Prędkie neutrony i ciekły sód

Terrapower - jądrowy startup Billa Gatesa - zamierza zbudować w ciągu 7 lat reaktor Natrium (345 MW_e / 840 MW_t) w Wyoming w miejsce jednej z elektrowni węglowych. Wybór konkretnej elektrowni do zastąpienia nastąpi do końca bieżącego roku, a inwestorem będzie PacifiCorp - firma innego giganta Wall Street - Warrena Buffetta. Technologią jądrową Natrium ma być reaktor prędki chłodzony ciekłym sodem. 

Technologia prędkich reaktorów była kiedyś oczkiem w głowie wielu rządów, generowała ostre spory polityczne, gromadziła wielotysięczne protesty. Dziś to mauzoleum technologiczne rozwijane głównie w Rosji, Indiach i Chinach, o którym mało kto pamięta. Gates jednak nie poddaje się i proponuje w ambitny, lecz przemyślany sposób, zaprzęgnąć ją do dekarbonizacji naszej energii.

W tej notce najpierw pokrótce wyjaśniam, jak działają współczesne reaktory energetyczne chłodzone wodą i jakie są ich główne problemy. Następnie opisuję innowacje zaproponowane przez Terrapower w swoim produkcie, żeby te problemy rozwiązać, oraz jakich barier należy się spodziewać na drodze implementacji nowej technologii.

Fig. Schemat jednostki wytwórczej Natrium: w centrum u dołu - część reaktorowa (nuclear island); powyżej po prawej - część energetyczna (energy island: magazyn energii na stopioną sól, generator pary, turbina). Źródło: Webinar Terrapower (30:00-51:00)

Woda, woda ochłody doda

Reaktor polega na zbliżaniu do siebie kawałków niestabilnego metalu (np. uranu lub plutonu), które bombardując się wzajemnie neutronami, rozpadają się i nagrzewają. Odbieramy ich ciepło chłodziwem, żeby odparować wodę, która następnie napędza turbinę i generuje elektryczność. W większości reaktorów chłodziwem jest woda, ale znacząco spowalnia (moderuje) ona neutrony. Takie spowolnione neutrony nazywamy neutronami termicznymi, bo są w równowadze termicznej z otoczeniem w temperaturze pokojowej [1,2].

Fig. Promieniowanie jądrowe wokół rudy uranu widoczne dzięki jonizacji i skraplaniu (kondensacji) gazu na trasie przelotu cząstek.

Jeżeli zdecydowaliśmy, że woda będzie chłodziwem, to mamy spory problem, bo reaktor nagrzewa się do kilkuset stopni, a woda będzie musiała odbierać ciepło z reaktora w temp. ok. 300°C, czyli dużo ponad jej temperaturę wrzenia w warunkach normalnych. Aby utrzymać ją w stanie ciekłym, będziemy musieli poddać ją sporemu ciśnieniu, bo temperatura wrzenia zwiększa się wraz ze zwiększającym się ciśnieniem i np. przy ciśnieniu 16.5 MPa to 350°C. Utrzymanie dużego ciśnienia wody cyrkulującej w reaktorze wymaga skomplikowanych systemów hydraulicznych oraz zabezpieczeń, a jego utrata jest równoznaczna z utratą chłodzenia rdzenia i zagrożeniem stopienia. 

Typ reaktorów chłodzonych wodą pod ciśnieniem (która też moderuje, czyli spowalnia neutrony) nazywamy wodno-ciśnienieniowym (PWR - Pressurized Water Reactor) i są one dziś najpopularniejsze, bo okazywały się najbardziej ekonomiczne. W tej notce reaktor taki będzie też pojawiał się jako LWR (Light-Water Reactor), ale to rozróżnienie tu akurat jest nieistotne.

