Transmutacja w reaktorach prędkich

Technologią, która może odegrać znacząca rolę w transmutacji wypalonego paliwa jądrowego są reaktory prędkie. Reaktor taki jest pozbawiony moderatora, a co za tym idzie pracuje w prędkim widmie neutronów. Chłodziwem takiego reaktora może być gaz, np. hel, lub ciekły metal. Najczęściej spotykanym chłodziwem w dotychczasowych projektach był ciekły sód, ale w przyszłych konstrukcjach rozważa się często także chłodzenie ciekłym ołowiem lub eutektyką ołów-bizmut.

Pierwszym reaktorem tego typu był reaktor Clementine w Los Alamos National Laboratory w USA. Osiągnął on po raz pierwszy krytyczność w roku 1946 i pracował do 1952 roku [36]. Reaktor ten miał moc cieplną 25 kW. Jako paliwo zastosowano

w nim metaliczny ²³⁹Pu otoczony płaszczem z naturalnego uranu i stalowym

reflektorem. Chłodziwem była rtęć, a do jej cyrkulacji wykorzystano pompę elektromagnetyczną [37]. Również pierwszy w historii reaktor, który został wykorzystany do produkcji elektryczności, był reaktorem prędkim. Stało się to dokładnie 20 grudnia 1951 roku, kiedy mieszczący się w National Reactor Testing Station, obecnie Idaho National Laboratory, reaktor EBR-I posłużył do zasilenia czterech dwustuwatowych żarówek [38]. Był to również pierwszy reaktor powielający, czyli produkujący więcej izotopów rozszczepialnych niż ich zużywający. Jego maksymalna moc cieplna wynosiła 1,4 MW, a elektryczna 200kW, co pozwalało na zasilanie w energię elektryczną całego budynku. Chłodziwem w EBR-I była eutektyka sód-potas, której zaletą jest fakt, że jest ona ciekła w temperaturze pokojowej w przeciwieństwie do innych chłodziw używanych w reaktorach prędkich [39]. Reaktory prędkie były też od początków rozwoju wykorzystania energii jądrowej rozważane jako reaktory napędowe. Przykładem mogą by tu rozwijane w Związku Radzieckim reaktory chłodzone eutektyką ołów-bizmut czy drugi amerykański atomowy okręt podwodny, USS Seawolf (SSN-575), który wszedł do służby w roku 1957. Do jego napędu wykorzystano reaktor prędki chłodzony sodem [40].

Jak pokazują podane przykłady reaktory pracujące w prędkim widmie neutronów nie są koncepcją nową i były rozwijane już w początkach energetyki jądrowej. Jednakże kiedy doszło do komercjalizacji reaktorów jądrowych zdecydowanie ustąpiły one pola reaktorom wodnym. Stało się tak z kilku powodów. Pierwszym i najważniejszym były trudności technologiczne związane z użyciem ciekłego metalu jako chłodziwa. Należy wymienić tutaj jego korozyjność, reaktywność chemiczną przy kontakcie z wodą

czy zużywanie się elementów ruchomych pomp. Dochodziło również do przypadków

częściowego stopienia rdzenia. Można tutaj wymienić taki przypadek

we wspomnianych już wcześniej reaktorze EBR-I w 1955 roku [39]. Podobnie reaktor napędowy na USS Seawolf cierpiał z powodu częstych wycieków chłodziwa spowodowanych przez korozyjne właściwości sodu i w 1959 roku został wymieniony na reaktor typu PWR [40]. Technologia reaktorów wodnych nie stwarzała takich wyzwań technologicznych i to właśnie większa łatwość w jej masowej implementacji spowodowała, że wyparła ona reaktory prędkie. Podobny los stopniowo spotkał również inne technologie reaktorów pracujących w termicznym spektrum neutronów, jak reaktory grafitowo-gazowe, w tym reaktory wysokotemperaturowe HTR. W tym przypadku decydujące okazały się głównie problemy w rozwoju materiałów mogących pracować w wysokich temperaturach występujących w tego typu reaktorach. Warto tutaj wspomnieć, że pierwszą komercyjną elektrownią jądrową była otwarta w 1956 roku w Wielkiej Brytanii elektrownia Calder Hall, w której zastosowano

