مفاعل النيوترونات السريعة

📅 آخر تحديث: ٢٦ يوليو ٢٠٢٦
✍️ نُشر في: ٢٦ يوليو ٢٠٢٦
📷 يحتوي على 7 صور
الموسوعة الحرة
من الأعلى، من اليسار إلى اليمين
  1. سوبرفينيكس ، أكبر مفاعل سريع تم بناؤه على الإطلاق
  2. مقطع عرضي لمفاعل كليمنتين ، أول مفاعل سريع
  3. EBR-I ، أول مفاعل توليد سريع
  4. مسبار الفضاء السوفيتي RORSAT ، الذي يستخدم مفاعل BES-5 على نطاق واسع
  5. BN-800 ، أكبر مفاعل سريع عامل
  6. مرفق اختبار التدفق السريع ، وهو مفاعل بحثي سريع كبير في موقع هانفورد

المفاعل النيوتروني السريع ، أو مفاعل الطيف السريع ، أو ببساطة المفاعل السريع، هو نوع من المفاعلات النووية التي تعتمد فيها سلسلة التفاعلات الانشطارية على النيوترونات السريعة (التي تحمل طاقات تزيد عن 1 ميغا إلكترون فولت في المتوسط)، على عكس النيوترونات الحرارية البطيئة المستخدمة في المفاعلات النيوترونية الحرارية . لا يحتاج هذا النوع من المفاعلات السريعة إلى مُعدِّل للنيوترونات ، ولكنه يتطلب وقودًا غنيًا نسبيًا بالمواد الانشطارية .

يُعدّ الطيف السريع عنصرًا أساسيًا في مفاعلات التوليد ، التي تحوّل اليورانيوم-238 عالي الوفرة إلى بلوتونيوم-239 قابل للانشطار ، دون الحاجة إلى تخصيبه . كما يؤدي ذلك إلى احتراق نووي عالٍ : إذ تتراكم العديد من النظائر العابرة لليورانيوم ، مثل الأمريسيوم والكوريوم ، في الوقود المستهلك للمفاعلات الحرارية ؛ وفي المفاعلات السريعة ، تخضع هذه النظائر لانشطار سريع ، مما يقلل من إجمالي النفايات النووية . وباعتبارها مصدرًا قويًا للنيوترونات ذات الطيف السريع ، يمكن استخدامها أيضًا لتحويل النفايات النووية الموجودة إلى نظائر قابلة للإدارة أو غير مشعة.

وتتسبب هذه الخصائص أيضًا في اعتبار المفاعلات السريعة ذات مخاطر انتشار نووي أعلى ، خاصة وأن مفاعلات التوليد تتطلب إعادة معالجة نووية ، والتي يمكن إعادة توجيهها لإنتاج البلوتونيوم المستخدم في الأسلحة .

اعتبارًا من عام 2025استخدمت جميع المفاعلات السريعة مبردًا معدنيًا سائلًا ، عادةً ما يكون مبردًا بالصوديوم أو الرصاص . [ أ ] يسمح هذا بكفاءة حرارية عالية ، دون الحاجة إلى أنظمة ضغط ، ولكنه يساهم أيضًا في ارتفاع التكاليف التاريخية والصعوبات التشغيلية.

تم بناء 13 مفاعلاً نووياً سريعاً لتوليد الطاقة النووية التجارية ، [ 1 ] إلى جانب 65 مفاعلاً بحثياً سريع الطيف بتكوينات مختلفة. [ 2 ] كان أول مفاعل سريع هو مفاعل كليمنتين التابع لمختبر لوس ألاموس الوطني ، والذي بدأ تشغيله عام 1946. أما أكبرها فكان مفاعل سوبرفينيكس في فرنسا، المصمم لتوليد 1242 ميغاواط كهربائية. وفي مبادرة الجيل الرابع ، يستخدم حوالي ثلثي المفاعلات المقترحة للمستقبل طيفاً سريعاً. [ 3 ]

عمليات الانشطار

تعمل المفاعلات السريعة عن طريق انشطار اليورانيوم وذرات ثقيلة أخرى، على غرار المفاعلات الحرارية . ومع ذلك، توجد اختلافات جوهرية، تنبع من حقيقة أن معظم المفاعلات النووية التجارية تستخدم مادة مهدئة ، بينما لا تستخدمها المفاعلات السريعة.

المهدئات في المفاعلات النووية التقليدية

يتكون اليورانيوم الطبيعي في الغالب من نظيرين :

من بين هذين الاثنين، 238لا يخضع اليورانيوم للانشطار إلا بواسطة النيوترونات السريعة. [ 4 ] يشكل اليورانيوم -235 حوالي 0.7% من اليورانيوم الطبيعي.يتفاعل اليورانيوم -235 مع النيوترونات السريعة والبطيئة (الحرارية). عند انشطار اليورانيوم، يُطلق نيوترونات عالية الطاقة ("سريعة"). مع ذلك، فإن احتمالية تسبب هذه النيوترونات السريعة في انشطار آخر أقل بكثير من احتمالية تسبب النيوترونات البطيئة في انشطار آخر مقارنةً بالنيوترونات التي تتباطأ بعد توليدها بعملية الانشطار. تزيد احتمالية تسبب النيوترونات البطيئة في انشطار اليورانيوم -235 بشكل كبير (حوالي 585 مرة).U من النيوترونات السريعة.

الحل الشائع لهذه المشكلة هو إبطاء النيوترونات باستخدام مُعدِّل للنيوترونات ، والذي يتفاعل معها لإبطائها. أكثر المُعدِّلات شيوعًا هو الماء العادي، الذي يعمل عن طريق التشتت المرن حتى تصل النيوترونات إلى حالة التوازن الحراري مع الماء (ومن هنا جاء مصطلح "النيوترون الحراري")، وعندها تصبح النيوترونات شديدة التفاعل مع النظير 235 .تشمل المواد المهدئة الأخرى الماء الثقيل والبريليوم والجرافيت . يمكن تشبيه التشتت المرن للنيوترونات بتصادم كرتين من كرات تنس الطاولة ؛ فعندما تصطدم كرة تنس طاولة سريعة بكرة ثابتة أو بطيئة الحركة، ستفقد كلتاهما حوالي نصف الطاقة الحركية الأصلية للكرة السريعة. وهذا يختلف عن اصطدام كرة تنس طاولة سريعة بكرة بولينج، حيث تحتفظ كرة تنس الطاولة بمعظم طاقتها.

من المرجح أن يتم امتصاص هذه النيوترونات الحرارية بواسطة عنصر ثقيل آخر، مثل 238يو ، 232Th أو 235في هذه الحالة، فقط الـ 235اليورانيوم لديه احتمالية عالية للانشطار.

على الرغم من 238يخضع اليورانيوم للانشطار بواسطة النيوترونات السريعة المنبعثة في الانشطار في حوالي 11% من الحالات، وهذا وحده لا يكفي لاستمرار التفاعل المتسلسل. النيوترونات الناتجة عن انشطار 238يمتلك اليورانيوم طاقات أقل من طاقة النيوترون الأصلي، وعادةً ما تكون أقل من 1 ميغا إلكترون فولت، وهو عتبة الانشطار اللازمة لإحداث انشطار لاحق لليورانيوم 238يو ، لذا انشطار 238لا يُساهم اليورانيوم في حدوث تفاعل نووي متسلسل. فعندما يصطدم بالنيوترونات الحرارية (أي النيوترونات التي تم إبطاؤها بواسطة مهدئ)، يمكن التقاط النيوترون بواسطة النظير 238.نواة اليورانيوم لتحويل اليورانيوم إلى 239اليورانيوم الذي يتحلل بسرعة إلى 239النبتونيوم الذي يتحلل بدوره إلى 239بو . 239يمتلك البلوتونيوم مقطعًا عرضيًا للنيوترونات الحرارية أكبر من ذلك الخاص بالنظير 235يو .

حوالي 73% من الـ 239سيخضع البلوتونيوم المُنتَج بهذه الطريقة للانشطار نتيجة امتصاصه نيوترونًا حراريًا، بينما يمتص الجزء المتبقي منه (27%) نيوترونًا حراريًا دون أن يخضع للانشطار، مما يُنتج 240البلوتونيوم -240 ، الذي نادرًا ما ينشطر بالنيوترونات الحرارية. وعندما يمتص البلوتونيوم-240 بدوره نيوترونًا حراريًا، يتحول إلى نظير أثقل هو البلوتونيوم -241.البلوتونيوم، وهو قابل للانشطار أيضاً بالنيوترونات الحرارية، قريب جداً في احتمالية الانشطار من البلوتونيوم-239. في مفاعل الطيف السريع، تتمتع جميع النظائر الثلاثة باحتمالية عالية للانشطار عند امتصاص نيوترون عالي الطاقة، مما يحد من تراكمها في الوقود.

تؤدي هذه التأثيرات مجتمعةً إلى وجود العناصر العابرة لليورانيوم في المفاعلات المُهدَّأة . هذه النظائر غير مستقرة، وتخضع لتحلل بيتا لتكوين عناصر أثقل، مثل الأمريسيوم والكوريوم . لذا ، في المفاعلات المُهدَّأة، لا تنشطر نظائر البلوتونيوم في كثير من الأحيان (وبالتالي لا تُطلق نيوترونات سريعة جديدة)، بل تمتص النيوترونات الحرارية. تستخدم معظم المفاعلات المُهدَّأة اليورانيوم الطبيعي أو وقودًا منخفض التخصيب . مع استمرار إنتاج الطاقة، أي بعد حوالي 12-18 شهرًا من التشغيل المستقر في جميع المفاعلات المُهدَّأة، يستهلك المفاعل كمية من المواد القابلة للانشطار تفوق ما يُنتجه، ويتراكم فيه نواتج الانشطار الماصة للنيوترونات، مما يُصعِّب استدامة عملية الانشطار. وعند استهلاك كمية كبيرة من الوقود، يجب إعادة تزويد المفاعل بالوقود.