Fig. Zainstalowana obecnie moc energetycznych reaktorów jądrowych według typu (393 GW w 443 reaktorach). Niemal wszystkie są chłodzone wodą (426/443) z czego większość wodą pod ciśnieniem (351/443). Źródło:pris.iaea.org

Reaktory PWR zostały początkowo zaprojektowane do użycia w łodziach podwodnych, czyli nie mogły być zbyt masywne. Choć ewolucja na przestrzeni dekad poprawiła ich charakterystykę pracy, np. pod względem bezpieczeństwa czy wykorzystania paliwa, to stały się one olbrzymimi, skomplikowanymi urządzeniami produkującymi 1-1.6 GW mało elastycznej mocy. Budowy najnowszych wersji tych reaktorów w warunkach rynkowych krajów demokratycznych okazały się tragifarsą organizacyjną i finansową (Flamanville 3, Olkiluoto 3, Hinkley Point C, Vogtle 3-4, V.C. Summer 2-3), a wiele projektów anulowano bądź się ślimaczy. Skala i skomplikowanie reaktorów PWR jest ewidentnie jedną z przyczyn stagnacji energii jądrowej [3].

Fig. Schemat francusko-niemieckiego reaktora EPR. Rdzeń reaktora jest małą fasolką otoczoną skomplikowanym systemem hydraulicznym. Źródło: plakaty reaktorów

Nie chciałbym przesadnie deprecjonować technologii PWR, bo mamy z nią duże doświadczenie, potrafimy bezpiecznie i z wysoką dyspozycyjnością (ponad 90%) operować olbrzymie "floty" reaktorów PWR, które uniknęły mnóstwa emisji i zanieczyszczeń powietrza. Co więcej, dalej rozwijalibyśmy te reaktory na Zachodzie, ale ktoś musi rozwiązać problemy z ich budową, eskalacją kosztów oraz niedopasowaniem do coraz bardziej elastycznego rynku - może to być np. dodatnie produkcji wodoru, DAC czy inne wykorzystanie ciepła odpadowego. Nie jest wykluczone, że to się stanie. Gates jednak na to nie czeka i w sumie ma rację, bo rewolucja technologiczna chyba nie przychodzi z wewnątrz biznesu o olbrzymiej inercji, który znalazł się w stagnacji.

Z sodem jedziemy prędko, ale bezpiecznie

Terrapower uważa, że aby poprawić ekonomię reaktorów, należy je przede wszystkim uprościć, co jest możliwe poprzez użycie ciekłego metalu zamiast wody jako chłodziwa. W Natrium będzie to ciekły sód (łac. Natrium), który ma sporo zalet i kilka wad, z których największą jest eksplozywna reaktywność w kontakcie z wodą.

Sód nie spowalnia neutronów tak bardzo jak woda, czyli umożliwia pracę reaktora wykorzystując neutrony prędkie (wysokoenergetyczne) i dlatego Natrium jest typem reaktora prędkiego chłodzonego sodem (SFR - Sodium-cooled Fast Reactor). Jest tu pewna niekonsekwencja nazewnictwa - neutrony wysokoenergetyczne (szybkie) nazywa się prędkimi, a niskoenergetyczne (wolne) termicznymi. Stąd można znaleźć w literaturze reaktory prędkie (ang. fast reactors) i reaktory termiczne (ang. thermal reactors).

Sód wrze w temperaturze 883°C pod normalnym ciśnieniem, co oznacza, że nie ma potrzeby skomplikowanych systemów hydraulicznych i zabezpieczeń do utrzymywania wysokiego ciśnienia jak w przypadku wody. Mamy margines kilkuset stopni powyżej temperatury pracy reaktora między 300-600°C a 883°C. Duża pojemność cieplna systemu chłodzenia wypełnionego sodem eliminuje ryzyko stopienia prętów paliwowych, a chłodzenie reaktora jest pasywne (bez wielu ruchomych części, pomp, labiryntu rur). Wszystko to skutkuje znaczącym uproszczeniem projektu konstrukcji Natrium i, miejmy nadzieję, obiecywanym wzrostem opłacalności. Sód ma też pomniejsze przyjemne zalety, np. nie koroduje stali i można go łatwo transportować w temperaturze pokojowej, bo topi się w 98°C.