reaktory grafitowo-gazowe typu MAGNOX [41]. Istotnym czynnikiem,

który spowodował szybszy rozwój rektorów lekkowodnych, mogła być też decyzja o rozwoju reaktorów PWR jako reaktorów napędowych do zastosowań wojskowych, co miało istotny wpływ na finansowanie badań rozwojowych. Przykładem problemów z finansowaniem prac rozwojowych dotyczących reaktorów prędkich może być reaktor EBR-II, będący prototypem Integral Fast Reactor, w Argonne National Laboratory. Działał on w latach 1969-1994, aż do wycofania się Departamentu Energii z dalszego finansowania prac. Poza możliwością wielokrotnego recyklingu paliwa reaktor ten oferował takie nowatorskie rozwiązania jak pasywne systemy bezpieczeństwa [42]. Dlatego też, pomimo początkowej dużej różnorodności proponowanych technologii, komercyjną energetykę jądrową zdominowały reaktory lekkowodne. Odpowiadają one dziś za ponad 80% mocy zainstalowanej w elektrowniach jądrowych [43], a oferowane dziś komercyjnie technologie nowych reaktorów to prawie wyłącznie reaktory PWR i BWR. Wyjątkiem jest tu ciężkowodny reaktor Enhanced CANDU 6 [19], choć jest to również reaktor pracujący w termicznym widmie neutronów.

Pomimo wspomnianego zdominowania komercyjnych elektrowni jądrowych przez reaktory lekkowodne reaktory prędkie również były w tym celu wykorzystywane, choć na zdecydowanie mniejszą skalę i nie bez problemów. Można tutaj wymienić takie przykłady jak francuskie reaktory Phenix i Superphenix, japoński Monju, indyjski

FBTR czy rosyjską serię reaktorów BN. Wszystkie wymienione konstrukcje chłodzone były ciekłym sodem. Phenix miał moc 233 MWe i został uruchomiony po raz pierwszy w roku 1973. W latach 1998-2003 został wyłączony celem dokonania modyfikacji, po których pracował aż do ostatecznego zamknięcia w 2009 roku [44]. Jego następcą miał być uruchomiony w 1986 roku Superphenix o mocy elektrycznej 1200 MW. Był to największy działający reaktor prędki, a obok rosyjskiego BN-600, jedyny uruchomiony reaktor prędki o mocy elektrycznej przekraczającej 500 MW. Jednakże w 1997 roku został on wyłączony ze względu na problemy techniczne takie jak korozja i wycieki z układu chłodzenia oraz wysokie koszty eksploatacji oraz z powodu nacisków „zielonych” [44]. Jeszcze w trakcie budowy, w roku 1982, Superphenix stał się celem ataku terrorystycznego dokonanego przez szwajcarskiego aktywistę przy użyciu granatnika RPG-7. Nie wyrządził on jednak poważnych szkód [45]. Kolejnymi wartymi wspomnienia komercyjnymi reaktorami prędkimi są rosyjskie reaktory należące do serii BN. Pierwszy z nich, BN-350, został uruchomiony w 1973 roku w Związku Radzieckim, na terenie dzisiejszego Kazachstanu. Był to podobnie jak wcześniej wymienione jednostki reaktor chłodzony ciekłym sodem. Miał on moc elektryczną zaledwie 150 MW, ale równocześnie pochodzące z niego ciepło wykorzystywane było do odsalania wody z Morza Kaspijskiego, przez co był on również jedyną na świecie jądrową instalacją służącą temu celowi. Reaktor BN-350 ostatecznie wyłączono w 1998 roku [46]. Kolejnym przedstawicielem serii jest reaktor BN-600 zbudowany w Biełorajskiej Elektrowni Jądrowej. Uruchomiono go w 1980 roku i pracuje do dziś. Jest to również reaktor sodowy, o mocy elektrycznej netto 560 MW [47]. Jako paliwo wykorzystuje on uran o wzbogaceniu 17-26% [48]. Kolejny reaktor tej serii, BN-800, jest obecnie budowany w tym samym miejscu. Jest to rozwinięcie reaktora BN-600 o mocy zwiększonej do 800 MW. Co istotne z punktu widzenia rozwoju reaktorów prędkich do transmutacji wypalonego paliwa ma on wykorzystywać paliwo MOX [49]. Budowa jest już bliska ukończenia i uruchomienie reaktora przewidywane jest na koniec 2014 roku [50]. W 2015 roku ma się zaś rozpocząć, również w Biełojarskiej Elektrowni Jądrowej, budowa kolejnego rektora serii, tym razem BN-1200 o mocy 1200 MWe [51]. W roku 2014 zostanie również uruchomiony reaktor PFBR w Kalpakkam w Indiach. Jest to chłodzona sodem jednostka o mocy 500 MWe, która również ma wykorzystywać paliwo MOX. Planowana jest też budowa kolejnych reaktorów tego typu [52].

