مفاعل سريع متكامل

مع انتخاب الرئيس بيل كلينتون عام ١٩٩٢، وتعيين هيزل أوليري وزيرةً للطاقة ، تزايدت الضغوط من أعلى المستويات لإلغاء مشروع مفاعل IFR. ^{[ ٦ ]} قاد السيناتور جون كيري (ديمقراطي من ماساتشوستس) وأوليري معارضة المفاعل، بحجة أنه سيشكل تهديدًا لجهود منع الانتشار النووي، وأنه استمرار لمشروع مفاعل كلينش ريفر الذي ألغاه الكونغرس. ^{[ ٧ ]} روى تشارلز تيل أنه عندما أخبر فرانك ن. فون هيبل ، المستشار العلمي للرئيس كلينتون، أن تكلفة إنهاء برنامج الأبحاث وتدمير المفاعل ستكون أعلى من تكلفة إكمال البرنامج وإيقاف تشغيل المفاعل، أجابه فون هيبل: "أعلم؛ إنه رمز. يجب إزالته."

في الوقت نفسه، في عام 1994، منح وزير الطاقة أولياري العالم الرئيسي في مجال تقنية IFR مبلغ 10000 دولار وميدالية ذهبية، وجاء في بيان التكريم أن عمله في تطوير تقنية IFR قد وفر "تحسين السلامة، واستخدامًا أكثر كفاءة للوقود، وتقليل النفايات المشعة ". ^{[ 8 ]}

قدّم معارضو برنامج IFR أيضًا تقريرًا ^{[ 9 ]} صادرًا عن مكتب السلامة النووية التابع لوزارة الطاقة الأمريكية، يتناول مزاعم موظف سابق في مختبر أرجون الوطني بأن المختبر انتقم منه لإثارته مخاوف بشأن السلامة، فضلًا عن جودة الأبحاث التي أُجريت على برنامج IFR. حظي التقرير باهتمام دولي، مع تباين ملحوظ في التغطية التي تلقاها من كبرى المجلات العلمية. فقد عنونت مجلة Nature البريطانية مقالها بـ"تقرير يدعم المُبلِّغ"، وأشارت أيضًا إلى تضارب المصالح لدى لجنة تابعة لوزارة الطاقة الأمريكية قيّمت أبحاث IFR. ^{[ 10 ]} في المقابل، كان عنوان المقال الذي نُشر في مجلة Science "هل كان مُبلِّغ أرجون يُبالغ حقًا؟". ^{[ 11 ]}

في عام 2001، وكجزء من خارطة طريق الجيل الرابع ، كلّفت وزارة الطاقة الأمريكية فريقًا مؤلفًا من 242 عالمًا من الوزارة، وجامعة كاليفورنيا في بيركلي ، ومعهد ماساتشوستس للتكنولوجيا (MIT)، وجامعة ستانفورد، ومختبر أرغون الوطني (ANL)، ومختبر لورانس ليفرمور الوطني ، وشركة توشيبا ، وشركة وستنجهاوس ، وجامعة ديوك ، ومعهد أبحاث الطاقة الكهربائية (EPRI) ، ومؤسسات أخرى، بتقييم 19 من أفضل تصاميم المفاعلات النووية بناءً على 27 معيارًا مختلفًا. وقد احتلّ مفاعل IFR المرتبة الأولى في دراستهم التي نُشرت في 9 أبريل 2002. ^{[ 12 ]}

لا توجد حاليًا مفاعلات سريعة متكاملة قيد التشغيل التجاري. ومع ذلك، فقد دخل مفاعل BN-800 ، وهو مفاعل سريع مشابه جدًا يعمل كمحرق لمخزونات البلوتونيوم ، حيز التشغيل التجاري في عام 2016. ^{[ 13 ]}

