مفاعل التوليد

اعتبارًا من عام 2026، ستكون جميع محطات الطاقة واسعة النطاق التي تعمل بتقنية المفاعلات السريعة ذات المفاعلات المعدنية السائلة المبردة بالصوديوم (LMFBR) من أحد التصميمين التاليين: ^{[ 1 ] : 43}

• نوع الحلقة ، حيث يتم تدوير المبرد الأساسي من خلال مبادلات حرارية أساسية خارج خزان المفاعل (ولكن داخل الدرع البيولوجي بسبب وجود الصوديوم المشع 24 ^في المبرد الأساسي).
• نوع الحوض ، حيث تكون المبادلات الحرارية والمضخات الرئيسية مغمورة في خزان المفاعل

لا يوجد سوى مفاعلين لتوليد الطاقة يعملان تجارياً اعتباراً من عام 2017المفاعل BN-600 بقدرة 560 ميغاواط، والمفاعل BN-800 بقدرة 880 ميغاواط. كلاهما مفاعلان روسيان مُبرّدان بالصوديوم. تستخدم تصاميمهما المعدن السائل كمبرد أساسي لنقل الحرارة من قلب المفاعل إلى البخار المستخدم لتشغيل التوربينات المولدة للكهرباء. وقد بُنيت مفاعلات سريعة التبريد بمعادن سائلة أخرى غير الصوديوم، حيث استخدمت بعض المفاعلات السريعة المبكرة، مثل مفاعل كليمنتين ، الزئبق . كما بُني مفاعل سريع التبريد بالرصاص ، بالإضافة إلى مفاعلات تجريبية أخرى تستخدم خليط الرصاص والبزموت ، أو القصدير المنصهر ، أو سبيكة الصوديوم والبوتاسيوم (NaK ). يتميز الزئبق وسبيكة الصوديوم والبوتاسيوم بكونهما سائلين في درجة حرارة الغرفة، مما يُسهّل استخدامهما في التجارب، ولكنه أقل أهمية في محطات الطاقة التجريبية أو واسعة النطاق، حيث تجعلهما سميتهما الكيميائية وتكلفتهما العالية خيارين أقل جاذبية. شهدت المفاعلات السريعة المبردة بالرصاص، وكذلك تلك التي تستخدم خليط الرصاص والبزموت، استخدامًا واسع النطاق في الاتحاد السوفيتي، حيث استُخدم الرصاص السائل في مفاعل BREST، بينما واجه خليط الرصاص والبزموت مشاكل في استخدامه كمبرد في مفاعلات OK-550 و BM-40A في غواصات فئة ألفا ^{[ 3 ]} ، بالإضافة إلى مفاعل SVBR-100. ^{[ 4 ]}

ثلاثة من أنواع المفاعلات المقترحة من الجيل الرابع هي مفاعلات ذات طبقة ثابتة: ^{[ 5 ]}

• مفاعل سريع التبريد بالغاز يتم تبريده بواسطة الهيليوم .
• مفاعل سريع التبريد بالصوديوم يعتمد على تصميمات المفاعل السريع المتكامل والمفاعل السريع ذي التدفق المنخفض الموجودة .
• مفاعل سريع التبريد بالرصاص يعتمد على وحدات الدفع البحرية السوفيتية.

تستخدم مفاعلات المفاعلات السريعة عادةً قلب وقود من أكسيد مختلط يحتوي _على ما يصل إلى 20% من ثاني أكسيد البلوتونيوم ( PuO₂ ) وما لا يقل عن 80% من ثاني أكسيد اليورانيوم ( UO₂ ₎ . وثمة خيار وقود آخر هو السبائك المعدنية ، وهي عادةً مزيج من اليورانيوم والبلوتونيوم والزركونيوم ( الذي يُستخدم لكونه شفافًا للنيوترونات). ويمكن استخدام اليورانيوم المخصب بمفرده.