عيوب استخدام الماء الخفيف كمهدئ في المفاعلات النووية التقليدية

أدت العيوب التالية لاستخدام المهدئ إلى تحفيز البحث والتطوير في مجال المفاعلات السريعة. [ 5 ]

على الرغم من رخص ثمن الماء الخفيف وتوفره وسهولة تنقيته، إلا أنه قادر على امتصاص النيوترون وإزالته من التفاعل. ويفعل ذلك بدرجة كافية بحيث يصبح تركيز 235نسبة اليورانيوم في اليورانيوم الطبيعي منخفضة جدًا بحيث لا تكفي لاستمرار التفاعل المتسلسل؛ وتُفقد النيوترونات من خلال امتصاصها في الماء و 238يؤدي فقدان اليورانيوم ، بالإضافة إلى ما يفقده في البيئة، إلى انخفاض الكمية المتبقية في الوقود. والحل الأكثر شيوعًا لهذه المشكلة هو تركيز كمية اليورانيوم 235.يُستخدم اليورانيوم في الوقود لإنتاج اليورانيوم المخصب ، مع النظير المتبقي 238يُعرف باسم اليورانيوم المنضب .

تستخدم تصاميم أخرى للمفاعلات الحرارية النيوترونية مواد مهدئة مختلفة، مثل الماء الثقيل أو الجرافيت ، وهي أقل قدرة على امتصاص النيوترونات، مما يسمح بتشغيلها بوقود اليورانيوم الطبيعي. انظر مفاعل كاندو ، مفاعل الجرافيت X-10 . في كلتا الحالتين، يعتمد اقتصاد النيوترونات في المفاعل على النيوترونات الحرارية .

من عيوب استخدام الماء للتبريد انخفاض درجة غليانه نسبيًا. تعتمد غالبية محطات توليد الكهرباء على التوربينات البخارية ، التي تزداد كفاءتها مع ارتفاع ضغط البخار (وبالتالي درجة حرارته). لذا، يحتاج المفاعل النووي المبرد والمُهدّأ بالماء إلى العمل تحت ضغوط عالية لإنتاج الكهرباء بكفاءة. ولهذا السبب، تُبنى هذه المفاعلات باستخدام أوعية فولاذية ثقيلة جدًا،  بسماكة تصل إلى 30 سم (12 بوصة) على سبيل المثال. يُضيف هذا التشغيل تحت ضغط عالٍ تعقيدًا لتصميم المفاعل، ويتطلب تدابير أمان مادية شاملة. تُبرّد غالبية المفاعلات النووية في العالم وتُهدّأ بالماء، ومن أمثلتها مفاعلات الماء المضغوط ( PWR) ومفاعلات الماء المغلي ( BWR ) ومفاعلات كاندو (CANDU) . في روسيا والمملكة المتحدة، تعمل مفاعلات تستخدم الجرافيت كمُهدّئ، حيث يكون الماء هو المُبرّد في المفاعلات الروسية، والغاز في المفاعلات البريطانية.

بما أن درجة حرارة وضغط التشغيل في هذه المفاعلات يخضعان لقيود هندسية وأخرى تتعلق بالسلامة، فإنهما محدودان. وبالتالي، فإن درجات الحرارة والضغوط التي يمكن توفيرها لتوربين البخار محدودة أيضاً. تبلغ درجات حرارة الماء النموذجية في مفاعل الماء المضغوط الحديث حوالي 350 درجة مئوية (660 درجة فهرنهايت) ، مع ضغوط تقارب 85 بار (1233 رطل لكل بوصة مربعة). بالمقارنة مع دوائر البخار الحديثة التي تعمل بالفحم، حيث تتجاوز درجات حرارة البخار الرئيسية 500 درجة مئوية (930 درجة فهرنهايت) ، فإن هذه النسبة منخفضة، مما يؤدي إلى كفاءة حرارية منخفضة نسبياً . في مفاعل الماء المضغوط الحديث، يتم تحويل حوالي 30-33% من الحرارة النووية إلى كهرباء.     

ثمة عيب ثالث يتمثل في أنه عند إيقاف تشغيل أي مفاعل نووي بعد انتهاء عملية التشغيل، يتوقف الوقود الموجود داخله عن الخضوع لعمليات الانشطار. ومع ذلك، يوجد مخزون من العناصر المشعة للغاية، بعضها يُولّد كميات كبيرة من الحرارة. إذا تعرضت عناصر الوقود للإشعاع (أي في حال عدم وجود ماء لتبريدها)، فلن تُزال هذه الحرارة. سيبدأ الوقود حينها بالتسخين، وقد تتجاوز درجات الحرارة درجة انصهار غلاف الزركونيوم . عندئذٍ، تنصهر عناصر الوقود، ويحدث انصهار نووي، كما حدث في كارثة فوكوشيما . عندما يكون المفاعل في وضع الإيقاف، تنخفض درجة الحرارة والضغط تدريجيًا إلى الضغط الجوي، وبالتالي يغلي الماء عند 100 درجة مئوية (210 درجة فهرنهايت) . هذه الدرجة المنخفضة نسبيًا، بالإضافة إلى سُمك الأوعية الفولاذية المستخدمة، قد تؤدي إلى مشاكل في تبريد الوقود، كما ظهر في حادثة فوكوشيما.  

وأخيرًا، ينتج عن انشطار اليورانيوم والبلوتونيوم في الطيف الحراري عدد أقل من النيوترونات مقارنة بالطيف السريع، لذلك في المفاعل السريع، تكون الخسائر الأكبر مقبولة.

تعمل المفاعلات السريعة المقترحة على حل جميع هذه المشاكل (إلى جانب خصائص الانشطار الأساسية، حيث يكون البلوتونيوم-239 على سبيل المثال أكثر عرضة للانشطار بعد امتصاص نيوترون سريع، مقارنة بنيوترون بطيء).

الانشطار السريع والتكاثر

على الرغم من 235يو و 239على الرغم من أن البلوتونيوم يتمتع بمقطع عرضي منخفض لالتقاط النيوترونات ذات الطاقة العالية، إلا أنه يظل نشطًا حتى في نطاق طاقة الميغا إلكترون فولت. إذا كانت كثافة 235يو أو 239إذا كان البلوتونيوم كافيًا، فسيتم الوصول إلى عتبة يكون فيها عدد الذرات الانشطارية في الوقود كافيًا للحفاظ على تفاعل متسلسل مع النيوترونات السريعة. في الواقع، في الطيف السريع، عندما 238عندما يلتقط اليورانيوم نيوترونًا سريعًا، فإنه سيخضع أيضًا للانشطار في حوالي 11٪ من الوقت، أما باقي عمليات الالتقاط فهي "إشعاعية" وتدخل في سلسلة التحلل إلى البلوتونيوم-239.

والأهم من ذلك، عندما يعمل المفاعل بالنيوترونات السريعة، فإن 239من المرجح أن ينشطر نظير البلوتونيوم بنسبة 74% من الوقت بدلاً من 62% من حالات الانشطار عند التقاطه نيوترونًا حراريًا. بالإضافة إلى ذلك، فإن احتمال حدوث انشطار 240تبلغ نسبة انشطار ذرة البلوتونيوم عند امتصاصها نيوترونًا سريعًا 70%، بينما تقل هذه النسبة عن 20% عند امتصاصها نيوترونًا حراريًا. تقل احتمالية امتصاص اليورانيوم والبلوتونيوم للنيوترونات السريعة، ولكن عند امتصاصها، تزداد احتمالية تسببها في الانشطار بشكل ملحوظ. لذا، لا يحتوي مخزون وقود المفاعلات السريعة المستهلكة عمليًا على أي أكتينيدات باستثناء اليورانيوم والبلوتونيوم، اللذين يمكن إعادة تدويرهما بكفاءة. حتى عند تحميل قلب المفاعل مبدئيًا بنسبة 20% من كتلة البلوتونيوم المستخدم في المفاعلات (يحتوي في المتوسط ​​على 2% من نظير اليورانيوم -238).Pu ، 53% 239Pu ، 25% 240Pu ، 15% 241Pu ، 5% 242البلوتونيوم وآثار من 244البلوتونيوم (Pu )، حيث تستطيع النيوترونات ذات الطيف السريع إحداث انشطار لكل من هذه العناصر بمعدلات كبيرة. وبحلول نهاية دورة وقود تبلغ حوالي 24 شهرًا، ستتغير هذه النسب بزيادة قدرها 239نسبة البلوتونيوم إلى أكثر من 80% بينما ستنخفض جميع نظائر البلوتونيوم الأخرى بنسبة أقل.

بإزالة المهدئ، يمكن تقليل حجم قلب المفاعل بشكل كبير، وإلى حد ما تقليل التعقيد. كما في 239البلوتونيوم ، وخاصة 240نظرًا لأن البلوتونيوم أكثر عرضة للانشطار عند التقاطه نيوترونًا سريعًا، فمن الممكن تزويد هذه المفاعلات بالوقود باستخدام خليط من البلوتونيوم واليورانيوم الطبيعي، أو باستخدام مواد مخصبة تحتوي على حوالي 20% من اليورانيوم -235.كما تم إجراء تجارب تشغيلية في مرافق مختلفة باستخدام 233U و 232Th . اليورانيوم الطبيعي (معظمه 238)سيتم تحويل U إلى 239أما في حالة 232233​​U هو الناتج. وبما أن الوقود الجديد يتكون أثناء التشغيل، تُسمى هذه العملية بالتوليد. [ 6 ] يمكن استخدام جميع المفاعلات السريعة للتوليد، أو من خلال اختيار المواد بعناية في قلب المفاعل وإزالة الغطاء الواقي، يمكن تشغيلها للحفاظ على نفس مستوى المواد الانشطارية دون إنتاج أي مواد زائدة. تُسمى هذه العملية بالتحويل لأنها تحول المواد الخصبة إلى وقود انشطاري بنسبة 1:1. من خلال إحاطة قلب المفاعل بغطاء من 238يو أو 232th الذي يلتقط النيوترونات الزائدة، فإن النيوترونات الزائدة تولد المزيد 239البلوتونيوم أو 233على التوالي.