Stosunkowo niewielka liczba zrealizowanych projektów reaktorów prędkich, w porównaniu z reaktorami wodnymi, powoduje, że liczone w reaktorolatach doświadczenie eksploatacyjne, a co za tym idzie dojrzałość technologii, są znacznie mniejsze niż w przypadku tych drugich. Należy też zwrócić uwagę, że istniejące doświadczenie dotyczy głównie reaktorów prędkich chłodzonych ciekłym sodem. Doświadczenie w eksploatacji reaktorów chłodzonych eutektyką ołów-bizmut ma w zasadzie tylko marynarka rosyjska, gdyż używała takich reaktorów do napędu okrętów podwodnych klasy alfa [53]. Jednak technologia reaktorów prędkich jest ciągle rozwijana. Dzisiejsze prace rozwojowe nad technologią reaktorów prędkich dotyczą w dużej mierze ich zastosowania do transmutacji wypalonego paliwa jądrowego. Wymienić tutaj należy takie projekty należące do IV generacji reaktorów jak francuski projekt reaktora ASTRID chłodzonego sodem [54], europejskie projekty reaktorów ELSY [55] chłodzonego ciekłym ołowiem i MYRRHRA-FASTEF chłodzonego eutektyką ołów-bizmut [56], rozwijany przez GE-Hitachi sodowy reaktor PRISM [57] czy dalsze rosyjskie prace rozwojowe nad wspominana już serią reaktorów BN.

Zainteresowanie reaktorami prędkimi pod kątem transmutacji wynika z ich właściwości powodowanych innym widmem neutronów niż w reaktorach wodnych. Wyższa energia neutronów w rdzeniu oznacza inne przekroje czynne na poszczególne reakcje jądrowe. Po pierwsze zmniejsza się ilość wychwytów pasożytniczych, zarówno przez aktynowce zawarte w paliwie, jak i przez powstające produkty rozszczepienia, chłodziwo czy w elementach konstrukcyjnych znajdujących się w rdzeniu. Ponadto

neutrony prędkie mogą powodować rozszczepienia aktynowców progowo

rozszczepialnych, które nie ulegają rozszczepieniu neutronami termicznymi. Można

tutaj wymienić takie izotopy jak 238U, 240Pu, 242Pu, 241Am , 243Am, 243Cm czy 244Cm.