تُحيط العديد من التصاميم قلب المفاعل بغطاء من الأنابيب التي تحتوي على اليورانيوم-238 غير القابل للانشطار، والذي يتحول، من خلال التقاط النيوترونات السريعة الناتجة عن التفاعل في القلب، إلى البلوتونيوم-239 القابل للانشطار (كما هو الحال مع بعض اليورانيوم الموجود في القلب)، والذي يُعاد معالجته ويُستخدم كوقود نووي. وتعتمد تصاميم أخرى للمفاعلات النووية السريعة على هندسة الوقود (الذي يحتوي أيضًا على اليورانيوم-238)، والمُصمم لتحقيق التقاط كافٍ للنيوترونات السريعة. يكون المقطع العرضي للانشطار للبلوتونيوم-239 (أو اليورانيوم-235 القابل للانشطار) أصغر بكثير في الطيف السريع منه في الطيف الحراري، وكذلك النسبة بين المقطع العرضي لانشطار ^239Pu / ^{235U والمقطع العرضي لامتصاص 238U} . وهذا يزيد من تركيز ^239Pu / ^235U اللازم لاستمرار التفاعل المتسلسل ، بالإضافة إلى نسبة التوليد إلى الانشطار. ^{[ 6 ]} من جهة أخرى، لا يحتاج المفاعل السريع إلى مهدئ لإبطاء النيوترونات على الإطلاق، إذ يستفيد من قدرة النيوترونات السريعة على إنتاج عدد أكبر من النيوترونات لكل انشطار مقارنةً بالنيوترونات البطيئة. ولهذا السبب، يُعد الماء السائل العادي ، باعتباره مهدئًا وممتصًا للنيوترونات ، مبردًا أوليًا غير مرغوب فيه للمفاعلات السريعة. نظرًا للحاجة إلى كميات كبيرة من الماء في قلب المفاعل لتبريده، يتأثر إنتاج النيوترونات، وبالتالي إنتاج البلوتونيوم ^-239، بشكل كبير. وقد أُجريت دراسات نظرية على مفاعلات الماء ذات التهدئة المنخفضة ، والتي قد تمتلك طيفًا سريعًا بما يكفي لتوفير نسبة إنتاج تزيد قليلًا عن 1. من المرجح أن يؤدي ذلك إلى انخفاض غير مقبول في القدرة الكهربائية وتكاليف باهظة في المفاعل المبرد بالماء السائل، ولكن يتمتع الماء فوق الحرج المستخدم كمبرد في مفاعل الماء فوق الحرج (SCWR) بسعة حرارية كافية تسمح بالتبريد المناسب بكمية أقل من الماء، مما يجعل المفاعل المبرد بالماء ذي الطيف السريع خيارًا عمليًا. ^{[ 7 ]}

يُعرّض نوع المبردات ودرجات الحرارة وطيف النيوترونات السريعة مادة غلاف الوقود (عادةً ما تكون من الفولاذ المقاوم للصدأ الأوستنيتي أو الفولاذ الفريتي-المارتنسيتي) لظروف قاسية. يُعدّ فهم أضرار الإشعاع وتفاعلات المبردات والإجهادات ودرجات الحرارة ضروريًا للتشغيل الآمن لأي قلب مفاعل. جميع المواد المستخدمة حتى الآن في المفاعلات السريعة المبردة بالصوديوم لها حدود معروفة. ^{[ 8 ]} يُنظر إلى الفولاذ السبائكي المقوى بتشتيت الأكاسيد على أنه مادة غلاف وقود مقاومة للإشعاع على المدى الطويل، قادرة على التغلب على أوجه القصور في خيارات المواد الحالية.

مفاعلات سريعة أخرى

كان أول مفاعل سريع تم بناؤه وتشغيله هو مفاعل لوس ألاموس للبلوتونيوم السريع (" كليمنتين ") في لوس ألاموس، نيو مكسيكو. ^{[ 16 ]} تم تزويد كليمنتين بالبلوتونيوم دلتا المستقر بالغاليوم وتبريده بالزئبق. احتوى على "نافذة" من الثوريوم-232 تحسبًا لتجارب التوليد، ولكن لم تُنشر أي تقارير بخصوص هذه الميزة.

_{من بين} المفاعلات السريعة المقترحة الأخرى مفاعل الملح المنصهر السريع ، حيث تكون خصائص التهدئة للملح المنصهر ضئيلة. ويتحقق ذلك عادةً باستبدال فلوريدات المعادن الخفيفة (مثل LiF و BeF₂ ) في حامل الملح بكلوريدات المعادن الأثقل (مثل KCl وRbCl و ZrCl₄ ₎ .

تم بناء العديد من النماذج الأولية لمفاعلات التوليد السريع، تتراوح قدرتها الكهربائية من ما يعادل بضعة مصابيح كهربائية ( EBR-I ، 1951) إلى أكثر من 1000 ميغاواط . وحتى عام 2006، لم تكن هذه التقنية قادرة على المنافسة الاقتصادية مع تقنية المفاعلات الحرارية، إلا أن الهند واليابان والصين وكوريا الجنوبية وروسيا تخصص جميعها مبالغ كبيرة لأبحاثها لتطوير مفاعلات التوليد السريع، متوقعةً أن يؤدي ارتفاع أسعار اليورانيوم إلى تغيير هذا الوضع على المدى البعيد. في المقابل، تخلت ألمانيا عن هذه التقنية بسبب مخاوف تتعلق بالسلامة. وقد تم الانتهاء من بناء مفاعل التوليد السريع SNR-300 بعد 19 عامًا على الرغم من تجاوز التكاليف الإجمالية 3.6 مليار يورو ، ليتم التخلي عنه لاحقًا. ^{[ 17 ]}  

يُعدّ مفاعل الماء الثقيل المتقدم أحد الاستخدامات القليلة المقترحة على نطاق واسع للثوريوم. ^{[ 18 ]} وتعمل الهند على تطوير هذه التقنية، مدفوعةً باحتياطياتها الكبيرة من الثوريوم؛ إذ يوجد ما يقرب من ثلث احتياطيات الثوريوم في العالم في الهند، التي تفتقر إلى احتياطيات كبيرة من اليورانيوم.