تتميز نفايات مفاعلات الانشطار السريع إما بنصف عمر قصير، ما يعني أنها تتحلل بسرعة وتصبح آمنة نسبيًا، أو بنصف عمر طويل، ما يعني أنها مشعة بشكل طفيف فقط. ولا يحتوي أي من نوعي نفايات الانشطار السريع على البلوتونيوم أو غيره من الأكتينيدات . وبسبب المعالجة الحرارية، يبلغ الحجم الإجمالي للنفايات/ نواتج الانشطار الحقيقية 1/20 من حجم الوقود المستهلك الناتج عن محطة الماء الخفيف ذات القدرة الإنتاجية نفسها، وغالبًا ما تُعتبر جميعها نفايات غير قابلة للاستخدام. 70% من نواتج الانشطار إما مستقرة أو بنصف عمر أقل من عام. أما التكنيتيوم-99 واليود -129 ، اللذان يشكلان 6% من نواتج الانشطار، فلهما نصف عمر طويل جدًا، لكن يمكن تحويلهما إلى نظائر بنصف عمر قصير جدًا (15.46 ثانية و12.36 ساعة) عن طريق امتصاص النيوترونات داخل المفاعل، ما يؤدي إلى تدميرهما فعليًا (للمزيد: نواتج الانشطار طويلة العمر ). يمكن من حيث المبدأ إعادة تدوير الزركونيوم-93 ، الذي يمثل 5% أخرى من نواتج الانشطار، إلى غلاف قضيب الوقود، حيث لا يُشكل كونه مشعًا عائقًا. وباستثناء مساهمة النفايات العابرة لليورانيوم (TRU) - وهي نظائر تنتج عندما يمتص اليورانيوم-238 نيوترونًا حراريًا بطيئًا في مفاعل الماء الخفيف دون أن ينشطر - فإن جميع النفايات /نواتج الانشطار عالية المستوى المتبقية بعد إعادة معالجة وقود TRU تكون أقل سمية إشعاعية ( بالسيفرت ) من اليورانيوم الطبيعي (مقارنةً بالجرام) خلال 200-400 عام، وتستمر في الانخفاض بعد ذلك. ^{[ 25 ] [ 26 ] [ 20 ] [ 21 ]}

تعني إعادة معالجة الوقود في الموقع أن حجم النفايات النووية عالية الإشعاع الخارجة من المحطة ضئيل للغاية مقارنةً بالوقود المستهلك من مفاعلات الماء الخفيف. ^{[ ملاحظة 1 ]} في الواقع، في الولايات المتحدة، يبقى معظم الوقود المستهلك من مفاعلات الماء الخفيف مخزنًا في موقع المفاعل بدلًا من نقله لإعادة المعالجة أو وضعه في مستودع جيولوجي . يمكن أن تبقى الكميات الأصغر من النفايات عالية الإشعاع الناتجة عن إعادة المعالجة في مواقع المفاعلات لبعض الوقت، لكنها شديدة الإشعاع بسبب نواتج الانشطار متوسطة العمر (MLFPs) وتحتاج إلى تخزين آمن، كما هو الحال في حاويات التخزين الجافة . في العقود القليلة الأولى من استخدامها، قبل أن تتحلل نواتج الانشطار متوسطة العمر إلى مستويات أقل من إنتاج الحرارة، لا تكون سعة المستودع الجيولوجي محدودة بالحجم بل بتوليد الحرارة. هذا يحد من وضع المستودعات في وقت مبكر. إن توليد حرارة التحلل لنواتج الانشطار متوسطة العمر من مفاعلات الانشطار السريع (IFRs) هو نفسه تقريبًا لكل وحدة طاقة كما هو الحال من أي نوع من مفاعلات الانشطار.

إن إمكانية الإزالة الكاملة للبلوتونيوم من نفايات المفاعل تقلل من المخاوف القائمة حاليًا بشأن الوقود النووي المستهلك من معظم المفاعلات الأخرى، والمتمثلة في إمكانية استخدام مستودع الوقود المستهلك كمنجم للبلوتونيوم في المستقبل. ^{[ 27 ]} كما أنه على الرغم من الانخفاض الهائل في السمية الإشعاعية الذي يوفره هذا المخطط، ^{[ ملاحظة 2 ]} لا تزال هناك مخاوف بشأن استمرار الإشعاع على المدى الطويل.