Efektem tych zmian przekrojów czynnych jest między innymi poprawiona gospodarka neutronami w rdzeniu reaktora, co umożliwia powielanie paliwa. To właśnie ta właściwość reaktorów prędkich była głównym powodem zainteresowania tą technologią w początkach rozwoju energetyki jądrowej. Z punktu widzenia wykorzystania reaktorów prędkich do transmutacji odpadów promieniotwórczych znacznie ważniejsza jest zmiana stosunku przekroju czynnego na rozszczepienie do przekroju czynnego na absorpcję neutronu przez dany izotop. Wielkość ta określa prawdopodobieństwo rozszczepienia danego izotopu w wyniku pochłonięcia neutronu. Jej porównanie dla wybranych izotopów zostało przedstawione na Rysunku 11.

Widać na nim wyraźnie, że prawdopodobieństwo to jest wyraźnie wyższe w przypadku neutronów prędkich. Jest to o tyle korzystne z punktu widzenia transmutacji wypalonego paliwa, że aktynowce są zdecydowanie częściej rozszczepiane zamiast tworzyć wyższe izotopy. Jest to szczególnie widoczne w przypadku wspomnianych wyżej izotopów progowo rozszczepialnych.

Rys. 11. Porównanie prawdopodobieństwa rozszczepienia wybranych aktynowców wskutek

pochłonięcia neutronów prędkich i termicznych [58]

Zmniejszenie prawdopodobieństwa absorpcji neutronu na korzyść rozszczepienia pozwala na znacznie skuteczniejszą transmutację wypalonego paliwa. Fakt, iż aktynowce są łatwiej rozszczepiane przez neutrony prędkie pozwala przede

wszystkim uniknąć powstawania dużych ilości rzadkich aktynowców

przy wielokrotnym recyklingu paliwa. Unikanie ich tworzenia ma szczególne znaczenie w przypadku tych aktynowców, które stwarzają, największe trudności zarówno na etapie samego wypalania, jak i chemicznej przeróbki i produkcji paliwa. Poprawia to również gospodarkę neutronami, gdyż np. kiur, jak wspominano już wcześniej, jest transmutowany w reaktorach lekkowodnych w zasadzie wyłącznie przez absorpcję neutronu. Powoduje to, że jego skuteczna transmutacja wymaga szeregu absorpcji neutronów, aż dojdzie do rozszczepienia. W przypadku reaktorów prędkich liczba

ta znacząco spada. Dzięki zwiększeniu prawdopodobieństwa rozszczepienia łagodniejsze stają się również efekty degradacji składu paliwa przy wielokrotnym

wypalaniu przez zmianę proporcji zawartości izotopów rozszczepialnych

do nierozszczepialnych w termicznym widmie neutronów. Dzięki tym właściwościom reaktory prędkie umożliwiają osiągnięcie zamkniętego cyklu paliwowego [5]. Schemat takiego cyklu został przedstawiony na Rysunku 12.

Rys. 12. Schemat cyklu paliwowego przy wykorzystaniu reaktorów prędkich do transmutacji

wypalonego paliwa [5]

Pokazana na schemacie strategia transmutacyjna zakłada jednokrotne wypalanie paliwa uranowego w reaktorach lekkowodnych, a następnie wielokrotne wypalanie plutonu i rzadkich aktynowców w reaktorach prędkich. Co częste w proponowanych rozwiązaniach zamkniętego cyklu paliwowego wykorzystującego reaktory prędkie nie obejmuje ono ponownego użycia plutonu w reaktorach lekkowodnych w postaci paliwa MOX. Na schemacie pokazany jest również przepływ masy poszczególnych grup aktynowców w stosunku do ilości wyprodukowanej energii elektrycznej. Ilość aktynowców będących ostatecznymi odpadami w przedstawionym cyklu to 1,69 kg/TWhe uranu oraz 0,10 kg/TWhe plutonu i rzadkich aktynowców. Oznacza to,