كان قلب المفاعل الثالث والأخير لمحطة شيبينغبورت للطاقة النووية بقدرة 60  ميغاواط كهربائية، مفاعلًا لتوليد الثوريوم باستخدام الماء الخفيف، وقد بدأ تشغيله عام 1977. ^{[ 19 ]} استخدم هذا المفاعل كريات مصنوعة من ثاني أكسيد الثوريوم وأكسيد اليورانيوم-233؛ في البداية، تراوح محتوى اليورانيوم-233 في الكريات بين 5-6% في منطقة البذور، وبين 1.5-3% في منطقة الغطاء، ولم يكن موجودًا في منطقة العاكس. عمل المفاعل بقدرة 236  ميغاواط حراري، مولدًا 60  ميغاواط كهربائية، وأنتج في نهاية المطاف أكثر من 2.1 مليار كيلوواط ساعة من الكهرباء. بعد خمس سنوات، أُزيل القلب ووُجد أنه يحتوي على ما يقرب من 1.4% من المواد الانشطارية أكثر مما كان عليه عند تركيبه، مما يدل على حدوث عملية التوليد من الثوريوم. ^{[ 20 ] [ 21 ]}

يُخطط أيضًا لإنشاء مفاعل ثوريوم سائل الفلوريد كمولد حراري للثوريوم. قد تتمتع مفاعلات الفلوريد السائل بميزات جذابة، مثل الأمان المتأصل، وعدم الحاجة إلى تصنيع قضبان الوقود، وربما سهولة إعادة معالجة الوقود السائل. دُرست هذه الفكرة لأول مرة في تجربة مفاعل الملح المنصهر في مختبر أوك ريدج الوطني في ستينيات القرن الماضي. ومنذ عام 2012، أصبحت محط اهتمام متجدد على مستوى العالم. ^{[ 22 ]}

بشكل عام، يتكون الوقود النووي المستهلك من ثلاثة مكونات رئيسية. أولها نواتج الانشطار ، وهي الشظايا المتبقية من ذرات الوقود بعد انشطارها لإطلاق الطاقة. وتأتي نواتج الانشطار في عشرات العناصر ومئات النظائر، جميعها أخف من اليورانيوم. أما المكون الرئيسي الثاني للوقود المستهلك فهو العناصر العابرة لليورانيوم (ذرات أثقل من اليورانيوم)، والتي تتولد من اليورانيوم أو الذرات الأثقل الموجودة في الوقود عندما تمتص النيوترونات دون أن تخضع للانشطار. تقع جميع نظائر العناصر العابرة لليورانيوم ضمن سلسلة الأكتينيدات في الجدول الدوري ، ولذلك يُشار إليها غالبًا باسم الأكتينيدات. أما المكون الأكبر فهو اليورانيوم المتبقي، والذي يتكون من حوالي 98.25% يورانيوم-238، و1.1% يورانيوم-235، و0.65% يورانيوم-236. يأتي اليورانيوم-236 من تفاعل التقاط غير انشطاري حيث يمتص اليورانيوم-235 نيوترونًا ولكنه يطلق أشعة جاما عالية الطاقة فقط بدلاً من الخضوع للانشطار.

يختلف السلوك الفيزيائي لمنتجات الانشطار اختلافًا ملحوظًا عن سلوك الأكتينيدات. فمنتجات الانشطار لا تخضع للانشطار، وبالتالي لا يمكن استخدامها كوقود نووي. ولأنها غالبًا ما تكون سامة للنيوترونات (تمتص النيوترونات التي يمكن استخدامها لاستمرار التفاعل المتسلسل)، تُعتبر منتجات الانشطار بمثابة "رماد" نووي متبقٍ من استهلاك المواد الانشطارية. علاوة على ذلك، فإن سبعة نظائر فقط من نظائر منتجات الانشطار طويلة العمر لها عمر نصف يزيد عن مئة عام، مما يجعل تخزينها أو التخلص منها جيولوجيًا أقل إشكالية من المواد العابرة لليورانيوم. ^{[ 31 ]}

مع تزايد المخاوف بشأن النفايات النووية، حظيت دورات الوقود النووي المُولِّد باهتمام متجدد لقدرتها على تقليل نفايات الأكتينيدات، وخاصة البلوتونيوم والأكتينيدات الثانوية. ^{[ 32 ]} صُممت مفاعلات التوليد لانشطار نفايات الأكتينيدات كوقود، وبالتالي تحويلها إلى المزيد من نواتج الانشطار. بعد إزالة الوقود النووي المستهلك من مفاعل الماء الخفيف، يخضع لعملية اضمحلال معقدة، حيث يتحلل كل نويدة بمعدل مختلف. يوجد تباين كبير في أعمار النصف لاضمحلال نواتج الانشطار مقارنةً بالنظائر العابرة لليورانيوم. إذا تُركت العناصر العابرة لليورانيوم في الوقود المستهلك، فبعد 1000 إلى 100000 عام، سيؤدي اضمحلالها البطيء إلى توليد معظم النشاط الإشعاعي في ذلك الوقود المستهلك. لذا، فإن إزالة العناصر العابرة لليورانيوم من النفايات تقضي على جزء كبير من النشاط الإشعاعي طويل الأمد للوقود النووي المستهلك. ^{[ 33 ]}