يمكن بعد ذلك معالجة مادة الغطاء لاستخلاص المادة الانشطارية الجديدة، والتي يمكن مزجها مع اليورانيوم المستنفد لإنتاج وقود MOX ، أو مزجها مع وقود اليورانيوم المخصب قليلاً لتكوين وقود REMIX ، وكلاهما يُستخدم في مفاعلات النيوترونات البطيئة التقليدية. كما يمكن مزجها بنسبة أعلى تتراوح بين 17 و19.75% من الوقود الانشطاري لقلوب المفاعلات السريعة. وبذلك، يستطيع مفاعل سريع واحد تزويد نفسه بالوقود بشكل مستمر، بالإضافة إلى تغذية عدة مفاعلات حرارية، مما يزيد بشكل كبير من كمية الطاقة المستخرجة من اليورانيوم الطبيعي. ويُمكن نظرياً أن يُنتج التكوين الأكثر فعالية للمفاعل المُولِّد 14239تستهلك المفاعلات السريعة في العالم الحقيقي 14 نواة من البلوتونيوم مقابل كل 10 نوى من الأكتينيدات المستهلكة، إلا أن النسبة الفعلية بلغت 12:10، مما ينتج عنه زيادة في المواد الانشطارية بنسبة 20% مقارنةً ببداية الدورة. [ 7 ] يُستهلك أقل من 1% من إجمالي اليورانيوم المستخرج في دورة حرارية أحادية المرور ، بينما ينشطر ما يصل إلى 60% من اليورانيوم الطبيعي في أفضل دورات المفاعلات السريعة الحالية.

بالنظر إلى المخزون الحالي من الوقود النووي المستهلك (الذي يحتوي على بلوتونيوم من الدرجة المستخدمة في المفاعلات)، فمن الممكن معالجة هذه المواد من الوقود المستهلك وإعادة استخدام نظائر الأكتينيدات كوقود في عدد كبير من المفاعلات السريعة. وهذا يستهلك بشكل فعال نظير 237Np ، بلوتونيوم من الدرجة المستخدمة في المفاعلات ، 241صباحًا ، و 244سم . لا تزال كميات هائلة من الطاقة موجودة في مخزونات وقود المفاعلات المستهلكة؛ إذا تم استخدام أنواع المفاعلات السريعة لاستخدام هذه المادة، فيمكن استخراج تلك الطاقة لأغراض مفيدة.

إعادة تدوير النفايات

يمكن لمفاعلات النيوترونات السريعة أن تقلل من السمية الإشعاعية للنفايات النووية. سينتج عن كل مفاعل تجاري ما يزيد قليلاً عن طن من نواتج الانشطار سنوياً، بالإضافة إلى كميات ضئيلة من العناصر العابرة لليورانيوم إذا أمكن إعادة تدوير المكونات الأكثر إشعاعاً. ينبغي تخزين النفايات المتبقية لمدة 500 عام تقريباً. [ 8 ]

مع النيوترونات السريعة، تكون نسبة انشطار النيوترونات وامتصاصها بواسطة البلوتونيوم والأكتينيدات الثانوية أكبر في الغالب مما هي عليه عندما تكون النيوترونات أبطأ، أي عند سرعات حرارية أو شبه حرارية "فوق حرارية". ببساطة، تقل احتمالية امتصاص البلوتونيوم أو اليورانيوم للنيوترونات السريعة، ولكن عندما يحدث ذلك، فإنها تتسبب دائمًا تقريبًا في حدوث انشطار. الأكتينيدات ذات الأعداد الزوجية المتحولة (مثل 240)بو ، 242ينشطر البلوتونيوم (Pu ) بسهولة تقارب سهولة انشطار الأكتينيدات ذات الأعداد الفردية في المفاعلات السريعة. بعد انشطارها، تتحول الأكتينيدات إلى زوج من " نواتج الانشطار ". تتميز هذه العناصر بانخفاض سميتها الإشعاعية الإجمالية. ونظرًا لأن التخلص من نواتج الانشطار يغلب عليه أكثرها سمية إشعاعية ، وهما السترونتيوم -90 (الذي يبلغ عمر النصف له 28.8 سنة) والسيزيوم-137 (الذي يبلغ عمر النصف له 30.1 سنة)، [ 8 ] فإن النتيجة هي تقليص عمر النفايات النووية من عشرات آلاف السنين (من النظائر العابرة لليورانيوم) إلى بضعة قرون. لا تخلو هذه العمليات من بعض العيوب، ولكن نسبة النظائر العابرة لليورانيوم المتبقية من مشكلة كبيرة إلى نسبة ضئيلة من إجمالي النفايات، لأن معظمها قابل للاستخدام كوقود.

تُقدّم المفاعلات السريعة حلاً تقنياً لمشكلة "نقص الوقود" التي تُعارض استخدام المفاعلات التي تعمل باليورانيوم، دون الحاجة إلى افتراض وجود احتياطيات غير مكتشفة، أو استخراجها من مصادر مخففة كالجرانيت أو مياه البحر. فهي تُتيح إنتاج الوقود النووي من جميع الأكتينيدات تقريباً، بما في ذلك المصادر المعروفة والوفيرة لليورانيوم والثوريوم المُستنفدين ، ونفايات مفاعلات الماء الخفيف. في المتوسط، تُنتج النيوترونات السريعة عدداً أكبر من النيوترونات لكل انشطار مقارنةً بالنيوترونات الحرارية . ينتج عن ذلك فائض كبير من النيوترونات يتجاوز الكمية اللازمة لاستمرار التفاعل المتسلسل. يُمكن استخدام هذه النيوترونات لإنتاج وقود إضافي، أو لتحويل النفايات ذات عمر النصف الطويل إلى نظائر أقل إشكالية، كما حدث في مفاعل فينيكس في ماركول ، فرنسا ، أو يُمكن استخدام بعضها لكلا الغرضين. على الرغم من أن المفاعلات الحرارية التقليدية تُنتج أيضاً فائضاً من النيوترونات، إلا أن المفاعلات السريعة قادرة على إنتاج كمية كافية منها لإنتاج وقود يفوق ما تستهلكه. تُعرف هذه التصاميم باسم مفاعلات التوليد السريع . [ 5 ]

يحتوي الوقود المستهلك من المفاعلات المُهدَّأة بالماء على العديد من نظائر البلوتونيوم، إلى جانب العناصر الأثقل العابرة لليورانيوم. ويمكن استخدام إعادة المعالجة النووية ، وهي سلسلة معقدة من عمليات الاستخلاص الكيميائي، تعتمد في معظمها على عملية PUREX ، لاستخلاص اليورانيوم غير المُتغير، ونواتج الانشطار ، والبلوتونيوم، والعناصر الأثقل. [ 9 ] ويمكن تقسيم هذه النفايات إلى فئات: 1) اليورانيوم-238 غير المُتغير ، الذي يُمثل الجزء الأكبر من المادة ويتميز بنشاط إشعاعي منخفض للغاية، 2) مجموعة من نواتج الانشطار ، و3) العناصر العابرة لليورانيوم .

سائل التبريد

تُنتج جميع المفاعلات النووية حرارةً يجب إزالتها من قلب المفاعل. الماء ، وهو أكثر المبردات شيوعاً في المفاعلات الحرارية ، غير مناسب عموماً للمفاعلات السريعة، لأنه يعمل كمهدئ فعال للنيوترونات . [ 6 ]

جميع المفاعلات السريعة العاملة هي مفاعلات مبردة بالمعادن السائلة ، وتستخدم الصوديوم أو الرصاص أو خليط الرصاص والبزموت كمبردات. [ 10 ] استخدم مفاعل كليمنتين المبكر الزئبق كمبرد ووقودًا من معدن البلوتونيوم . إضافةً إلى سميته للإنسان، يتميز الزئبق بمقطع عرضي عالٍ لالتقاط النيوترونات (وبالتالي، يمتصها بسهولة، مما يُسبب تفاعلات نووية) لتفاعل (ن، غاما)، مما يؤدي إلى تنشيط في المبرد وفقدان النيوترونات التي كان من الممكن امتصاصها في الوقود، ولهذا السبب لم يعد يُعتبر مفيدًا كمبرد.

طورت روسيا مفاعلات تستخدم الرصاص المنصهر وسبائك الرصاص والبزموت اليوتكتيكية ، والتي استُخدمت على نطاق واسع في وحدات الدفع البحرية، ولا سيما في الغواصة السوفيتية من فئة ألفا ، بالإضافة إلى بعض المفاعلات النموذجية. وتُعد سبيكة الصوديوم والبوتاسيوم (NaK) شائعة الاستخدام في المفاعلات التجريبية نظرًا لانخفاض درجة انصهارها .