transuranowców z czego ok. 10% przypadałoby na rzadkie aktynowce. Dla porównania w przypadku jednokrotnego wypalania paliwa uranowego w reaktorach lekkowodnych wspomniane wcześniej liczby wynoszą odpowiednio 2270,82 kg/TWhe dla uranu oraz 32,32 kg/TWhe dla transuranowców. Jest to zatem ok. 300-krotna redukcja ilości powstających transuranowców, co można uznać za całkowicie satysfakcjonujący efekt. Sprowadzałoby to kwestię składowania odpadów promieniotwórczych do produktów rozszczepienia, a jak już wspomniano wcześniej ich aktywność spada zdecydowanie szybciej. Natomiast bezpieczne składowanie takich ilości transuranowców również nie stanowi już większego wyzwania. Można w tym miejscu również zauważyć, że są one nie tylko odpadem, ale liczne ich izotopy mogą znaleźć zastosowanie jako źródła promieniowania czy neutronów, chociażby w nauce czy medycynie.

Istotnym parametrem widocznym na schemacie jest odsetek mocy zainstalowanej przypadającej na reaktory prędkie wymagany do zamknięcia cyklu paliwowego. W omawianym przypadku wynosi on 36,8%. Jest to o tyle istotne, że spodziewany koszt budowy reaktorów prędkich służących do transmutacji wypalonego paliwa jest wyższy niż reaktorów lekkowodnych, więc ich udział w całkowitej mocy zainstalowanej ma znaczenie dla kosztów całego cyklu paliwowego [59]. Czynnikiem decydującym o takiej proporcji pomiędzy wymaganą ilością różnych typów reaktorów są, podobnie jak w przypadku reaktorów lekkowodnych, niepożądane właściwości niektórych transuranowców. Negatywnie wpływają one na bezpieczeństwo pracy reaktora, co ogranicza ich dopuszczalną zawartość w paliwie. Transmutacja nie może się bowiem odbywać kosztem bezpieczeństwa.

Pierwszym efektem towarzyszącym wzrostowi zawartości transuranowców w paliwie, o którym należy wspomnieć, jest spadek frakcji neutronów opóźnionych. Porównanie tychże frakcji dla wybranych aktynowców pokazuje Tabela 3. Neutrony opóźnione nie są jak neutrony natychmiastowe generowane bezpośrednio w wyniku reakcji rozszczepienia, ale są one emitowane przez niektóre produkty rozszczepienia zwane prekursorami neutronów opóźnionych. Istnieje sześć grup prekursorów o czasach połowicznego rozpadu od dziesiątych części sekundy do kilkudziesięciu sekund [60]. Neutrony opóźnione odgrywają kluczową rolę w sterowaniu i bezpieczeństwie pracy reaktora. Dzięki ich występowaniu krytyczny reaktor można rozważyć jako pracujący w stanie podkrytycznym i zasilany z dodatkowego, izotopowego źródła neutronów jakim są właśnie prekursory neutronów opóźnionych. Ponieważ intensywność tego

źródła podąża za zmianami mocy reaktora z pewnym, bo około kilkusekundowym

opóźnieniem, zmiany mocy reaktora wskutek zwiększenia lub zmniejszenia reaktywności nie zachodzą tak gwałtownie jak działoby się to gdyby zjawisko neutronów opóźnionych nie występowało. Brak neutronów opóźnionych powodowałby,

że zmiany mocy byłyby na tyle szybkie, że sterowanie reaktorem byłoby praktycznie

niemożliwe. Dlatego też niedopuszczalne jest nawet nadmierne zbliżanie się do nadkrytyczności na neutronach natychmiastowych, która oznacza w praktyce utratę kontroli nad reaktorem. Jest to szczególnie istotne w przypadku reaktorów prędkich, które charakteryzuje krótszy czas generacji neutronów niż reaktory termiczne. O marginesie bezpieczeństwa jakim jest dystans od nadkrytyczności na neutronach natychmiastowych decyduje właśnie frakcja neutronów opóźnionych β. Co bardzo ważne, choć jest ona w pewnym stopniu zależna od energii rozszczepiającego neutronu, to jest to wielkość charakterystyczna dla danego izotopu. Dlatego o jej wartości w danym reaktorze decyduje skład izotopowy paliwa.