تُنتج مفاعلات الماء الخفيف التجارية الحالية بعض المواد الانشطارية الجديدة، معظمها على شكل بلوتونيوم. ولأن هذه المفاعلات لم تُصمم أصلًا كمفاعلات توليد، فإنها لا تُحوّل كمية كافية من اليورانيوم-238 إلى بلوتونيوم لتعويض اليورانيوم-235 المُستهلك. ومع ذلك، فإن ما لا يقل عن ثلث الطاقة المُنتجة من المفاعلات النووية التجارية يأتي من انشطار البلوتونيوم المُتولّد داخل الوقود. ^{[ 34 ]} وحتى مع هذا المستوى من استهلاك البلوتونيوم، فإن مفاعلات الماء الخفيف لا تستهلك سوى جزء من البلوتونيوم والأكتينيدات الثانوية التي تُنتجها، وتتراكم نظائر البلوتونيوم غير الانشطارية ، إلى جانب كميات كبيرة من الأكتينيدات الثانوية الأخرى. ^{[ 35 ]}

حظيت دورات الوقود المولدة باهتمام متجدد نظرًا لقدرتها على تقليل نفايات الأكتينيدات، ولا سيما نظائر البلوتونيوم المختلفة والأكتينيدات الثانوية (النبتونيوم، والأمريكيوم، والكوريوم، إلخ). ^{[ 32 ]} وبما أن مفاعلات التوليد التي تعمل بدورة وقود مغلقة ستستخدم جميع نظائر هذه الأكتينيدات تقريبًا كوقود، فإن احتياجاتها من الوقود ستنخفض بنحو 100 ضعف. كما سينخفض ​​حجم النفايات الناتجة عنها بنحو 100 ضعف أيضًا. ورغم هذا الانخفاض الكبير في حجم النفايات الناتجة عن مفاعل التوليد، فإن نشاط هذه النفايات يبقى مماثلًا تقريبًا لنشاط النفايات الناتجة عن مفاعل الماء الخفيف. ^{[ 36 ]}

تختلف نفايات مفاعل التوليد في سلوك تحللها نظرًا لاختلاف مكوناتها. فنفايات مفاعل التوليد تتكون في معظمها من نواتج الانشطار، بينما تتكون نفايات مفاعل الماء الخفيف في معظمها من نظائر اليورانيوم غير المستخدمة وكمية كبيرة من العناصر العابرة لليورانيوم. وبعد إزالة الوقود النووي المستهلك من مفاعل الماء الخفيف لأكثر من 100,000 عام، تُصبح العناصر العابرة لليورانيوم المصدر الرئيسي للإشعاع. لذا، فإن التخلص منها سيُقلل بشكل كبير من الإشعاع طويل الأمد المنبعث من الوقود المستهلك. ^{[ 33 ]}

من حيث المبدأ، يمكن لدورات وقود المفاعلات النووية إعادة تدوير جميع الأكتينيدات واستهلاكها، ^{[ 23 ]} ولا يتبقى سوى نواتج الانشطار. وكما يوضح الرسم البياني في هذا القسم، تتميز نواتج الانشطار بفجوة فريدة في أعمارها النصفية الإجمالية، بحيث لا يوجد أي منها بعمر نصفي يتراوح بين 91 و200,000 سنة. ونتيجةً لهذه الخاصية الفيزيائية، وبعد تخزينها لعدة مئات من السنين، سينخفض ​​نشاط النفايات المشعة من مفاعلات الوقود السريع بسرعة إلى مستوى منخفض مماثل لمستوى نواتج الانشطار طويلة العمر . ومع ذلك، يتطلب تحقيق هذه الميزة فصلًا عالي الكفاءة للعناصر العابرة لليورانيوم عن الوقود المستهلك. وإذا تركت طرق إعادة معالجة الوقود المستخدمة نسبة كبيرة من العناصر العابرة لليورانيوم في تيار النفايات النهائي، فإن هذه الميزة ستتضاءل بشكل كبير. ^{[ 13 ]}

تستطيع النيوترونات السريعة في مفاعل المفاعل السريع (FBR) انشطار نوى الأكتينيدات التي تحتوي على أعداد زوجية من البروتونات والنيوترونات. عادةً ما تفتقر هذه النوى إلى رنين "النيوترونات الحرارية" منخفض السرعة الموجود في الوقود الانشطاري المستخدم في مفاعلات الماء الخفيف (LWR). ^{[ 37 ]} ينتج عن دورة وقود الثوريوم بطبيعتها مستويات أقل من الأكتينيدات الثقيلة. يبلغ الوزن الذري للمادة الخصبة في دورة وقود الثوريوم 232، بينما يبلغ الوزن الذري للمادة الخصبة في دورة وقود اليورانيوم 238. يعني هذا الفرق في الكتلة أن الثوريوم-232 يحتاج إلى ستة أحداث إضافية لالتقاط النيوترونات لكل نواة قبل أن يتم إنتاج العناصر العابرة لليورانيوم. بالإضافة إلى هذا الفرق البسيط في الكتلة، يحصل المفاعل على فرصتين لانشطار النوى مع زيادة الكتلة: أولاً كنوى وقود فعالة U233، وعندما يمتص نيوترونين إضافيين، مرة أخرى كنوى وقود U235. ^{[ 38 ] [ 39 ]}