يعتقد البعض أن إزالة الأكتينيدات لن تُقدم سوى فوائد قليلة، إن وُجدت، للتخلص منها في مستودع جيولوجي، لأن بعض نظائر نواتج الانشطار النووي ، التي تُثير قلقًا بالغًا في حالات مثل تسربها إلى المياه الجوفية، لها في الواقع أعمار نصفية أطول من الأكتينيدات المشعة. ولا يمكن أن ينتهي القلق بشأن النفايات بعد مئات السنين حتى لو أُزيلت جميع الأكتينيدات، طالما أن النفايات المتبقية تحتوي على نواتج انشطار مشعة مثل التكنيتيوم-99، واليود-129، والسيزيوم-135، والتي تتراوح أعمارها النصفية بين 213,000 و15.7 مليون سنة. ^{[ 27 ]}

مع ذلك، لا تأخذ هذه المخاوف في الحسبان خطة تخزين هذه المواد في مادة سينروك غير القابلة للذوبان ، ولا تقيس المخاطر بما يتناسب مع تلك الناجمة عن مصادر طبيعية كالأشعة السينية الطبية ، والأشعة الكونية ، أو الصخور المشعة طبيعيًا (كالجرانيت ) . علاوة على ذلك، يجري استهداف بعض نواتج الانشطار المشعة للتحويل النووي ، مما يُضعف حتى هذه المخاوف المنخفضة نسبيًا. على سبيل المثال، يمكن خفض معامل الفراغ الموجب لمفاعل IFR إلى مستوى مقبول بإضافة التكنيتيوم إلى قلب المفاعل، مما يُساعد على تدمير ناتج الانشطار طويل العمر التكنيتيوم-99 عن طريق التحويل النووي في هذه العملية. ^{[ 28 ]}

لا تنبعث ثاني أكسيد الكربون أثناء التشغيل من مفاعلات IFRs و LWRs _، على الرغم من أن البناء ومعالجة الوقود ينتج عنهما انبعاثات ثاني أكسيد الكربون ₍ إذا كان ذلك عبر مصادر طاقة غير محايدة للكربون، مثل الوقود الأحفوري) ويتم استخدام الأسمنت الذي ينبعث منه _{ثاني أكسيد} الكربون في عملية البناء.

وقد توصلت مراجعة أجرتها جامعة ييل عام 2012 لتحليل انبعاثات _ثاني أكسيد الكربون من الطاقة النووية إلى ما يلي: ^{[ 29 ]}

تشير الأدبيات الجماعية لتقييم دورة الحياة إلى أن انبعاثات غازات الدفيئة الناتجة عن الطاقة النووية خلال دورة الحياة لا تمثل سوى جزء صغير من مصادر الوقود الأحفوري التقليدية، وهي قابلة للمقارنة مع التقنيات المتجددة.

على الرغم من أن الورقة تناولت في المقام الأول بيانات من مفاعلات الجيل الثاني ، ولم تحلل انبعاثات _ثاني أكسيد الكربون بحلول عام 2050 من مفاعلات الجيل الثالث قيد الإنشاء حاليًا، إلا أنها لخصت نتائج تقييم دورة حياة تقنيات المفاعلات قيد التطوير:

تم تقييم المفاعلات النووية السريعة النظرية في دراسات تقييم دورة الحياة. وتشير الدراسات المحدودة التي تقيّم هذه التقنية المستقبلية المحتملة إلى أن متوسط ​​انبعاثات غازات الاحتباس الحراري خلال دورة حياتها مماثل أو أقل من انبعاثات مفاعلات الماء الخفيف ، وتزعم أنها تستهلك كميات قليلة أو معدومة من خام اليورانيوم .

يجب أن يحتوي وقود المفاعلات السريعة على نسبة انشطار لا تقل عن 20%، وهي نسبة أعلى من اليورانيوم منخفض التخصيب المستخدم في مفاعلات الماء الخفيف. يمكن أن تشمل المواد الانشطارية في البداية اليورانيوم عالي التخصيب أو البلوتونيوم من الوقود المستهلك لمفاعلات الماء الخفيف، أو الأسلحة النووية الخارجة عن الخدمة ، أو مصادر أخرى. أثناء التشغيل، يُنتج المفاعل المزيد من المواد الانشطارية من المواد الخصبة - بنسبة لا تتجاوز 5% من اليورانيوم و1% من الثوريوم .