Fig. Porównanie systemów chłodzenia typowego reaktora PWR (LWR) i Natrium. Źródło: Webinar Terrapower (30:00-51:00)

Fig. Rzuty typowego reaktora PWR (LWR) i Natrium. Natrium potrzebuje 80% betonu osłonowego mniej niż PWR. Źródło: Webinar Terrapower (30:00-51:00)

Koszt jest podstawowym problemem współczesnych reaktorów PWR, ale nawet gdyby udało się je zbudować taniej, to nie jest oczywiste, czy byłyby w stanie wypracować zysk na coraz bardziej elastycznym rynku energii zdominowanym przez OZE. Dlatego częścią Natrium między reaktorem a turbiną będzie obieg stopionej soli z cieplnym magazynem energii (ciekły sód w reaktorze, stopiona sól w magazynie energii). Terrapower nie podaje dokładnie jaka będzie pojemność magazynu poza tym, że Natrium może zwiększyć moc z nominalnych 345 MW_e do 500 MW_e przez 5.5 godziny, co wskazuje na maksymalnie około 0.8 GWh (update: 2.8 GWh_e) na jednostkę. Magazynowanie energii zamiast regulacji pracy reaktora wydaje się dobrym posunięciem, bo reaktory nie lubią pracy elastycznej [4]. Częsta zmiana mocy reaktora to zmiana jego reaktywności, temperatury, pracy chłodziwa, a to powoduje akumulację stresu i szybsze zużywanie się jego elementów (do tego dochodzi jeszcze niekorzystny aspekt ekonomiczny). Nadmierne zużycie reaktora Brokdorf odkryte w 2017 roku niektórzy przypisują jego bardzo elastycznej pracy, dlatego lepiej "jechać nim na 100%", a nadwyżki mocy schować do magazynu.

Fig. Dzięki magazynowi energii na stopioną sól Natrium będzie źródlem elastycznej energii bez regulowania pracy reaktora. Źródło: Webinar Terrapower (30:00-51:00)


Fig. Magazyn energii Natrium i jego zalety. Źródło: Webinar Terrapower (30:00-51:00)

Okazuje się, że temperatura pracy reaktora chłodzonego sodem (300-600°C) całkiem dobrze współgra z tym typem cieplnego magazynu energii, który został rozwinięty na potrzeby CSP (Concentrating Solar Power). Zakres temperatury pracy mieszaniny stopionych soli azotowych (NaNO₃, KNO₃, Ca(NO₃)₂, LiNO₃) to ok. 150-560°C [5]. Choć CSP nie odgrywa na razie znaczącej roli i dużo komentatorów ciągle wypomina nieudane inwestycje w energię słoneczną, że np. elektrownia Crescent Dunes w Nevadzie zmarnowała tyle a tyle dolarów podatników (w tej roli zawsze niezawodny the Wall Street Journal), to być może bez tych nieudanych inwestycji w technologię CSP nie byłoby Natrium.

Fig. Elektrownia CSP Crescent Dunes o mocy 110 MW w Tonopah w Nevadzie okazała się porażką i przyniosła stratę kilkuset milionów dolarów. Więcej: pvmagazine

Trzeba przyznać, że umieszczenie obiegu stopionej soli z magazynem pomiędzy obiegiem sodu w reaktorze a obiegiem wody w turbinie, jest nieco wymuszoną innowacją. Sód (Na-23, taki jak w soli kuchennej) wychwytuje neutron (powstaje Na-24) i staje się bardzo radioaktywny (aktywuje się) podczas chłodzenia reaktora. Co prawda, radioaktywny sód (Na-24) ma okres półtrwania tylko 15 godzin i rozpada się do magnezu (Mg-24), czyli nie stanowi długoterminowego zagrożenia radiologicznego, ale jeżeli w czasie pracy reaktora doszłoby do wycieku, eksplozji i dyspersji radioaktywnego sodu, nie będzie możliwości podejść do niego i naprawić przez co najmniej kilka dni. W poprzednich reaktorach chłodzonych sodem ze względów bezpieczeństwa dodawano więc kosztowny drugi obieg chłodzenia sodem (radioaktywny sód -> "czysty" sód -> woda), co czyniło je nieekonomicznymi, a i tak nie eliminowało ryzyka pożaru sodu po kontakcie z wodą [6]. Terrapower upiekło zatem dwie pieczenie na jednym ogniu: zwiększyło bezpieczeństwo poprzez separację obiegu wody i sodu oraz umieściło między nimi magazyn energii, który będzie na siebie zarabiał w sieci bez regulowania pracy reaktora.