يُعرف المفاعل الذي يهدف أساسًا إلى تدمير الأكتينيدات بدلًا من زيادة مخزون الوقود الانشطاري أحيانًا باسم مفاعل الاحتراق . يعتمد كل من التوليد والاحتراق على كفاءة استخدام النيوترونات، وتستطيع العديد من التصاميم القيام بأي منهما. تُحيط تصاميم التوليد قلب المفاعل بغطاء من المواد الخصبة. أما تصاميم احتراق النفايات فتُحيط قلب المفاعل بنفايات غير خصبة ليتم تدميرها. وتضيف بعض التصاميم عاكسات أو ماصات للنيوترونات. ^{[ 6 ]}

يُعدّ "معدل التحويل" أحد مقاييس أداء المفاعل، وهو يُعرَّف بأنه نسبة الذرات الانشطارية الجديدة المُنتَجة إلى الذرات الانشطارية المُستهلَكة. وتخضع جميع المفاعلات النووية المقترحة، باستثناء مفاعلات حرق الأكتينيدات المصممة والمُشغَّلة خصيصًا ^{[ 6 ]،} لدرجة ما من التحويل. وطالما وُجدت أي كمية من مادة قابلة للانشطار ضمن تدفق النيوترونات في المفاعل، فسيتم دائمًا إنتاج بعض المواد الانشطارية الجديدة. وعندما يكون معدل التحويل أكبر من 1، يُطلق عليه غالبًا "معدل التوليد".

على سبيل المثال، تتميز مفاعلات الماء الخفيف الشائعة الاستخدام بنسبة تحويل تبلغ حوالي 0.6. أما مفاعلات الماء الثقيل المضغوطة التي تعمل باليورانيوم الطبيعي، فتتميز بنسبة تحويل تبلغ 0.8. ^{[ 42 ]} في مفاعل التوليد، تكون نسبة التحويل أعلى من 1. ويتحقق "التعادل" عندما تصل نسبة التحويل إلى 1.0 وينتج المفاعل كمية من المواد الانشطارية تعادل ما يستهلكه.

زمن التضاعف هو المدة الزمنية اللازمة لمفاعل التوليد لإنتاج كمية كافية من المواد الانشطارية الجديدة لاستبدال الوقود الأصلي، بالإضافة إلى إنتاج كمية مكافئة من الوقود لمفاعل نووي آخر. كان هذا يُعتبر مقياسًا مهمًا لأداء مفاعلات التوليد في السنوات الأولى، عندما كان يُعتقد أن اليورانيوم نادر. مع ذلك، ونظرًا لأن اليورانيوم أكثر وفرة مما كان يُعتقد في بدايات تطوير المفاعلات النووية، وبالنظر إلى كمية البلوتونيوم المتوفرة في وقود المفاعلات المستهلك، فقد أصبح زمن التضاعف مقياسًا أقل أهمية في تصميم مفاعلات التوليد الحديثة. ^{[ 43 ] [ 44 ]}

يُعدّ " الاحتراق النووي " مقياسًا لكمية الطاقة المستخرجة من كتلة معينة من المعادن الثقيلة في الوقود، ويُعبّر عنه غالبًا (بالنسبة لمفاعلات الطاقة) بوحدة جيجاوات-يوم لكل طن من المعدن الثقيل. ويُعتبر الاحتراق النووي عاملًا مهمًا في تحديد أنواع ووفرة النظائر التي ينتجها مفاعل الانشطار. تتميز مفاعلات التوليد، بحكم تصميمها، باحتراق نووي عالٍ مقارنةً بالمفاعلات التقليدية، إذ تُنتج مفاعلات التوليد كمية أكبر من نفاياتها على شكل نواتج انشطار، بينما يُفترض أن تنشطر معظم أو كل الأكتينيدات وتُدمّر. ^{[ 45 ]}

في الماضي، ركز تطوير مفاعلات التوليد على المفاعلات ذات نسب التوليد المنخفضة، بدءًا من 1.01 لمفاعل شيبينغبورت ^{[ 46 ] [ 47 ]} الذي يعمل بوقود الثوريوم ويُبرد بالماء الخفيف التقليدي، وصولًا إلى أكثر من 1.2 لمفاعل BN-350 السوفيتي المبرد بالمعدن السائل. ^{[ 48 ]} تشير النماذج النظرية لمفاعلات التوليد التي تستخدم مبرد الصوديوم السائل المتدفق عبر أنابيب داخل عناصر الوقود ("بنية الأنبوب داخل الغلاف") إلى إمكانية تحقيق نسب توليد لا تقل عن 1.8 على نطاق صناعي. ^{[ 49 ]} حقق مفاعل الاختبار السوفيتي BR-1 نسبة توليد بلغت 2.5 في ظروف غير تجارية. ^{[ 50 ]}