من بين المفاعلات السريعة المقترحة الأخرى مفاعل الملح المنصهر ، حيث تكون خصائص الملح المهدئ ضئيلة. وتُعدّ تركيبة الملح المستخدمة بالغة الأهمية، إذ إن بعض التركيبات فعّالة كمهدئات بينما لا تُعدّ تركيبات أخرى كذلك. [ 11 ]

تُعدّ المفاعلات السريعة المبردة بالغاز موضوعًا للعديد من الأبحاث التي تستخدم الهيليوم، الذي يتميز بانخفاض مقطع امتصاصه وتشتيته، مما يحافظ على طيف النيوترونات السريعة دون امتصاص ملحوظ للنيوترونات في سائل التبريد. كما اقتُرح استخدام النيتروجين-15 النقي كغاز تبريد نظرًا لشيوعه مقارنةً بالهيليوم، فضلًا عن انخفاض مقطع امتصاص النيوترونات فيه. [ 12 ] [ 13 ]

مع ذلك، استخدمت جميع المفاعلات السريعة واسعة النطاق مبردات من المعادن المنصهرة. وتتمثل مزايا المعادن المنصهرة في انخفاض تكلفتها، وانخفاض جهد التنشيط، واتساع نطاق سيولتها. وهذا يعني أن المادة تتميز بانخفاض درجة انصهارها وارتفاع درجة غليانها. ومن أمثلة هذه المفاعلات المفاعل السريع المبرد بالصوديوم ، والذي لا يزال قيد التطوير عالميًا. وتشغل روسيا حاليًا مفاعلين من هذا النوع على نطاق تجاري. إضافةً إلى ذلك، تمتلك روسيا خبرة تقارب ثمانين عامًا في مجال المفاعلات، وتحديدًا المفاعل السريع المبرد بالرصاص، والذي يحظى باهتمام متزايد.

وقود

عمليًا، يتطلب الحفاظ على تفاعل الانشطار المتسلسل باستخدام النيوترونات السريعة استخدام اليورانيوم أو البلوتونيوم المخصب نسبيًا . والسبب في ذلك هو أن التفاعلات الانشطارية تُفضل عند الطاقات الحرارية، نظرًا لأن النسبة بين 239المقطع العرضي لانشطار البلوتونيوم و 238يبلغ مقطع امتصاص اليورانيوم حوالي 100 في الطيف الحراري و8 في الطيف السريع. أما مقاطع الانشطار والامتصاص فهي منخفضة لكلا النوعين 239.البلوتونيوم و 238يُنتج اليورانيوم ذو الطاقات العالية (السريعة) كميات أكبر من اليورانيوم، مما يعني أن النيوترونات السريعة أكثر عرضة للمرور عبر الوقود دون تفاعل مقارنةً بالنيوترونات الحرارية؛ وبالتالي، يلزم استخدام كمية أكبر من المواد الانشطارية. لذلك، لا يمكن تشغيل المفاعل السريع بوقود اليورانيوم الطبيعي . مع ذلك، من الممكن بناء مفاعل سريع يُنتج وقودًا أكثر مما يستهلك. بعد شحن الوقود الأولي، يمكن إعادة تزويد هذا المفاعل بالوقود عن طريق إعادة المعالجة . ويمكن استبدال نواتج الانشطار بإضافة اليورانيوم الطبيعي أو حتى اليورانيوم المستنفد دون الحاجة إلى مزيد من التخصيب. هذا هو مفهوم مفاعل التوليد السريع (FBR).

حتى الآن، استخدمت معظم مفاعلات النيوترونات السريعة إما وقود أكسيد مختلط ( MOX ) أو وقود سبائك معدنية . استخدمت مفاعلات النيوترونات السريعة السوفيتية ( 235)في البداية، تم استخدام وقود اليورانيوم المخصب (U )، ثم في عام 2022 تم التحول إلى استخدام MOX. [ 14 ] يستخدم المفاعل الهندي النموذجي وقود كربيد اليورانيوم.

بينما يمكن تحقيق الحالة الحرجة عند الطاقات السريعة باستخدام اليورانيوم المخصب بنسبة 5.5% (وزنًا) 235تم اقتراح تصميمات للمفاعلات السريعة مع تخصيب بنسبة 20% لأسباب منها عمر قلب المفاعل: فإذا تم تحميل المفاعل السريع بالحد الأدنى من الكتلة الحرجة، فسيصبح دون الحرج بعد الانشطار الأول. بدلاً من ذلك، يتم إدخال كمية زائدة من الوقود مع آليات للتحكم في التفاعل، بحيث يتم تفعيل التحكم في التفاعل بالكامل في بداية عمر المفاعل لنقله من فوق الحرج إلى الحرج؛ ومع استنفاد الوقود، يتم إيقاف التحكم في التفاعل لدعم استمرار الانشطار. في مفاعل التوليد السريع ، ينطبق ما سبق، على الرغم من أن التفاعل الناتج عن استنفاد الوقود يتم تعويضه أيضًا عن طريق توليد النظير 233.يو أو 239البلوتونيوم و 241البلوتونيوم من 232Th أو 238على التوالي. تستخدم بعض التصاميم مواد سامة قابلة للاحتراق، تُعرف أيضًا باسم مواد امتصاص قابلة للاحتراق، والتي تحتوي على نظائر ذات مقاطع عرضية عالية لالتقاط النيوترونات. مركز 10البورون أو 155الغادولينيوم و 157يُستخدم الغادولينيوم الطبيعي عادةً لهذا الغرض. فعندما تمتص هذه النظائر النيوترونات الزائدة، تتحول إلى نظائر ذات مقاطع امتصاص منخفضة، بحيث يتم التخلص منها تدريجيًا خلال دورة الوقود النووي مع ازدياد نواتج الانشطار ذات مقاطع الامتصاص العالية. وهذا يُسهّل التحكم في معدل التفاعل في قلب المفاعل عند بدء التشغيل بوقود جديد. [ 15 ]

يتحكم

مثل المفاعلات الحرارية، يتم التحكم في مفاعلات النيوترونات السريعة من خلال الحفاظ على حرجية المفاعل معتمدة على النيوترونات المتأخرة ، مع تحكم إجمالي من قضبان أو شفرات التحكم الممتصة للنيوترونات.

لكن لا يمكنهم الاعتماد على تغييرات في المهدئات لعدم وجود مهدئ أصلاً. لذا، فإن توسيع دوبلر في المهدئ، الذي يؤثر على النيوترونات الحرارية ، لا يُجدي نفعاً، وكذلك معامل الفراغ السالب للمهدئ. وكلا التقنيتين شائعتان في مفاعلات الماء الخفيف العادية .

يمكن أن يوفر اتساع دوبلر الناتج عن الحركة الجزيئية للوقود، بفعل حرارته، تغذية راجعة سلبية سريعة. كما يمكن للحركة الجزيئية للمواد الانشطارية نفسها أن تُغير السرعة النسبية للوقود بعيدًا عن سرعة النيوترونات المثلى. ويمكن أن يوفر التمدد الحراري للوقود تغذية راجعة سلبية أيضًا. وقد تستخدم المفاعلات الصغيرة، كما في الغواصات، اتساع دوبلر أو التمدد الحراري لعواكس النيوترونات.

موارد

نظراً لانخفاض تقدير احتياطيات خام اليورانيوم في ستينيات القرن الماضي، وتوقعات هيمنة الطاقة النووية على توليد الطاقة الأساسية ، فقد اعتُبرت مفاعلات التوليد السريع خلال الستينيات والسبعينيات من القرن الماضي الحل الأمثل لتلبية احتياجات العالم من الطاقة. وباستخدام معالجة مزدوجة، تزيد مفاعلات التوليد السريع من الطاقة الكامنة في رواسب الخام المعروفة، مما يعني أن مصادر الخام الحالية ستدوم لمئات السنين. لكن يعيب هذا النهج ضرورة تغذية مفاعل التوليد بوقود يُعالج في محطة معالجة الوقود المستهلك. وكان من المتوقع على نطاق واسع أن يظل سعر هذا الوقود أقل من سعر اليورانيوم المخصب مع ازدياد الطلب وتناقص الموارد المعروفة.

خلال سبعينيات القرن العشرين، خضعت تصاميم المفاعلات النووية التجريبية للدراسة، لا سيما في الولايات المتحدة وفرنسا والاتحاد السوفيتي. إلا أن ذلك تزامن مع انهيار أسعار اليورانيوم. ودفع الطلب المتزايد المتوقع شركات التعدين إلى توسيع قنوات الإمداد، التي دخلت حيز التشغيل بالتزامن مع توقف وتيرة بناء المفاعلات في منتصف سبعينيات القرن العشرين. وتسبب فائض العرض الناتج في انخفاض أسعار الوقود من حوالي 40 دولارًا أمريكيًا للرطل الواحد عام 1980 إلى أقل من 20 دولارًا بحلول عام 1984. وكانت المفاعلات النووية تنتج وقودًا أغلى بكثير، يتراوح سعره بين 100 و160 دولارًا، وثبت أن الوحدات القليلة التي وصلت إلى مرحلة التشغيل التجاري غير مجدية اقتصاديًا.

المزايا

تُعتبر المفاعلات السريعة تطورًا أساسيًا نظرًا لمزاياها العديدة مقارنةً بالتصاميم المعتدلة. [ 16 ] يُعد المفاعل السريع المبرد بالصوديوم أكثر أنواع المفاعلات السريعة دراسةً وبناءً. سيتم مناقشة بعض مزايا هذا التصميم أدناه؛ كما تتمتع تصاميم أخرى، مثل المفاعل السريع المبرد بالرصاص ومفاعل الملح المنصهر السريع (FMSR) [ 17 ] ، بمزايا مماثلة.