يمكن أن تكون المادة الخصبة في وقود المفاعلات السريعة يورانيومًا منضبًا (معظمه يورانيوم-238 )، أو يورانيومًا طبيعيًا ، أو ثوريومًا ، أو يورانيومًا مُعاد معالجته من الوقود المستهلك في مفاعلات الماء الخفيف التقليدية، ^{[ 20 ]} بل وقد تشمل نظائر غير انشطارية من البلوتونيوم ونظائر الأكتينيدات الثانوية . وبافتراض عدم تسرب الأكتينيدات إلى مجرى النفايات أثناء إعادة المعالجة، فإن مفاعلًا من نوع IFR بقدرة 1 جيجاواط كهربائي سيستهلك حوالي طن واحد من المادة الخصبة سنويًا وينتج حوالي طن واحد من نواتج الانشطار .

لا يتطلب إعادة معالجة دورة وقود المفاعل النووي ذي التدفق السريع (IFR) بالمعالجة الحرارية (في هذه الحالة، التكرير الكهربائي ) إنتاج بلوتونيوم نقي خالٍ من النشاط الإشعاعي لمنتجات الانشطار، كما هو الحال في عملية PUREX . يقتصر الغرض من إعادة المعالجة في دورة وقود المفاعل النووي ذي التدفق السريع على تقليل مستوى منتجات الانشطار السامة للنيوترونات ؛ وحتى هذه المنتجات لا يلزم إزالتها بالكامل. يُعد الوقود المستهلك المُكرّر كهربائيًا عالي الإشعاع، ولكن نظرًا لأن الوقود الجديد لا يتطلب تصنيعًا دقيقًا مثل كريات وقود المفاعل النووي ذي الماء الخفيف، بل يمكن صبه ببساطة، يُمكن استخدام التصنيع عن بُعد، مما يقلل من تعرض العمال للإشعاع.

كأي مفاعل سريع، يمكن تشغيل المفاعل السريع المتكامل (IFR) ضمن نطاق واسع من خلال تغيير المادة المستخدمة في الأغطية، بدءًا من وضع التوليد وصولًا إلى وضع الاكتفاء الذاتي ثم وضع الاحتراق. في وضع التوليد (باستخدام أغطية اليورانيوم-238)، ينتج المفاعل مواد انشطارية أكثر مما يستهلك، وهو ما يُفيد في توفير المواد الانشطارية اللازمة لتشغيل محطات أخرى. أما عند استخدام عاكسات فولاذية بدلًا من أغطية اليورانيوم-238، فيعمل المفاعل في وضع الاحتراق فقط، ولا يُنتج مواد انشطارية صافية؛ بل يستهلك المواد الانشطارية والخصبة، وبافتراض إعادة معالجة خالية من الفقد، لا يُنتج الأكتينيدات، وإنما فقط نواتج الانشطار والتنشيط . قد تُشكل كمية المواد الانشطارية المطلوبة عاملًا مُحددًا لانتشار المفاعلات السريعة على نطاق واسع إذا لم تكن مخزونات البلوتونيوم الفائض من الأسلحة والبلوتونيوم المُستنفد من مفاعلات الماء الخفيف كافية. ولتحقيق أقصى سرعة لنشر المفاعلات السريعة، يمكن تشغيلها في وضع التوليد الأقصى.

لم يتم بعد إثبات إعادة معالجة الوقود النووي باستخدام المعالجة الحرارية والتكرير الكهربائي على نطاق تجاري، لذا فإن الاستثمار في محطة كبيرة على طراز IFR قد يكون مخاطرة مالية أعلى من مفاعل الماء الخفيف التقليدي.