ينتج عن انشطار الوقود النووي في أي مفاعل نواتج انشطار تمتص النيوترونات. ولذلك، يجب إعادة معالجة المادة الخام من مفاعل التوليد لإزالة هذه المواد السامة للنيوترونات . هذه الخطوة ضرورية للاستفادة الكاملة من القدرة على توليد كمية من الوقود تفوق الكمية المستهلكة أو تساويها. ويمكن أن تُشكل جميع عمليات إعادة المعالجة مصدر قلق بشأن الانتشار النووي ، إذ يُمكنها استخلاص مواد قابلة للاستخدام في الأسلحة من الوقود المستهلك. ^{[ 51 ]} وتُثير تقنية إعادة المعالجة الأكثر شيوعًا، وهي تقنية PUREX ، قلقًا خاصًا لأنها صُممت خصيصًا لفصل البلوتونيوم. وقد طرحت المقترحات المبكرة لدورة وقود مفاعل التوليد مخاوف أكبر بشأن الانتشار النووي، لأنها كانت ستستخدم تقنية PUREX لفصل البلوتونيوم في شكل نظائري جذاب للغاية لاستخدامه في الأسلحة النووية. ^{[ 52 ] [ 53 ]}

تعمل عدة دول على تطوير طرق لإعادة معالجة الوقود النووي لا تفصل البلوتونيوم عن الأكتينيدات الأخرى. فعلى سبيل المثال، عند استخدام عملية الاستخلاص الكهربائي الحراري غير المائية لإعادة معالجة الوقود من مفاعل سريع متكامل ، تترك كميات كبيرة من الأكتينيدات المشعة في وقود المفاعل. ^{[ 13 ]} تشمل أنظمة إعادة المعالجة المائية التقليدية أنظمة SANEX وUNEX وDIAMEX وCOEX وTRUEX، بالإضافة إلى مقترحات لدمج نظام PUREX مع هذه الأنظمة وغيرها من العمليات المشتركة. تتمتع جميع هذه الأنظمة بمقاومة انتشار نووي أفضل نسبيًا من نظام PUREX، على الرغم من أن معدل اعتمادها منخفض. ^{[ 54 ] [ 55 ] [ 56 ]}

في دورة الثوريوم، يتكاثر الثوريوم-232 بتحوله أولاً إلى بروتاكتينيوم-233، الذي يتحلل بدوره إلى يورانيوم-233. إذا بقي البروتاكتينيوم في المفاعل، تُنتج كميات ضئيلة من اليورانيوم-232، الذي يحتوي في سلسلة تحلله على الثاليوم-208 ، وهو باعث قوي لأشعة غاما . وكما هو الحال في المفاعلات التي تعمل بوقود اليورانيوم، كلما طالت مدة بقاء الوقود والمواد القابلة للتحلل في المفاعل، زادت كمية هذه العناصر غير المرغوب فيها. في مفاعلات الثوريوم التجارية المُتوقعة ، سيُسمح بتراكم مستويات عالية من اليورانيوم-232، مما يؤدي إلى جرعات عالية للغاية من أشعة غاما من أي يورانيوم مُشتق من الثوريوم. تُعقّد أشعة غاما هذه التعامل الآمن مع السلاح وتصميم إلكترونياته؛ وهذا يُفسر سبب عدم استخدام اليورانيوم-233 في الأسلحة بعد تجارب إثبات المفهوم. ^{[ 57 ]}

على الرغم من أن دورة الثوريوم قد تكون مقاومة للانتشار النووي فيما يتعلق باستخلاص اليورانيوم-233 من الوقود (بسبب وجود اليورانيوم-232)، إلا أنها تشكل خطرًا للانتشار النووي من خلال مسار بديل لاستخلاص اليورانيوم-233، والذي يتضمن الاستخلاص الكيميائي للبروتاكتينيوم-233 والسماح له بالتحلل إلى يورانيوم-233 نقي خارج المفاعل. هذه العملية عملية كيميائية واضحة غير ضرورية للتشغيل العادي لهذه التصاميم من المفاعلات، ولكنها قد تحدث خارج نطاق إشراف منظمات مثل الوكالة الدولية للطاقة الذرية، وبالتالي يجب اتخاذ تدابير وقائية ضدها. ^{[ 58 ]}

أنشأ الاتحاد السوفيتي سلسلة من المفاعلات السريعة، أولها مُبرّد بالزئبق ومُزوّد ​​بوقود من معدن البلوتونيوم، بينما كانت المفاعلات اللاحقة مُبرّدة بالصوديوم ومُزوّدة بوقود من أكسيد البلوتونيوم. كان مفاعل BR-1 (1955) بقدرة 100 واط (حرارية)، تلاه مفاعل BR-2 بقدرة 100  كيلوواط، ثم مفاعل  BR-5 بقدرة 5 ميغاواط. ^{[ 50 ]} أما مفاعل BOR-60 (الذي وصل إلى أول حالة حرجة عام 1969) فكانت قدرته 60  ميغاواط، وبدأ بناؤه عام 1965. ^{[ 72 ]}

تُطوّر الهند مفاعلات التوليد السريع كجزء من برنامجها النووي ثلاثي المراحل . وقد حقق مفاعل التوليد السريع النموذجي (PFBR) بقدرة 500 ميغاواط في كالباكام أول تفاعل حرج في 6 أبريل 2026، ^{[ 73 ] [ 74 ] [ 75 ]} مما يُمثل إنجازًا هامًا في برنامج التوليد السريع الهندي. يهدف البرنامج إلى استخدام الثوريوم-232 الخصب لإنتاج اليورانيوم-233 القابل للانشطار. ويعود تركيز الهند على الثوريوم إلى احتياطياتها المحلية الكبيرة منه، على الرغم من توافر موارد الثوريوم على نطاق واسع عالميًا.