  • ينتج عن حدث الانشطار عدد من النيوترونات يفوق ما ينتج في المفاعل الحراري. وهذا يمنح مرونة ويسمح بتوليد اليورانيوم أو الثوريوم.
  • كما 238إن امتصاص اليورانيوم لنيوترون سريع لديه احتمال بنسبة 11٪ لحدوث انشطار، وتحدث نسبة كبيرة من أحداث الانشطار في المفاعل مع هذا النظير.
  • يوجد توازن دقيق بين إنتاج النيوترونات من الانشطار النووي من جهة، والعمليات العديدة التي تُزيلها من المعادلة من جهة أخرى. إذا ارتفعت درجة الحرارة في المفاعل السريع، فسيكون لذلك تأثيران:
    1. اتساع طيف النيوترونات بفعل تأثير دوبلر ، و
    2. زيادة طفيفة جداً في الحجم المادي لقلب المفاعل.
يعمل هذان التأثيران على تقليل التفاعل لأنه يسمح لمزيد من النيوترونات بالهروب من القلب، كما تم توضيحه في عرض توضيحي في EBR-II في عام 1986. [ 18 ] في هذا الاختبار، تم امتصاص الحرارة الإضافية بسهولة بواسطة الحجم الكبير من الصوديوم السائل، وأغلق المفاعل نفسه، دون تدخل المشغل.
  • نظرًا لأن درجة غليان الصوديوم تبلغ 883 درجة مئوية (1600 درجة فهرنهايت) ، ودرجة غليان الرصاص 1749 درجة مئوية (3200 درجة فهرنهايت)، بينما تعمل المفاعلات عادةً عند درجات حرارة تتراوح بين 500 درجة مئوية (930 درجة فهرنهايت) و 550 درجة مئوية (1000 درجة فهرنهايت) ، فهناك هامش كبير تبقى فيه المعادن سائلة، ويمكن امتصاص الزيادات الحرارية بسهولة دون أي زيادة في الضغط. أما بالنسبة لأملاح الكلوريد المستخدمة عادةً في تصميمات مفاعلات الملح المنصهر السريع، فإن درجة غليان كلوريد الصوديوم تبلغ 1465 درجة مئوية (2700 درجة فهرنهايت) [ 19 ].          
  • نظرًا لعدم وجود ماء في قلب المفاعل عند درجات الحرارة العالية، يكون ضغط المفاعل عمليًا عند الضغط الجوي. في أغلب الأحيان، تُستخدم طبقة من الغاز الخامل بضغط معتدل (مثل 0.5 ضغط جوي) لضمان انتقال أي تسرب إلى خارج المفاعل. هذا يعني عدم وجود وعاء ضغط وما يصاحبه من مشاكل (أنظمة الضغط العالي معقدة)، كما أن التسرب من المفاعل لن يُطلق تيارات عالية الضغط.
  • بما أن الوعاء بأكمله تحت الضغط الجوي، والصوديوم شديد السخونة، ويمكن السماح له بالبقاء عند هذه الدرجات حتى في حالة الإيقاف، فإن التبريد السلبي (أي عدم الحاجة إلى ضخ) بالهواء ممكن. وبذلك، يصبح وقوع حوادث مثل حادثة فوكوشيما دايتشي النووية [ 20 ] مستحيلاً مع هذا التصميم.
  • تسمح درجة الحرارة المرتفعة للمعدن السائل أو الملح، وبالتالي درجة الحرارة المرتفعة للبخار الناتج عن هذا المبرد، بزيادة كبيرة في كفاءة توليد الكهرباء (حوالي 40% كفاءة حرارية، مقابل 30%). [ 21 ]
  • تتمتع هذه المفاعلات بالقدرة على تقليل تدفقات النفايات الناتجة عن الطاقة النووية بشكل كبير، وفي الوقت نفسه زيادة استخدام الوقود بشكل كبير.

العيوب

بما أن معظم المفاعلات السريعة حتى الآن كانت إما مبردة بالصوديوم أو الرصاص أو الرصاص والبزموت، فإن عيوب هذه الأنظمة موصوفة هنا.

  • نتيجةً لتشغيل المفاعلات بالنيوترونات السريعة، تتحدد فعالية قلب المفاعل بهذه النيوترونات، على عكس المفاعلات المُهدَّأة. في المفاعلات المُهدَّأة، يُتحكَّم في الفعالية بشكل كبير من خلال النيوترونات المتأخرة ، مما يتيح وقتًا للمشغلين أو الحواسيب لضبط الفعالية. ولأن النيوترونات المتأخرة لا تلعب دورًا يُذكر في المفاعلات السريعة، فإن آليات أخرى ضرورية للتحكم في الفعالية على المدى القصير جدًا (خلال ثانية واحدة مثلًا)، وهي التمدد الحراري وتوسيع دوبلر. أما الفعالية على المدى الطويل فتُتحكَّم بها من خلال قضبان التحكم المملوءة بمادة ماصة للنيوترونات.
  • بما أن المفاعل بأكمله مملوء بكميات كبيرة من المعدن المنصهر، فإن عملية إعادة التزويد بالوقود ليست بالأمر الهين، إذ لا تُجدي الأدوات البصرية (الكاميرات وغيرها) نفعاً. لذا، يلزم استخدام أدوات روبوتية باهظة الثمن، ومعايرة بدقة، ومثبتة في مواقعها الصحيحة لإتمام عملية إعادة التزويد بالوقود. كما أن إزالة عناصر الوقود بالكامل من المفاعل ليست بالأمر السهل.
  • نظراً لأن المفاعل بأكمله مملوء بمعدن ذي درجة انصهار أعلى بكثير من درجة حرارة الغرفة، فإنه يجب تسخين جميع الأنابيب والمبادلات الحرارية وحجم المفاعل بالكامل كهربائياً قبل بدء أي عملية نووية. ومع ذلك، بمجرد أن يبدأ المفاعل بإنتاج الحرارة، يصبح هذا الأمر غير ذي أهمية.
  • حتى الآن، أثبتت معظم أنواع المفاعلات السريعة ارتفاع تكلفة بنائها وتشغيلها، وعدم قدرتها على منافسة مفاعلات النيوترونات الحرارية إلا في حال ارتفاع سعر اليورانيوم بشكل كبير أو انخفاض تكاليف البناء. ويُعتقد أنه بالنظر إلى صعوبة التخلص من النفايات النووية، ستكون هذه المفاعلات ضرورية. ومع ارتفاع تكاليف بناء المفاعلات المعتدلة (من بين أمور أخرى) نتيجة لآليات السلامة الأكثر صرامة، قد يُحسّن ذلك الجدوى الاقتصادية للمفاعلات السريعة.
  • يُستخدم الصوديوم غالبًا كمبرد في المفاعلات السريعة، نظرًا لقلة تأثيره على سرعة النيوترونات وسعة حرارته العالية. مع ذلك، يحترق الصوديوم ويُكوّن رغوة في الهواء، مع ضرورة التمييز بين تفاعل احتراق الصوديوم في الهواء والتفاعل العنيف للغاية بين الصوديوم والماء. قد تشتعل تسريبات الصوديوم عند تعرضها للهواء، مما يُسبب مشاكل في مفاعلات مثل الغواصة الأمريكية سي وولف (SSN-575) ومفاعل مونجو .
عملت بعض المفاعلات السريعة المبردة بالصوديوم بأمان لفترات طويلة (لا سيما مفاعلي فينيكس وإي بي آر-2 لمدة 30 عامًا، ومفاعلي بي إن-600 وبي إن-800 اللذين يعملان منذ عامي 1980 و2016 على التوالي)، على الرغم من بعض التسريبات والحرائق الطفيفة. ولا تُطلق تسريبات الصوديوم (وربما الحرائق) عناصر مشعة، لأن المفاعلات السريعة المبردة بالصوديوم مصممة دائمًا بنظام ذي حلقتين.
  • نظرًا لأن المعادن السائلة الأخرى غير الليثيوم والبريليوم تتمتع بقدرة منخفضة على التهدئة، فإن التفاعل الأساسي للنيوترونات مع سائل تبريد المفاعل السريع هو تفاعل (ن، غاما)، الذي يُحدث نشاطًا إشعاعيًا في سائل التبريد. الصوديوم-24 ( 24يتم إنتاج الصوديوم (Na ) في حلقة المفاعل للمفاعل السريع المبرد بالصوديوم، من الصوديوم-23 الطبيعي عن طريق قصف النيوترونات . ويبلغ عمر النصف له 15 ساعة، 24يتحلل الصوديوم إلى 24يتحلل المغنيسيوم عن طريق انبعاث إلكترون وشعاعين من أشعة غاما . ونظرًا لأن عمر النصف لهذا النظير قصير جدًا، فبعد أسبوعين مثلًا، يكاد لا يوجد أي أثر له.يتبقى الصوديوم . يجب على مفاعلات الطيف السريع التي تستخدم الصوديوم إزالة المغنيسيوم من الصوديوم، وهو ما يتم تحقيقه باستخدام مصيدة "باردة".
  • من بين تصميمات المفاعلات التي تستخدم الرصاص السائل أو مزيج الرصاص والبزموت ، فإن مزيج الرصاص والبزموت السائل فقط هو الذي سيخضع للتنشيط. وبما أن الرصاص النقي يكاد يخلو من التنشيط، فإن تصميم مفاعل الرصاص النقي يمكن أن يعمل في دائرة واحدة، مما يوفر تكاليف كبيرة على المبادلات الحرارية والأنظمة المنفصلة.
  • قد يؤدي تصميم المفاعل السريع المعيب إلى معامل فراغ موجب : فغليان سائل التبريد في حالة وقوع حادث سيؤدي إلى انخفاض كثافته، وبالتالي انخفاض معدل امتصاصه. لا تُقترح مثل هذه التصاميم للاستخدام التجاري، لأنها قد تكون خطيرة وغير مرغوب فيها من منظور السلامة وتجنب الحوادث. يمكن تجنب ذلك باستخدام مفاعل مُبرد بالغاز ، حيث لا تتشكل الفراغات في هذا النوع من المفاعلات أثناء وقوع حادث؛ ومع ذلك، فإن التحكم في التفاعلية في المفاعل السريع المُبرد بالغاز أمر صعب.
  • نظراً لانخفاض المقطع العرضي لمعظم المواد عند طاقات النيوترونات العالية، فإن الكتلة الحرجة في المفاعل السريع أعلى بكثير منها في المفاعل الحراري. عملياً، يعني هذا تخصيباً أعلى بكثير : تخصيب يزيد عن 20% في المفاعل السريع مقارنةً بتخصيب أقل من 5% في المفاعلات الحرارية التقليدية. بدلاً من ذلك، يمكن استخدام خليط من البلوتونيوم المُستخلص من النفايات النووية، مع اليورانيوم الطبيعي أو المُستنفد.