يستخدم مفاعل IFR وقودًا من سبائك معدنية (اليورانيوم، والبلوتونيوم، و/أو الزركونيوم)، وهو موصل جيد للحرارة، على عكس أكسيد اليورانيوم المستخدم في مفاعلات الماء الخفيف (وحتى بعض مفاعلات التوليد السريع)، والذي يُعد موصلًا رديئًا للحرارة ويصل إلى درجات حرارة عالية في مركز كريات الوقود. كما يتميز مفاعل IFR بحجم وقود أصغر، نظرًا لتخفيف المادة الانشطارية بالمادة الخصبة بنسبة 5 أو أقل، مقارنةً بنحو 30 لوقود مفاعل الماء الخفيف. يتطلب قلب مفاعل IFR إزالة كمية أكبر من الحرارة لكل وحدة حجم أثناء التشغيل مقارنةً بقلب مفاعل الماء الخفيف؛ ولكن من ناحية أخرى، بعد إيقاف التشغيل، تقل كمية الحرارة المحتبسة التي لا تزال تتسرب وتحتاج إلى إزالتها بشكل كبير. ومع ذلك، فإن توليد حرارة الاضمحلال من نواتج الانشطار قصيرة العمر والأكتينيدات متقارب في كلتا الحالتين، حيث يبدأ بمستوى عالٍ ويتناقص مع مرور الوقت بعد إيقاف التشغيل. صُممت الكمية الكبيرة من سائل التبريد الأساسي للصوديوم في تصميم حوض التبريد لامتصاص حرارة الاضمحلال دون الوصول إلى درجة انصهار الوقود. صُممت مضخات الصوديوم الأساسية بعجلات موازنة بحيث تتوقف تدريجيًا (90 ثانية) عند انقطاع التيار الكهربائي. يُسهم هذا التوقف التدريجي في تبريد قلب المفاعل عند إيقاف التشغيل. في حال توقف دائرة التبريد الأساسية فجأة، أو في حال إزالة قضبان التحكم فجأة، قد ينصهر الوقود المعدني، كما حدث عرضيًا في مفاعل EBR-I؛ إلا أن الوقود المنصهر يُدفع حينها عبر أنابيب غلاف الوقود الفولاذية ويخرج من منطقة قلب المفاعل النشط، مما يؤدي إلى إيقاف تشغيل المفاعل نهائيًا، وبالتالي توقف توليد حرارة الانشطار وانصهار الوقود. ^{[ 36 ]} مع الوقود المعدني، لا يتضرر الغلاف ولا تُطلق أي مواد مشعة حتى في حالات فرط الطاقة الشديدة.

يعتمد التنظيم الذاتي لمستوى طاقة مفاعل IFR بشكل أساسي على التمدد الحراري للوقود، مما يسمح بتسرب المزيد من النيوترونات، وبالتالي تثبيط التفاعل المتسلسل . أما مفاعلات الماء الخفيف (LWR) فتتأثر بشكل أقل بالتمدد الحراري للوقود (نظرًا لأن جزءًا كبيرًا من قلب المفاعل يُستخدم كمهدئ للنيوترونات )، ولكنها تعاني من تأثير سلبي قوي ناتج عن اتساع دوبلر (الذي يؤثر على النيوترونات الحرارية وفوق الحرارية، وليس على النيوترونات السريعة) ومعامل فراغ سلبي ناتج عن غليان الماء المستخدم كمهدئ/مبرد؛ حيث يعيد البخار الأقل كثافة عددًا أقل من النيوترونات ذات درجة حرارة أقل إلى الوقود، والتي يُرجح أن يمتصها اليورانيوم-238 بدلًا من أن تُحدث انشطارًا نوويًا. مع ذلك، يمكن تقليل معامل الفراغ الموجب لمفاعل IFR إلى مستوى مقبول بإضافة التكنيتيوم إلى قلب المفاعل، مما يساعد على تدمير ناتج الانشطار طويل العمر المسمى التكنيتيوم-99 عن طريق التحويل النووي في هذه العملية. ^{[ 28 ]}

تستطيع مفاعلات IFR تحمّل كلٍّ من انقطاع التدفق وفقدان المشتت الحراري دون الحاجة إلى إيقاف تشغيل المفاعل (SCRAM ). إضافةً إلى الإيقاف التلقائي للمفاعل، يمنع تيار الحمل الحراري المتولد في نظام التبريد الأساسي تلف الوقود (انصهار قلب المفاعل). وقد تمّ إثبات هذه القدرات في مفاعل EBR-II . ^{[ 1 ]} والهدف النهائي هو عدم إطلاق أي مواد مشعة تحت أي ظرف من الظروف.