Tabela 3. Udziały neutronów opóźnionych wybranych aktynowców [61]

Izotop β [%] 232Th 2,09 235U 238U 0,673 1,51 239Pu 241Pu 242Pu 0,187 0,462 0,573 237Np 241Am 243Am 242Cm 0,334 0,114 0,198 0,033

W tabeli można zauważyć ogólną tendencję do spadku frakcji neutronów opóźnionych wraz ze wzrostem liczby masowej izotopu. W przypadku niektórych

izotopów może być to spadek nawet o rząd wielkości w porównaniu z 235U. Spadek ten

jest już widoczny w reaktorach lekkowodnych podczas wypalania paliwa uranowego, gdzie z początkowej wartości ok. 700 pcm dla paliwa świeżego frakcja neutronów

opóźnionych spada do ok. 500 pcm wraz ze spadkiem zawartości ²³⁵U i produkcją

izotopów plutonu. Dla paliwa MOX wynosi już ona ok. 400 pcm [62]. Co również istotne, neutrony opóźnione mają inne widmo niż neutrony natychmiastowe, co zostało pokazane na Rysunku 13. Konsekwencją tego jest fakt, iż są one w reaktorach prędkich

w porównaniu z neutronami natychmiastowymi stosunkowo częściej pochłaniane niż wywołują rozszczepienia. Powoduje to, że efektywna frakcja neutronów

opóźnionych βeff, czyli udział neutronów opóźnionych w całkowitej liczbie neutronów

wywołujących rozszczepienia, jest w reaktorach prędkich wyraźnie mniejsza niż całkowita frakcja neutronów opóźnionych β, która określa całkowity udział neutronów opóźnionych wśród neutronów powstających w systemie [63]. A to właśnie efektywna frakcja neutronów opóźnionych jest parametrem decydującym o marginesie

bezpieczeństwa pracy reaktora. Ponadto izotop ²⁴¹Am posiada bardzo duży przekrój

czynny na absorpcję neutronu w obszarze energii bardzo zbliżonym do najczęściej występujących energii neutronów opóźnionych. Dlatego też są one łatwo przez niego absorbowane [64]. Powoduje to dalszy spadek efektywnej frakcji neutronów opóźnionych w przypadku paliwa bogatego w ten izotop. Przykładowo paliwo o składzie 50% uranu, 20% plutonu i 30% ameryku charakteryzowałoby się stosunkiem

βeff/β= 0,6 przy efektywnej frakcji neutronów opóźnionych βeff = 220 pcm [65].

Rys. 13. Porównanie widma neutronów natychmiastowych (prompt) i opóźnionych

(delayed) [65]

Kolejnym negatywnym skutkiem wzrostu zawartości rzadkich aktynowców w paliwie jest wzrost paliwowego temperaturowego współczynnika reaktywności. Zatem słabnie efekt jego działania, powodujący, że wzrostowi temperatury paliwa towarzyszy spadek reaktywności. Za jego występowanie odpowiada dopplerowskie poszerzanie się pików rezonansowych na absorpcję neutronów spowodowane wzrostem termicznych oscylacji jąder zawartych w paliwie [66]. Ponieważ efekt ten jest silniejszy dla niższych energii neutronów, które są w reaktorach prędkich zdecydowanie mniej

liczne, w reaktorach takich efekt ten jest zdecydowanie słabszy niż w reaktorach lekkowodnych. W układach prędkich chłodzonych sodem za 60% występującego współczynnika temperaturowego odpowiadają pochłonięcia neutronów o energii poniżej 3 keV, które stanowią tylko 15% wszystkich pochłonięć w układzie [65].