تاريخ

كما تم استخدام مفاعل BN-350 لتحلية مياه البحر.

تراجع اهتمام الولايات المتحدة بمفاعلات التوليد النووي بعد قرار الرئيس جيمي كارتر في أبريل 1977 بتأجيل بناء هذه المفاعلات في الولايات المتحدة بسبب مخاوف الانتشار النووي، بالإضافة إلى الأداء التشغيلي غير الأمثل لمفاعل سوبرفينيكس الفرنسي . [ 22 ] كما واجهت المفاعلات الفرنسية معارضة شديدة من الجماعات البيئية التي اعتبرتها بالغة الخطورة. [ 23 ] ورغم هذه النكسات، لا تزال عدة دول تستثمر في تكنولوجيا المفاعلات السريعة. وقد بُني حوالي 25 مفاعلاً منذ سبعينيات القرن الماضي، مكتسبةً خبرة تزيد عن 400 عام في مجال المفاعلات.

أشار اقتراح الوكالة الدولية للطاقة الذرية لعام 2008 بشأن نظام حفظ المعرفة الخاص بالمفاعلات السريعة [ 24 ] إلى ما يلي:

خلال السنوات الخمس عشرة الماضية، شهدت الدول الصناعية التي كانت منخرطة سابقاً في تطوير مكثف لهذا المجال ركوداً في تطوير المفاعلات السريعة. توقفت جميع الدراسات المتعلقة بالمفاعلات السريعة في دول مثل ألمانيا وإيطاليا والمملكة المتحدة والولايات المتحدة الأمريكية، ويقتصر العمل الجاري حالياً على تفكيك هذه المفاعلات. وقد تقاعد بالفعل أو بات على وشك التقاعد العديد من المتخصصين الذين شاركوا في الدراسات وأعمال التطوير في هذا المجال في هذه الدول. أما في دول مثل فرنسا واليابان وروسيا الاتحادية، التي لا تزال تسعى بنشاط لتطوير تكنولوجيا المفاعلات السريعة، فإن الوضع يزداد سوءاً بسبب نقص العلماء والمهندسين الشباب الذين يتجهون إلى هذا الفرع من الطاقة النووية.

اعتبارًا من عام 2021، تشغل روسيا مفاعلين نوويين سريعين على نطاق تجاري. [ 25 ] وقد اقترحت مبادرة الجيل الرابع ، وهي مجموعة عمل دولية معنية بتصاميم المفاعلات الجديدة، ستة أنواع جديدة من المفاعلات، ثلاثة منها ستعمل بنطاق طاقة سريع. [ 26 ]

قائمة المفاعلات السريعة

المفاعلات الخارجة عن الخدمة

الولايات المتحدة

أوروبا

  • كان مفاعل Dounreay Loop type Fast Reactor (DFR)، 1959-1977، بقدرة 14 ميغاواط، ومفاعل Prototype Fast Reactor (PFR)، 1974-1994، بقدرة 250 ميغاواط، في Caithness ، في منطقة المرتفعات الاسكتلندية .
  • كان مفاعل Dounreay Pool type Fast Reactor (PFR)، الذي تم تشغيله في الفترة من 1975 إلى 1994، مفاعلًا بقدرة 600 ميجاوات حرارية و234 ميجاوات كهربائية، وكان يستخدم وقود أكسيد مختلط (MOX).
  • محطة رابسودي في كاداراش ، فرنسا، (20 ثم 40 ميغاواط) عملت بين عامي 1967 و 1982.
  • تم إغلاق محطة سوبرفينيكس في فرنسا، بقدرة 1200 ميغاواط، في عام 1997 بسبب قرار سياسي وتكاليف باهظة.
  • فينيكس ، 1973، فرنسا، 233 ميغاواط، أعيد تشغيلها في عام 2003 بقدرة 140 ميغاواط لإجراء تجارب على تحويل النفايات النووية لمدة ست سنوات، وتوقفت عن توليد الطاقة في مارس 2009، على الرغم من استمرارها في التشغيل التجريبي وبرامج البحث من قبل هيئة الطاقة الذرية الفرنسية حتى نهاية عام 2009. توقفت في عام 2010.
  • كان مفاعل KNK-II في ألمانيا مفاعلاً تجريبياً سريعاً مبرداً بالصوديوم بقدرة 21 ميغاواط، وقد عمل من أكتوبر 1977 إلى أغسطس 1991. وكان الهدف من التجربة التخلص من النفايات النووية مع إنتاج الطاقة. وقد واجهت المنشأة مشاكل طفيفة تتعلق بالصوديوم، بالإضافة إلى احتجاجات شعبية، مما أدى إلى إغلاقها.

الاتحاد السوفيتي/روسيا

  • استُخدمت المفاعلات السريعة الصغيرة المبردة بالرصاص في الدفع البحري ، وخاصة من قبل البحرية السوفيتية .
  • BR-5 – كان مفاعلًا للنيوترونات السريعة يركز على البحث في معهد الفيزياء والطاقة في أوبنينسك من عام 1959 إلى عام 2002.
  • تم بناء محطة BN-350 من قبل الاتحاد السوفيتي في شيفتشينكو ( أكتاو اليوم ) على بحر قزوين ، وكانت تنتج 130 ميغاواط بالإضافة إلى 80 ألف طن من المياه العذبة يوميًا.
  • كان مفاعل IBR مفاعلاً نووياً سريعاً نبضياً يركز على الأبحاث في المعهد المشترك للأبحاث النووية في دوبنا (بالقرب من موسكو) وقد تم تشغيله في عام 1984 حتى عام 2006.
  • أقمار RORSAT – أطلق الاتحاد السوفيتي 33 مفاعلاً نووياً سريعاً في الفضاء بين عامي 1989 و1990 كجزء من برنامج يُعرف باسم قمر الاستطلاع الراداري للمحيطات (RORSAT) في الولايات المتحدة. وكانت هذه المفاعلات تنتج عادةً حوالي 3 كيلوواط كهربائي.
  • BES-5 – كان مفاعلًا فضائيًا مبردًا بالصوديوم تم إطلاقه كجزء من برنامج RORSAT الذي أنتج 5 كيلوواط كهربائي.
  • BR-5 – كان مفاعل صوديوم سريع بقدرة 5 ميغاواط حراري، تم تشغيله من قبل الاتحاد السوفيتي في عام 1961 بشكل أساسي لاختبار المواد.
  • كانت مفاعلات ألفا 8 PbBi الروسية سلسلة من المفاعلات السريعة المبردة بالرصاص والبزموت، تُستخدم على متن الغواصات. وقد عملت هذه الغواصات كغواصات هجومية، حيث كانت تبقى في الميناء ثم تهاجم بفضل السرعات العالية التي تتمتع بها.

آسيا

  • أُغلق مفاعل مونجو ، بقدرة 300 ميغاواط كهربائية، في اليابان عام 1995 إثر تسرب خطير للصوديوم وحريق. أُعيد تشغيله في 6 مايو/أيار 2010، ولكن في أغسطس/آب من العام نفسه، تسبب حادث آخر، ناجم عن سقوط أجزاء من الآلات، في إيقافه مجدداً. وبحلول يونيو/حزيران 2011، لم يكن المفاعل قد ولّد الكهرباء إلا لساعة واحدة فقط منذ أول اختبار له قبل عقدين من الزمن.
  • كان مفاعل أكتاو ، بقدرة 150 ميغاواط كهربائية، في كازاخستان ، يُستخدم لإنتاج البلوتونيوم وتحلية المياه وتوليد الكهرباء. وقد أُغلق بعد أربع سنوات من انتهاء رخصة تشغيل المحطة.