تأسست شركة بهافيني ، وهي شركة هندية للطاقة النووية، عام 2003 لبناء وتشغيل جميع  مفاعلات التوليد السريع من المرحلة الثانية، والمُدرجة ضمن برنامج الطاقة النووية الهندي ذي المراحل الثلاث . ولتحقيق هذه الأهداف، يُعدّ مفاعل FBR-600 مفاعلاً من نوع المفاعلات المبردة بالصوديوم، بقدرة 600 ميغاواط.

يُعدّ المفاعل السريع التجريبي الصيني نموذجًا أوليًا بقدرة 25  ميغاواط كهربائية للمفاعل السريع النموذجي الصيني المُخطط له. ^{[ 76 ]} وقد بدأ توليد الطاقة في عام 2011. ^{[ 77 ]} أطلقت الصين مشروعًا للبحث والتطوير في تكنولوجيا مفاعلات التوليد الحراري بالملح المنصهر للثوريوم (مفاعل الثوريوم بفلوريد سائل)، والذي أُعلن عنه رسميًا في المؤتمر السنوي للأكاديمية الصينية للعلوم عام 2011. وكان هدفها النهائي هو دراسة وتطوير نظام نووي قائم على الملح المنصهر للثوريوم على مدى 20 عامًا تقريبًا. ^{[ 78 ] [ 79 ]}

تقوم كوريا الجنوبية بتطوير تصميم لمفاعل FBR معياري معياري للتصدير، وذلك لاستكمال تصميمات مفاعل الماء المضغوط المعياري ومفاعل CANDU التي طورتها وبنتها بالفعل، ولكنها لم تلتزم بعد ببناء نموذج أولي.

تعتزم روسيا زيادة أسطولها من مفاعلات التوليد السريع بشكل ملحوظ. وقد اكتمل بناء مفاعل BN-800 (بقدرة 800  ميغاواط) في بيلويارسك عام 2012، خلفًا لمفاعل BN-600 الأصغر حجمًا . ^{[ 80 ]} وبلغ المفاعل طاقته الإنتاجية الكاملة عام 2016. ^{[ 81 ]} وكان من المقرر الانتهاء من بناء مفاعل BN-1200 الأكبر حجمًا (بقدرة 1200  ميغاواط) عام 2018، مع بناء مفاعلين إضافيين من طراز BN-1200 بحلول نهاية عام 2030. ^{[ 82 ]} إلا أن شركة روسينيرغواتوم أجلت البناء إلى أجل غير مسمى عام 2015 لإتاحة الفرصة لتحسين تصميم الوقود بعد اكتساب المزيد من الخبرة في تشغيل مفاعل BN-800، فضلًا عن مراعاة التكاليف. ^{[ 83 ]}

سيتم بناء مفاعل تجريبي سريع التبريد بالرصاص، يُدعى BREST-300، في مجمع سيبيريا الكيميائي بمدينة سيفيرسك . يُنظر إلى تصميم BREST ( بالروسية : bystry reaktor so svintsovym teplonositelem ، أي: مفاعل سريع التبريد بالرصاص ) على أنه خليفة لسلسلة BN، وقد تكون وحدة 300 ميغاواط في مجمع سيبيريا الكيميائي بمثابة مقدمة لنسخة 1200 ميغاواط لنشرها على نطاق واسع كوحدة تجارية لتوليد الطاقة. يندرج برنامج التطوير هذا ضمن البرنامج الفيدرالي للتقنيات النووية المتقدمة 2010-2020، الذي يسعى إلى استغلال المفاعلات السريعة لرفع كفاءة اليورانيوم من خلال "حرق" المواد المشعة التي كان سيتم التخلص منها كنفايات. سيبلغ قطر قلب المفاعل حوالي 2.3 متر وارتفاعه 1.1 متر، وسيحتوي على 16 طنًا من الوقود. سيتم إعادة تزويد الوحدة بالوقود سنويًا، حيث يقضي كل عنصر من عناصر الوقود خمس سنوات داخل القلب. ستكون درجة حرارة سائل التبريد الرصاصي حوالي 540 درجة مئوية، مما يمنح كفاءة عالية تبلغ 43%، وإنتاجًا أوليًا للحرارة قدره 700 ميغاواط حراري، ينتج عنه طاقة كهربائية قدرها 300 ميغاواط كهربائي. ويمكن أن يصل العمر التشغيلي للوحدة إلى 60 عامًا. كان من المتوقع أن تُكمل شركة NIKIET التصميم في عام 2014، على أن يبدأ البناء بين عامي 2016 و2020. ^{[ 84 ]} وبحلول نهاية عام 2024، تم بناء برج التبريد، وكان الهدف هو بدء التشغيل في عام 2026.     