Wzrost zawartości rzadkich aktynowców, a zwłaszcza ²⁴¹Am, powoduje dalszy wzrost

tego współczynnika. Wynika to z faktu wysokiego przekroju czynnego na absorpcję

neutronu tego izotopu w przedziale energii 10-500 keV, znacząco wyższego niż ²³⁸U.

Porównanie przekrojów czynnych tych izotopów przedstawia Rysunek 14.

Wspomniany ²⁴¹Am powoduje zatem wraz ze wzrostem swojej koncentracji w paliwie

utwardzanie widma neutronów, a co za tym idzie dalszy wzrost temperaturowego, paliwowego współczynnika reaktywności i osłabienie efektu jego działania [65].

Rys. 14. Przekroje czynne na absorpcję neutronu 238U i 241Am [65]

Rzadkie aktynowce zawarte w paliwie mają również wpływ na współczynniki reaktywności związane ze zmianą temperatury i gęstości chłodziwa. Drugi z wymienionych nazywany jest współczynnikiem próżniowym. Podobnie jak w przypadku paliwowego, temperaturowego współczynnika reaktywności szczególnie

istotna jest tu zawartość w paliwie izotopu ²⁴¹Am. Zmniejszenie gęstości lub wzrost

temperatury chłodziwa powoduje występowanie w rdzeniu dwóch przeciwstawnych efektów wynikających ze zmniejszonego oddziaływania neutronów z chłodziwem. Pierwszym z nich jest zwiększenie się ucieczki neutronów z układu, co jest korzystne gdyż prowadzi do spadku reaktywności. Drugim jest utwardzanie się widma neutronów w układzie. Powoduje to z kolei wzrost prawdopodobieństwa rozszczepienia izotopów progowo rozszczepialnych. Zostało ono pokazane na Rysunku 15. Widać na nim istotny

wzrost prawdopodobieństwa rozszczepienia izotopów 238U i 241Am wraz ze wzrostem

energii neutronu. Warto jednak zauważyć, że w przypadku 238U występuje on przy

wyższej energii, a zatem ma on zdecydowanie mniejsze znaczenie. Co również istotne

izotop ²⁴¹Am ma duży przekrój czynny na absorpcje neutronu poniżej energii 0,5 MeV,

co zostało już wcześniej przedstawione na Rysunku 14. Zatem przesunięcie widma neutronów w stronę wyższych energii w tym obszarze powoduje istotny wzrost reaktywności, co jest zjawiskiem bardzo niekorzystnym z punktu widzenia bezpieczeństwa pracy układu. Efekt ten jest tym silniejszy, im wyższa zawartość

izotopu ²⁴¹Am w paliwie [64].

Rys. 15. Prawdopodobieństwa rozszczepienia w wyniku absorpcji neutronu 238U i 241Am [65]

Istotny jest też bilans obu wymienionych efektów, czyli zwiększenia ucieczki oraz utwardzania się widma neutronów. Zależy on między innymi od rozmiarów rdzenia. W przypadku małych reaktorów dominuje zwiększenie ucieczki i współczynnik reaktywności pozostaje ujemny nawet przy wyższej zawartości rzadkich aktynowców w paliwie. Ale wraz ze wzrostem rozmiarów rdzenia decydująca staje się zmiana widma neutronów i współczynnik reaktywności staje się dodatni. Jest to zdecydowanie niekorzystne, ale nie jest nieakceptowalne, pod warunkiem, że paliwowy temperaturowy współczynnik reaktywności jest w stanie skompensować ten efekt [65].

Wspomniane efekty wymuszają ograniczenia zawartości rzadkich aktynowców w paliwie. Ocenia się, że dopuszczalna z punktu widzenia parametrów bezpieczeństwa pracy układu zawartość ameryku w paliwie reaktora prędkiego chłodzonego sodem wynosi 2-3%. Jest to wartość wystarczająca dla wypalania własnej produkcji rzadkich

aktynowców, jednak uniemożliwia ona dodatkowe wypalanie ameryku powstającego