لم يتم تشغيله مطلقا

نشيط

  • مفاعل IBR-2 – مفاعل نيوتروني سريع نبضي في المعهد المشترك للأبحاث النووية في دوبنا . يقع في مختبر فيزياء النيوترونات (FLNP) الذي يحمل اسم آي إم فرانك، كجزء من المعهد المشترك للأبحاث النووية. خضع المفاعل لعملية تحديث من عام 2006 إلى يونيو 2011. وهو المفاعل النووي الوحيد في العالم الذي يحتوي على عاكس متحرك. تم تشغيله في 10 فبراير 1984.
  • مفاعل BN-600 – مفاعل سريع التوليد من نوع حوض التبريد بالصوديوم، يقع في محطة بيلويارسك للطاقة النووية . يزود شبكة كهرباء جبال الأورال الوسطى بقدرة 560 ميغاواط. يعمل منذ عام 1980.
  • مفاعل BN-800 – مفاعل سريع التوليد مبرد بالصوديوم في محطة بيلويارسك للطاقة النووية. يولد 880 ميغاواط من الطاقة الكهربائية وبدأ إنتاج الكهرباء في أكتوبر 2014. ووصل إلى طاقته الكاملة في أغسطس 2016.
  • مفاعل BOR-60 – مفاعل مبرد بالصوديوم في معهد أبحاث المفاعلات الذرية في ديميتروفغراد، روسيا . يعمل منذ عام 1968. ينتج 60 ميغاواط لأغراض تجريبية. [ 27 ]
  • FBTR – مفاعل تجريبي بقدرة 40 ميجاوات حرارية و13.2 ميجاوات كهربائية في الهند، والذي ركز على الوصول إلى مستويات احتراق كبيرة.
  • المفاعل التجريبي السريع الصيني ، وهو مفاعل تجريبي بقدرة 60 ميغاواط حراري و20 ميغاواط كهربائي، دخل مرحلة التشغيل الحرج في عام 2011 وهو يعمل حاليًا. [ 28 ] ويُستخدم لإجراء أبحاث المواد والمكونات اللازمة للمفاعلات السريعة الصينية المستقبلية.
  • كيلوباور/كراستي هو مفاعل بحثي سريع يعمل بالصوديوم بقدرة تتراوح بين 1 و10 كيلوواط، تم بناؤه في مختبر لوس ألاموس الوطني. وقد وصل إلى حالة التشغيل الحرجة لأول مرة في عام 2015، وهو يوضح تطبيق دورة ستيرلينغ للطاقة.

قيد الإصلاح

  • جويو (常陽) ، 1977-1997 و2004-2007، اليابان، بقدرة 140 ميغاواط حراري، هو مفاعل تجريبي، تم تشغيله كمنشأة لاختبار الإشعاع. بعد حادثة وقعت عام 2007، تم إيقاف تشغيل المفاعل لإجراء الإصلاحات، وكان من المقرر استكمال أعمال إعادة التشغيل في عام 2014. [ 29 ] من المتوقع إعادة تشغيل جويو (المفاعل السريع التجريبي الوحيد في اليابان) في نهاية عام 2026. سيساهم المفاعل في أبحاث إنتاج النظائر المشعة الطبية لعلاج السرطان وأبحاث السمية الإشعاعية للنفايات المشعة. [ 30 ] [ 31 ]

قيد التشغيل

قيد الإنشاء

  • CFR-600 ، المفاعل السريع التجريبي الصيني بقدرة 600 ميغاواط (CEFR) (تجريبي) وCFR-600 (قيد الإنشاء في شيابو / فوآن) - CFR-600 مصمم ليكون تصميم مفاعل سريع على نطاق تجاري في حالة اكتماله. [ 35 ]
  • مفاعل MBIR متعدد الأغراض لأبحاث النيوترونات السريعة. يقع في موقع معهد أبحاث المفاعلات الذرية (NIIAR) في ديميتروفغراد بمنطقة أوليانوفسك في غرب روسيا، بقدرة 150 ميغاواط حراري. بدأ البناء في عام 2016 ومن المقرر الانتهاء منه في عام 2027. [ 36 ]
  • بريست-300 ، سيفيرسك، روسيا. بدأ البناء في 8 يونيو 2021 [ 37 ]

في التصميم

  • BN-1200 ، إضافة أخرى ذات قدرة أعلى لمحطة بيلويارسك للطاقة النووية بالقرب من يكاترينبورغ ، روسيا. ومن المتوقع أن يبدأ بناؤها في عام 2027. [ 38 ]
  • كان من المقرر شحن جهاز توشيبا 4S إلى غالينا، ألاسكا (الولايات المتحدة الأمريكية) ولكن التقدم توقف (انظر محطة غالينا للطاقة النووية ).
  • KALIME هو مشروع بقدرة 600 ميجاوات في كوريا الجنوبية، ومن المتوقع أن يبدأ تشغيله في عام 2030. [ 39 ] KALIMER هو استمرار لمفاعل النيوترونات السريعة المبرد بالصوديوم والذي يعمل بالوقود المعدني في مجموعة تمثلها مفاعل الموقد المتقدم (2006)، و S-PRISM (1998-حتى الآن)، ومفاعل السرعة المتكامل (1984-1994)، و EBR-II (1965-1995).
  • مفاعل الجيل الرابع ( مبرد بالهيليوم والصوديوم والرصاص ) جهد دولي مقترح من الولايات المتحدة، بعد عام 2030 .
  • بدأ مشروع مفاعل JSFR في اليابان، وهو مشروع لمفاعل بقدرة 1500 ميغاواط، في عام 1998، ولكن دون نجاح.
  • ألغت شركة أستريد الفرنسية مشروع مفاعل مبرد بالصوديوم بقدرة 600 ميغاواط.
  • مفاعل المريخ المبرد جواً (MACR) هو مشروع بقدرة 1 ميغاواط، ومن المخطط إكماله في عام 2033. MACR هو مفاعل نيوترون سريع مبرد بالغاز (ثاني أكسيد الكربون كمبرد) يهدف إلى توفير الطاقة لمستعمرات المريخ المقترحة.
  • تقوم شركة إليزيوم للصناعات بتصميم مفاعل ملح منصهر سريع الطيف. [ 40 ]
  • ألفريد (المفاعل الأوروبي التجريبي المتقدم ذو الرصاص السريع) هو مفاعل تجريبي ذو تبريد رصاصي سريع صممته شركة أنسالدو إنيرجيا الإيطالية، ويمثل المرحلة الأخيرة من مشروعي إلسي وليدر. [ 41 ]
  • مفاعل أورورا النووي ، أيداهو

مخطط له

  • مفاعل FBR المستقبلي، الهند، 600 ميجاوات، بعد عام 2025. مفاعل FBTR (مفاعل اختبار المولد السريع، تجريبي) ومفاعل المولد السريع النموذجي (PFBR، 500 ميجاوات) في كالباكام - كان PFBR في مراحل التشغيل المتأخرة.

[ 42 ]

الرسوم البيانية

المفاعلات السريعة
نحنروسياأوروباآسيا
ماضيكليمنتين ، إي بي آر-1 / 2 ، سيفور ، إف إف تي إفBN-350دونري ، رابسودي ، سوبرفينيكس ، فينيكس (توقف في عام 2010)
تم الإلغاءنهر كلينش ، IFRSNR-300 ، أستريد
في إطار عملية التفكيكمونجو
التشغيلIBR-2 ، BOR-60 ، BN-600 ، BN-800 [ 25 ]FBTR ، CEFR
قيد الإصلاحجويو
قيد الإنشاءMBIR ، BREST-300PFBR ، CFR-600
مخطط لهالجيل الرابع ( غاز · صوديوم · رصاص · ملح )، تيرا باور ، إليسيوم إم سي إس إف آر، وزارة الطاقة الأمريكية في تي آرBN-1200مولتكس ، ألفريد4S ، JSFR ، كاليمر
مفاعلدولةيكتبالناتج الكهربائي التقريبيالحالة (منتصف عام 2024)

جدول - مفاعلات النيوترونات السريعة العاملة في أكتوبر 2025

الوحدة 3 في بيلويارسك (BN-600)روسيامفاعل سريع التبريد بالصوديومحوالي 600 ميغاواطتشغيلي، تجاري
وحدة بيلويارسك 4 (BN-800)روسيامفاعل سريع التبريد بالصوديومحوالي 800 ميغاواطتشغيلي، تجاري
CFR-600 (مشروع شيابو/فوآن)الصينمفاعل سريع التبريد بالصوديوم (تصميم تجاري)~600 ميغاواط (تصميم)قيد الإنشاء / التطوير
المفاعل السريع التجريبي الصيني (CEFR)الصينمفاعل سريع تجريبي مبرد بالصوديوممقياس البحثالعمليات التجريبية / البحثية
نموذج أولي لمفاعل التوليد السريع (PFBR) - كالباكامالهندمفاعل التوليد السريع المبرد بالصوديوم500 ميغاواط (تصميم)التشغيل المتقدم / الاختبارات ما قبل التجارية (متأخرة)
مفاعل اختبار التوليد السريع (FBTR) - كالباكامالهندمتكاثر سريع تجريبيمقياس البحثالعمليات التجريبية / البحثية
جويواليابانمفاعل سريع تجريبي مبرد بالصوديوممقياس البحثالعمليات التجريبية / البحثية
فينيكس / سوبر فينيكسفرنساالمفاعلات السريعة المبردة بالصوديومفينيكس ~ 250 ميجاوات؛ Superphénix ~ 1,200 ميجاواتتم إخراجها من الخدمة

الوكالة الدولية للطاقة الذرية. (بدون تاريخ). نظام معلومات مفاعلات الطاقة (PRIS). الوكالة الدولية للطاقة الذرية. https://pris.iaea.org/PRIS/home.aspx

الرابطة النووية العالمية. (بدون تاريخ). مفاعلات النيوترونات السريعة. الرابطة النووية العالمية. https://www.world-nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/fast-neutron-reactors.aspx

مؤسسة روساتوم الحكومية للطاقة الذرية. (بدون تاريخ). محطة بيلويارسك للطاقة النووية (BN-600 / BN-800). روساتوم. https://rosatom.ru/en/production/facilities/beloyarsk-npp/

مؤسسة الطاقة النووية الهندية المحدودة (NPCIL). (بدون تاريخ). نموذج أولي لمفاعل التوليد السريع (PFBR). https://www.npcil.nic.in/content/pfbr.aspx

وكالة الطاقة الذرية اليابانية. (بدون تاريخ). مفاعل جويو التجريبي السريع. https://www.jaea.go.jp/english/04/joyo.html ملاحظات وإرشادات

تُعد قاعدة بيانات IAEA PRIS هي قاعدة البيانات الرئيسية الموثوقة لحالة تشغيل المفاعلات وتواريخ بدء التشغيل وتفاصيل الوحدة؛ ابحث عن طريق اسم المحطة/الوحدة للحصول على أحدث المعلومات.