تُشكل قابلية الصوديوم للاشتعال خطراً على المشغلين. يحترق الصوديوم بسهولة في الهواء، ويشتعل تلقائياً عند ملامسته للماء. ويُقلل استخدام حلقة تبريد وسيطة بين المفاعل والتوربينات من خطر نشوب حريق صوديوم في قلب المفاعل.

ينتج الصوديوم-24 عند تعرضه للقصف النيوتروني . وهو نظير شديد الإشعاع، إذ يُصدر أشعة غاما عالية الطاقة تبلغ طاقتها 2.7 ميغا إلكترون فولت ، تليها عملية تحلل بيتا لتكوين المغنيسيوم-24 . يبلغ عمر النصف لهذا النظير 15 ساعة فقط، لذا فهو لا يُشكل خطرًا على المدى البعيد. ومع ذلك، فإن وجود الصوديوم-24 يستلزم استخدام حلقة تبريد وسيطة بين المفاعل والتوربينات.

تُنتج كل من مفاعلات الاحتراق السريع ( IFRs ) ومفاعلات الماء الخفيف (LWRs) بلوتونيومًا صالحًا للاستخدام في المفاعلات النووية ، والذي يظل قابلًا للاستخدام في الأسلحة حتى مع معدلات احتراق عالية ^{[ 37 ]} . إلا أن دورة وقود مفاعلات الاحتراق السريع تتضمن بعض الخصائص التصميمية التي تجعل انتشاره أكثر صعوبة من إعادة تدوير وقود مفاعلات الماء الخفيف المستهلكة وفقًا لبرنامج PUREX الحالي . فعلى سبيل المثال، قد تعمل هذه المفاعلات بمعدلات احتراق أعلى، مما يزيد من الوفرة النسبية لنظائر البلوتونيوم-238 ، والبلوتونيوم-240 ، والبلوتونيوم-242 غير القابلة للانشطار، ولكنها خصبة ^{[ 38 ]} .

على عكس إعادة معالجة PUREX، فإن إعادة المعالجة الإلكتروليتية للوقود المستهلك في مفاعل IFR لا تفصل البلوتونيوم النقي. بل يترك مختلطًا مع كميات ضئيلة من الأكتينيدات وبعض نواتج انشطار العناصر الأرضية النادرة، مما يجعل القدرة النظرية على صنع قنبلة منه مباشرةً موضع شك كبير. ^{[ 18 ]} وبدلًا من نقله من محطة إعادة معالجة مركزية كبيرة إلى مفاعلات في مواقع أخرى - كما هو شائع الآن في فرنسا، من لاهاي إلى أسطولها النووي المنتشر من مفاعلات الماء الخفيف - سيكون وقود IFR المعالج حراريًا أكثر مقاومةً للتحويل غير المصرح به. ^{[ 23 ]} ستبقى المادة التي تحتوي على مزيج نظائر البلوتونيوم في مفاعل IFR في موقع المفاعل ثم تُحرق عمليًا في الموقع ؛ ^{[ 23 ]} أو، إذا تم تشغيله كمفاعل توليد، يمكن استهلاك جزء من الوقود المعالج حراريًا بواسطة المفاعل (أو مفاعلات أخرى موجودة في أماكن أخرى). مع ذلك، وكما هو الحال في إعادة المعالجة المائية التقليدية، سيظل من الممكن استخلاص جميع نظائر البلوتونيوم كيميائيًا من الوقود المُعالَج حراريًا. في الواقع، سيكون ذلك أسهل بكثير من المنتج المُعاد تدويره مقارنةً بالوقود المستهلك الأصلي. ومع ذلك، سيظل الأمر أكثر صعوبةً مقارنةً بنوع آخر من أنواع الوقود النووي المُعاد تدويره التقليدي، وهو MOX ، نظرًا لاحتواء وقود IFR المُعاد تدويره على نواتج انشطار أكثر، وبسبب ارتفاع معدل احتراقه ، يحتوي على نسبة أعلى من نظير البلوتونيوم-240 المقاوم للانتشار النووي مقارنةً بـ MOX.

