Hurtigreaktor (engelsk: fast neutron reactor), kjernereaktor der fisjonsprosessen (se fisjon) opprettholdes med hurtige nøytroner. Til forskjell fra termiske reaktorer trenger hurtigreaktorer ikke noen nøytron-moderator, men er i stedet avhengig av et kjernebrensel med høy anrikning av fissilt materiale.

Hurtigreaktoren er foreløpig ikke økonomisk konkurransedyktig. Dens fortrinn ligger i at den kan redusere mengden av radioaktivt avfall og også sterkt redusere avfallets levetid. Hurtige nøytroner har evnen til transmutasjon av kjernefysisk avfall til spaltbare elementer, som kan inngå i en etterfølgende fisjonsprosess. Resultatet blir fisjonsprodukter som utgjør et mindre avfallsproblem enn langlivede transuraner.

Hurtigreaktorer åpner muligheten for en dramatisk bedre utnyttelse av tilgjengelig uranressurser. Ved transmutasjon av fertile isotoper som 238U og 240Pu, med etterfølgende fisjonering, kan dagens kjernefysiske avfall fra termiske reaktorer bli en verdifull råstoffkilde.

Bruk av hurtigreaktorer har også noen problematiske sider. For eksempel må brenselet i praksis anrikes til mer enn 20 %, mot mindre enn 5 % for en typisk termisk reaktor. Slik anrikning er dyr og bidrar til høyere startkostnader for en hurtigreaktor. Høyanriket fissilt materiale har også utfordringer knyttet til faren for spredning av kjernefysisk materiale.

Vann, som er det mest vanlige kjølemiddelet i termiske reaktorer, kan ikke brukes i hurtigreaktorer fordi vannet også fungerer som en moderator. Alle hurtigreaktorer som er i drift i dag blir derfor kjølt med flytende metall, særlig natrium, som ikke modererer nøytronene i noen særlig grad. Dette kan utgjøre et sikkerhetsproblem siden natrium kan reagere i kontakt med vann og utvikle varme, noe som igjen kan utløse en brann. Et alternativ til natrium er flytende bly. I fremtiden kan gasskjølte reaktorer bli tatt i bruk, men smeltet salt er også til vurdering.

Tabellen nedenfor gir en oversikt hurtigreaktorer i drift. Alle reaktorene bruker natrium som kjølemiddel, og ytelsen er angitt både som varmeeffekt (MWv) og elektrisk effekt (MWe).

Reaktor Formål MWv/MWe Land I drift
BOR-60 Forskning 55/10 Russland 1969
BN-600 Demonstrasjon 14700/600 Russland 1980
BN-800 Kommersiell 2100/864 Russland 2015
FBTR Forskning 40/ India 1985
PFBR Demoanlegg 1250/500 India 2015
CEFR Forskning 65/20 Kina 2010
Koyo Forskning 140/ Japan 1978
Monju Prototyp 714/280 Japan 1994

Tabellen nedenfor gir et utvalg av hurtigreaktorer som er under utvikling og der det ventes at en prototyp vil stå klar i løpet av forholdsvis få år.

Reaktor Kjølemiddel Ytelse Land I drift
S-PRISM Natrium   311 MWe USA 2020-
Astrid Natrium   600 MWe Frankrike 2024?
MYRRHA Pb-Bi     57 MWv Belgia 2020-
BN-1200 Natrium 1220 MWe Russland 2020-
BREST-300 Bly   300 MWe Russland 2020
SVBR-100 Pb-Bi   100 MWe Russland 2019
CDFR-1000 Natrium 1000 MWe Kina 2023

Foreslå endringer i tekst

Foreslå bilder til artikkelen

Kommentarer

Har du spørsmål om artikkelen? Skriv her, så får du svar fra fagansvarlig eller redaktør.

Du må være logget inn for å kommentere.