يقدم الاتحاد النووي العالمي ملخصات محدثة بانتظام وهو مفيد للحصول على ملخصات لبرامج المفاعلات السريعة الدولية (الصين والهند وروسيا والمشاريع الأوروبية التاريخية).

توفر صفحات المشغلين/الوكالات الوطنية (Rosatom، NPCIL، JAEA، CNNC/CGN) أخبارًا وملخصات فنية على مستوى المشروع؛ تحقق من تصنيفات التشغيل الرسمية مع IAEA PRIS.

انظر أيضاً

ملحوظات

مراجع

  1. ↑ الوكالة الدولية للطاقة الذرية (2021). "مفاعلات الطاقة النووية في العالم" . مفاعلات الطاقة النووية في العالم : 1-84 . تاريخ الاسترجاع: 24 مايو 2025 .
  2. ↑ "بحث قاعدة بيانات الموارد المرجعية" nucleus.iaea.org . مؤرشف من الأصل في 18 سبتمبر 2010. تم الاطلاع عليه في 6 يناير 2019 .
  3. ↑ "مفاعلات النيوترونات السريعة، المفاعلات النووية السريعة" . الوكالة الدولية للطاقة الذرية. 13 أبريل 2016. تم الاطلاع عليه بتاريخ 13 أبريل 2022 .
  4. ↑ "ما هو النيوترون - تعريف النيوترون" . www.nuclear-power.net . تاريخ الاسترجاع: 19-09-2017 .
  5. ١ ٢ بينتو ١٤/١٠/٢٠١٩ محطة الطاقة النووية (٢٠١٩-١٠-١٤). "الفرق بين المفاعل الحراري والمفاعل السريع" . Difference.minaprem.com . تم الاطلاع عليه بتاريخ ٢٠٢٢-٠٤-١٣ .{{cite web}}: صيانة CS1: الأسماء الرقمية: قائمة المؤلفين ( رابط )
  6. 1 2 "كيف تختلف مفاعلات التوليد السريع عن محطات الطاقة النووية العادية؟" . مجلة ساينتفك أمريكان . تم الاطلاع عليه بتاريخ 5 ديسمبر 2023 .
  7. ↑ "معامل التحويل - نسبة التوليد" . الطاقة النووية .
  8. 1 2 الاستخدام الأكثر ذكاءً للنفايات النووية ، بقلم ويليام هـ. هانوم، وجيرالد إي. مارش، وجورج س. ستانفورد، حقوق الطبع والنشر محفوظة لمجلة ساينتفك أمريكان، ديسمبر 2005.
  9. ↑ "مفاعلات النيوترونات السريعة" . www.world-nuclear.org .
  10. ↑ "مفاعلات النيوترونات السريعة" . world-nuclear.org . تم الاطلاع عليه بتاريخ 2023-12-05 .
  11. ↑ "مولتكس إنرجي | طاقة نووية أكثر أمانًا وأقل تكلفة وأنظف | مفاعلات الملح المستقر | SSR" . www.moltexenergy.com . تاريخ الاسترجاع: 20 أكتوبر 2016 .
  12. ↑ فان رويين، دبليو إف جي (2009). "المفاعل السريع المبرد بالغاز: نظرة تاريخية وتوقعات مستقبلية" . علوم وتكنولوجيا المنشآت النووية . 2009 965757: 1-11 . doi : 10.1155/2009/965757 .
  13. ↑ "هل سيصبح النيتروجين الثقيل مبردًا شائع الاستخدام في مفاعلات الانشطار؟ - رؤى ذرية" . 17 نوفمبر 2020.
  14. ↑ "مفاعل بيلويارسك BN-800 السريع يعمل على وقود MOX: اليورانيوم والوقود - أخبار الطاقة النووية العالمية" . 13 سبتمبر 2022.
  15. ↑ "مواد ماصة قابلة للاحتراق - سموم قابلة للاحتراق" . الطاقة النووية .
  16. ↑ "ما هو المفاعل السريع؟" . 21 سبتمبر 2009.
  17. ↑ السياري، فهد؛ تيبيرجا، ماركو؛ بيركو، زولتان؛ كلوسترمان، جان لين؛ لاثورس، داني (2021). "تحليل مفاعل الملح المنصهر السريع باستخدام نماذج الطلب المنخفض" . التقدم في مجال الطاقة النووية . 140 103909. بيب كود : 2021PNuE..14003909A . دوى : 10.1016/j.pnucene.2021.103909 .
  18. ↑ "المفاعل السريع المتكامل" . يوتيوب . 17 يونيو 2014.
  19. ↑ ماوسولف، زاندر؛ ديهارت، مارك؛ غولوغلو، سيدات (2021). "تصميم وتقييم مفاعل سريع يعمل بالكلوريد المنصهر". الهندسة النووية والتصميم . 379 111181. Bibcode : 2021NuEnD.37911181M . doi : 10.1016/j.nucengdes.2021.111181 . S2CID 234814975 . 
  20. ↑ "حادث فوكوشيما دايتشي - الرابطة النووية العالمية" . world-nuclear.org .
  21. ↑ "صحيفة حقائق: مفاعل سريع التبريد بالصوديوم" (ملف PDF) . مختبر أيداهو الوطني . مؤرشف من الأصل (ملف PDF) بتاريخ 25 نوفمبر 2021. تم الاطلاع عليه بتاريخ 20 مايو 2026 .
  22. ↑ "عملية حظرها الرئيس كارتر قد تحل مشكلة النفايات النووية الأمريكية" .
  23. ↑ شنايدر، مايكل (26 يونيو/حزيران 2009). "مفاعلات التوليد السريع في فرنسا". العلوم والأمن العالمي . 17 (1): 36-53 . Bibcode : 2009S & GS...17...36S . doi : 10.1080/08929880902953013 . S2CID 122789053 – عبر Taylor and Francis+NEJM. 
  24. ↑ "نظام حفظ المعرفة للمفاعل السريع: التصنيف والمتطلبات الأساسية" (PDF) .
  25. 1 2 قاعدة بيانات PRIS (2021)
  26. ↑ "الصفحة الرئيسية - أنظمة الجيل الرابع" . بوابة صور GIF .
  27. ↑ "المعلمات" . niiar.ru . تم الاطلاع عليه بتاريخ 14 سبتمبر 2024 .
  28. ↑ «تشغيل أول مفاعل تجريبي سريع في الصين (CEFR) عام 2009 - موقع Zoom China Energy Intelligence الجديد» . zoomchina.com.cn . مؤرشف من الأصل بتاريخ 7 يوليو 2011. تاريخ الاطلاع: 1 يونيو 2008 .
  29. ↑ تي. سوغا، دبليو. إيتاغاكي، واي. كيهارا، واي. مايدا. مسعى لتحسين تقنيات الاختبار داخل المفاعل في المفاعل السريع التجريبي جويو . 2013.
  30. ↑ "مفاعل جويو السريع في اليابان يستعد لإعادة التشغيل" . neimagazine.com . 10 سبتمبر 2024. تم الاطلاع عليه بتاريخ 25 أكتوبر 2025 .
  31. ↑ "سيتم استخدام المفاعل السريع التجريبي الياباني "جويو" لإنتاج النظائر المشعة" . jaif.or.jp. 22 أغسطس 2025. تم الاطلاع عليه بتاريخ 25 أكتوبر 2025 .
  32. ↑ ديل بيلو، لو (2026-04-07). "أول مفاعل نووي سريع التوليد في الهند يصل إلى حالة التشغيل الحرجة" . بلومبيرغ نيوز . تم الاطلاع عليه بتاريخ 2026-04-08 .{{cite news}}: CS1 maint: url-status ( link )
  33. ↑ "الجهود النووية الهندية تتعزز مع وصول مفاعل التوليد السريع إلى حالة التشغيل الحرجة؛ لماذا يُعدّ ذلك مهمًا؟ - صحيفة تايمز أوف إنديا" . صحيفة تايمز أوف إنديا . 7 أبريل 2026. الرقم الدولي الموحد للدوريات 0971-8257 . تاريخ الاطلاع: 8 أبريل 2026 . 
  34. ↑ https://www.npcil.nic.in/content/pfbr.aspx .{{cite web}}: مفقود أو فارغ |title=( مساعدة )
  35. ↑ أو https://www.cnnc.com.cn/
  36. ↑ "عناصر الوقود التجريبية المنتجة لمفاعل أبحاث النيوترونات السريعة MBIR" . 30 أغسطس 2024.
  37. ↑ "روسيا تبدأ بناء مفاعل سريع التبريد بالرصاص: أخبار نووية جديدة - أخبار العالم النووية" . world-nuclear-news.org . 8 يونيو 2021.
  38. ↑ "روسيا تحرز تقدماً في تطوير مفاعل BN-1200M السريع المبرد بالصوديوم" . 21 مايو 2024. تم الاطلاع عليه بتاريخ 14 سبتمبر 2024 .
  39. ↑ "***지속가능원자력시스템***" . kaeri.re.kr .
  40. ↑ "التكنولوجيا" . مؤرشف من الأصل بتاريخ 30-07-2019 . تم الاطلاع عليه بتاريخ 30-07-2019 .
  41. ↑ "الجيل الرابع و SMR" . www.ansaldoenergia.com .
  42. ↑ "نظرة عامة على برنامج المفاعل النووي السريع الهندي - الطاقة النووية - المفاعل النووي" . Scribd .