تتمثل إحدى مزايا إزالة وحرق الأكتينيدات (بما في ذلك البلوتونيوم) من الوقود المستهلك في مفاعل IFR في إزالة المخاوف بشأن ترك الوقود المستهلك (أو حتى الوقود المستهلك التقليدي - وبالتالي ذو معدل الاحتراق المنخفض نسبيًا - والذي يمكن أن يحتوي على تركيزات من نظائر البلوتونيوم القابلة للاستخدام في الأسلحة) في مستودع جيولوجي أو مخزن حاويات جافة ، والذي يمكن استخراجه في المستقبل لغرض صنع الأسلحة. ^{[ 27 ]}

لأن البلوتونيوم المستخدم في المفاعلات يحتوي على نظائر من البلوتونيوم ذات معدلات انشطار تلقائي عالية ، ونسب هذه النظائر المزعجة (من وجهة نظر تصنيع الأسلحة) تزداد فقط مع احتراق الوقود لفترة أطول فأطول، فإنه من الصعب للغاية إنتاج أسلحة نووية انشطارية ذات إنتاجية كبيرة من الوقود المستهلك عالي الاحتراق مقارنة بالوقود المستهلك (التقليدي) متوسط ​​الاحتراق في مفاعلات الماء الخفيف.

لذا، فإن مخاطر الانتشار النووي تنخفض بشكل ملحوظ مع نظام إعادة تدوير الوقود النووي (IFR) وفقًا للعديد من المعايير، ولكنها لا تُزال تمامًا. سيكون للبلوتونيوم المُستخلص من وقود مفاعل المعدن السائل المتقدم (ALMR) المُعاد تدويره تركيبة نظائرية مشابهة لتلك المُستخلصة من مصادر الوقود النووي المستهلك الأخرى ذات الاحتراق العالي . ورغم أن هذا يجعل المادة أقل جاذبية لإنتاج الأسلحة، إلا أنه يُمكن استخدامها في أسلحة أقل تطورًا أو في تعزيز الاندماج النووي .

في عام 1962، فجرت الحكومة الأمريكية جهازًا نوويًا باستخدام ما كان يُعرف آنذاك باسم " بلوتونيوم من فئة المفاعلات "، على الرغم من أنه في التصنيفات الأحدث يُعتبر بدلاً من ذلك بلوتونيوم من فئة الوقود ، وهو النوع النموذجي الذي تنتجه مفاعلات ماغنوكس ذات الاحتراق المنخفض . ^{[ 39 ] [ 40 ]}

يحتوي البلوتونيوم المُنتَج في وقود مفاعل التوليد عمومًا على نسبة أعلى من نظير البلوتونيوم-240 مقارنةً بالبلوتونيوم المُنتَج في المفاعلات الأخرى، مما يجعله أقل جاذبية للاستخدام في الأسلحة، لا سيما في تصاميم أسلحة الجيل الأول النووية المشابهة لـ" الرجل البدين" . وهذا يوفر درجة جوهرية من مقاومة الانتشار النووي. مع ذلك، إذا استُخدم غطاء من اليورانيوم لإحاطة قلب المفاعل أثناء التوليد، فإن البلوتونيوم المُنتَج في هذا الغطاء يكون عادةً عالي الجودة من نظير البلوتونيوم-239 ، ويحتوي على نسبة ضئيلة جدًا من نظير البلوتونيوم-240، مما يجعله جذابًا للغاية للاستخدام في الأسلحة. ^{[ 41 ]}

إذا تم تشغيلها كمولد للغازات بدلاً من كونها مستهلكة لها، فإن جهاز IFR لديه إمكانية الانتشار:

على الرغم من أن بعض المقترحات الحديثة لمستقبل مفهوم مفاعل ALMR/IFR قد ركزت بشكل أكبر على قدرته على تحويل البلوتونيوم واستخدامه بشكل لا رجعة فيه، مثل مفاعل PRISM النظري ومفاعل BN-800 العامل في روسيا (عام 2014)، فإن مطوري مفاعل IFR يقرون بأنه "من المسلّم به أن مفاعل IFR يمكن تهيئته كمنتج صافٍ للبلوتونيوم". ^{[ 42 ]} إذا استُخدم نظام ALMR، بدلاً من معالجة الوقود المستهلك، لإعادة معالجة المواد الخصبة المشعة (الخصبة) [أي، إذا استُخدمت طبقة من اليورانيوم-238 الخصب] في وحدة التكرير الكهربائي، فسيكون البلوتونيوم الناتج مادة فائقة الجودة، ذات تركيبة نظائرية مثالية تقريبًا لتصنيع الأسلحة النووية. ^{[ 43 ]}

يمكن تصنيع نسخة تجارية من نظام IFR، وهي S-PRISM ، في المصنع ونقلها إلى الموقع. يساهم هذا التصميم المعياري الصغير (وحدات 311 ميغاواط) في خفض التكاليف، ويتيح إنشاء محطات نووية بأحجام مختلفة (311 ميغاواط وأي مضاعفات صحيحة) بتكلفة اقتصادية.