في عام 2006، وقّعت الولايات المتحدة وفرنسا واليابان اتفاقيةً للبحث والتطوير في مجال المفاعلات السريعة المبردة بالصوديوم، وذلك دعمًا للشراكة العالمية للطاقة النووية . ^{[ 85 ]} وفي عام 2007، اختارت الحكومة اليابانية شركة ميتسوبيشي للصناعات الثقيلة لتكون الشركة الأساسية في تطوير المفاعلات السريعة المبردة بالصوديوم في اليابان. وبعد ذلك بوقت قصير، أُطلقت شركة ميتسوبيشي لأنظمة المفاعلات السريعة المبردة بالصوديوم لتطوير هذه التقنية وتسويقها لاحقًا. ^{[ 86 ]}

في عام 2010، خصصت الحكومة الفرنسية 651.6 مليون يورو لهيئة الطاقة الذرية الفرنسية (Commissariat à l'énergie atomique) لوضع اللمسات الأخيرة على تصميم مفاعل ASTRID (مفاعل الصوديوم التكنولوجي المتقدم للعرض الصناعي)، وهو تصميم لمفاعل من الجيل الرابع بقدرة 600 ميغاواط، ومن المقرر الانتهاء منه في عام 2020. ^{[ 87 ] [ 88 ]} اعتبارًا من عام 2013  أبدت المملكة المتحدة اهتمامًا بمفاعل بريزم، وكانت تعمل بالتنسيق مع فرنسا لتطوير مفاعل أستريد. وفي عام 2019، أعلنت هيئة الطاقة الذرية الفرنسية أن هذا التصميم لن يُبنى قبل منتصف القرن. ^{[ 89 ]}

لطالما كان كيرك سورنسن، العالم السابق في وكالة ناسا وكبير مهندسي التكنولوجيا النووية في شركة تيليداين براون للهندسة ، من الداعمين لدورة وقود الثوريوم، وخاصة مفاعلات الثوريوم السائل بالفلوريد. في عام 2011، أسس سورنسن شركة فليب إنرجي، وهي شركة تهدف إلى تطوير  تصاميم مفاعلات الثوريوم السائل بالفلوريد بقدرة تتراوح بين 20 و50 ميغاواط لتزويد القواعد العسكرية بالطاقة. ^{[ 90 ] [ 91 ] [ 92 ]}

في أكتوبر/تشرين الأول 2010، وقّعت شركة جي إي هيتاشي للطاقة النووية مذكرة تفاهم مع مشغلي موقع سافانا ريفر التابع لوزارة الطاقة الأمريكية ، والتي من شأنها أن تسمح ببناء محطة تجريبية تعتمد على مفاعل إس-بريزم السريع للتوليد التابع للشركة، وذلك قبل حصول التصميم على الموافقة الكاملة من هيئة التنظيم النووي . ^{[ 93 ]} وفي أكتوبر/تشرين الأول 2011 ، أفادت صحيفة الإندبندنت بأن هيئة إزالة التلوث النووي في المملكة المتحدة وكبار المستشارين في وزارة الطاقة وتغير المناخ قد طلبوا تفاصيل فنية ومالية عن مشروع بريزم، جزئيًا كوسيلة لتقليص مخزون البلوتونيوم في البلاد. ^{[ 94 ]}

يُعدّ مفاعل الموجة المتنقلة، المُقترح في براءة اختراع لشركة إنتلكتشوال فنتشرز ، مفاعلاً سريعاً لتوليد الطاقة، مُصمماً بحيث لا يحتاج إلى إعادة معالجة الوقود طوال فترة تشغيله التي تمتد لعقود. لا تنتقل موجة التوليد والاحتراق في تصميم مفاعل الموجة المتنقلة من أحد طرفي المفاعل إلى الآخر، بل تتحرك تدريجياً من الداخل إلى الخارج. علاوة على ذلك، ومع تغير تركيبة الوقود نتيجةً للتحول النووي، تُعاد ترتيب قضبان الوقود باستمرار داخل قلب المفاعل لتحسين تدفق النيوترونات واستخدام الوقود في أي لحظة. وبالتالي، بدلاً من السماح للموجة بالانتشار عبر الوقود، يتحرك الوقود نفسه عبر موجة احتراق ثابتة إلى حد كبير. وهذا يُخالف ما ورد في العديد من التقارير الإعلامية التي روجت للمفهوم على أنه مفاعل يشبه الشمعة، حيث تتحرك منطقة الاحتراق على طول قضيب الوقود. من خلال استبدال تكوين القلب الثابت بقلب مُدار بنشاط يعمل بموجة ثابتة أو سوليتون، يتجنب تصميم شركة تيرا باور مشكلة تبريد منطقة احتراق شديدة التغير. في ظل هذا السيناريو، تتم إعادة ترتيب قضبان الوقود عن بُعد بواسطة أجهزة آلية. يبقى وعاء الاحتواء مغلقًا أثناء العملية، ولا يوجد أي توقف مرتبط بها. ^{[ 95 ]}