型實驗爐或大型展示爐（蘇俄BN-600除外），尚無實際建造過大型商轉之快滋生反應堆。此外，2006年以前，國際原料鈾價格長期偏低，核能產業沒有大舉研發及投資發展快滋生反應堆的迫切性，致快滋生反應堆發展緩慢，研發進度遲延了很長一段時間[5]。
優點
- 反應堆內無需維持高壓。
- 液態鈉熱焓高，反應堆功率密度高。
技術瓶頸
- 建造成本很高。
- 鈉接觸空氣會迅速氧化。
- 鈉接觸水或空氣會迅速燃燒爆炸。
- 目前世界上液態鈉快滋生反應堆皆失敗於鈉洩漏之燃燒。
液態鉛(鉛/鉍)快滋生反應堆
第四代反應堆之一。
優點[5]
- 鉛/鉍比鈉有更小的中子吸收截面。
- 可設計為裝置容量1200MWe等級的大型核電廠 。
- 非常長的更換燃料週期。
- 反應堆內無需維持高壓。
- 液態鉛熱焓高，反應堆功率密度高。
技術瓶頸[5]
- 鉛融點為327℃，不容易液化，故必須刻意保持在液化狀態。
- 鉛蒸汽有劇毒，運轉人員的安全堪慮。
- 建造成本較其他反應堆更高。
- 鉛密度較大，質量可能大於其他反應堆，在抗地震方面有疑慮。
- 鉛接觸空氣會氧化，化學特性會改變。
另見
參考資料及外部連結
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