تُظهر تقييمات التكلفة التي تأخذ في الاعتبار دورة الحياة الكاملة أن المفاعلات السريعة قد لا تكون أغلى من المفاعلات المبردة بالماء والمُهدئة بالماء، وهي حاليًا أكثر المفاعلات استخدامًا في العالم. ^{[ 44 ]}

على عكس المفاعلات التي تستخدم نيوترونات حرارية منخفضة الطاقة وبطيئة نسبيًا، تحتاج مفاعلات النيوترونات السريعة إلى سائل تبريد لا يُبطئ أو يحجب النيوترونات (كما يفعل الماء في مفاعلات الماء الخفيف) لكي تمتلك طاقة كافية لانشطار نظائر الأكتينيدات القابلة للانشطار ولكن غير القابلة للانشطار . كما يجب أن يكون قلب المفاعل مضغوطًا وأن يحتوي على أقل كمية ممكنة من المواد المُبطئة للنيوترونات. ويُعد سائل تبريد الصوديوم المعدني، من نواحٍ عديدة، الخيار الأمثل لهذا الغرض لما يتمتع به من خصائص. فبالإضافة إلى كونه غير مُبطئ للنيوترونات، تشمل خصائصه الفيزيائية المرغوبة ما يلي:

• درجة انصهار منخفضة
• ضغط بخار منخفض
• درجة غليان عالية
• موصلية حرارية ممتازة
• لزوجة منخفضة
• خفيف الوزن
• الثبات الحراري والإشعاعي

تشمل الفوائد الإضافية لاستخدام الصوديوم السائل ما يلي:

• مواد وفيرة ومنخفضة التكلفة
• ينتج عن التنظيف بالكلور ملح طعام غير سام
• متوافق مع المواد الأخرى المستخدمة في القلب (لا يتفاعل مع الفولاذ المقاوم للصدأ أو يذيبه)، لذلك لا حاجة إلى تدابير خاصة للحماية من التآكل
• قوة ضخ منخفضة (بسبب الوزن الخفيف واللزوجة المنخفضة)
• يحمي المكونات الأخرى من التآكل عن طريق الحفاظ على بيئة خالية من الأكسجين والماء (يتفاعل الصوديوم مع أي كميات ضئيلة لتكوين أكسيد الصوديوم أو هيدروكسيد الصوديوم والهيدروجين).
• الوزن الخفيف (الكثافة المنخفضة) يحسن مقاومة أحداث القصور الذاتي الزلزالي (الزلازل).

من أبرز عيوب استخدام الصوديوم خطورته الشديدة في الاشتعال بوجود كميات كبيرة من الهواء (الأكسجين)، واحتراقه التلقائي مع الماء، مما يجعل تسرب الصوديوم والفيضانات أمرًا بالغ الخطورة. وقد حدث ذلك بالفعل في محطة مونجو للطاقة النووية عام 1995، حيث تسبب الحادث والحريق في أضرار جسيمة. ينتج عن تفاعلات الصوديوم مع الماء الهيدروجين، وهو مادة قابلة للانفجار. أما نظير الصوديوم ^24Na ، وهو ناتج تنشيط الصوديوم، فيُطلق فوتونات عالية الطاقة عند تحلله (على الرغم من قصر عمر النصف له، إذ يبلغ 15 ساعة فقط). يُبقي تصميم المفاعل نظير الصوديوم ^24Na في حوض المفاعل، وينقل الحرارة لتوليد الطاقة باستخدام حلقة صوديوم ثانوية، إلا أن هذا يزيد من تكاليف الإنشاء والصيانة. ^{[ 45 ]}