Fig. Schemat typowego reaktora prędkiego chłodzonego ciekłym sodem SFR, który Terrapower zmodyfikowało.

Terrapower poszło nawet dalej i oddzieliło całą część reaktorową od części energetycznej. Fizyczna separacja reaktora chłodzonego sodem od wody w turbinie ma uzasadnienie ze względów bezpieczeństwa, ale też ułatwia i skraca proces licencjonowania, budowy, szkolenia kadry i operowania elektrownią. Warto pamiętać, że - oprócz elektryczności - el. jądrowe mogą oferować też ciepło przemysłowe jako produkt (np. Beznau w Szwajcarii). Układ Natrium umożliwia sprzedaż ciepła podmiotowi innemu niż operator elektrowni w wygodny sposób, bo nie musi on bezpośrednio angażować się w czynności związane z częścią reaktorową. Podsumowując, wygląda na to, że wiele wysiłku na etapie projektowania włożono w to, aby ten reaktor okazał się ekonomiczny bez kompromisów względem bezpieczeństwa.

Fig. Rozdzielenie (ang. decoupling) części reaktorowej i energetycznej jednostki Natrium. Źródło: Webinar Terrapower (30:00-51:00)

Ani mały, ani modułowy

Idea małych reaktorów modułowych SMR (Small Modular Reactor) powstała w latach 80. ma polegać na małych, prostych i łatwych w transporcie reaktorach produkowanych seryjnie w fabryce i tym sposobem rozwiązać problem ekonomiczny dużych reaktorów. Z małych reaktorów (modułów) można by również składać większe elektrownie. Niektórzy sądzą, ze takie reaktory byłyby lepiej akceptowane na zasadzie prostszej współwłasności przez lokalne społeczności (vide PV i turbiny wiatrowe). 

Natrium nie jest raczej małym reaktorem (345 MW_e - być może średnim?), ani nie jest produkowany seryjnie w fabryce, czyli do kategorii SMR chyba się nie zalicza. Piszę "może", "raczej" i "chyba", bo podzespoły reaktora na pewno będą produkowane seryjnie i został bardzo uproszczony, czyli jest gdzieś w pół drogi pomiędzy typowym, często unikalnym, dużym reaktorem PWR a seryjnym SMR, przy czym do końca nikt nie wie, czy pomysł SMR zadziała, ani kategoria SMR nie jest ściśle określona. Domniemywam, że skoro Terrapower nie wywiesza szyldu SMR, to są dziś raczej sceptyczni wobec tego pomysłu jako optymalnego rozwiązania. Wobec Natrium bardziej pasuje określenie advanced nuclear.

Fig. Najbliższym realizacji komercyjnym reaktorem SMR jest NuScale o mocy 77 MW_e brutto. Konstrukcja demonstracyjnej elektrowni w Utah ma rozpocząć się około 2025 roku. Rozmiar modułu to 20 m wysokości i 3 m szerokości.

Co z paliwem? To skomplikowane

Natrium będzie wykorzystywał paliwo HALEU (wym. hejlu; High-Assay, Low-Enriched Uranium) składające się z 5-20% uranu-235 (rozszczepialny) oraz 80-95% uranu-238. W paliwie do reaktorów PWR jest około 4-5% uranu-235. Wyższe wzbogacenie w uran-235 pozwala na konstrukcję mniejszych rdzeni, bardziej efektywne "spalanie" paliwa i mniejszą objętość odpadów, więc jest to ewolucyjny krok w dobrą stronę - bez rewolucji, trochę lepiej od współczesnych reaktorów PWR. Obecnie pracuje się nad tym, aby wysoko wzbogacone (HEU - Highly Enriched Uranium) paliwo z amerykańskich okrętów rozcieńczyć i ponownie użyć w nowych zaawansowanych modelach reaktorów (m.in. Natrium), które będą w najbliższych dwóch dekadach w USA demonstrowane.

Fig. Porównianie uranowych paliw jądrowych. Źródło: Centrus Energy

Reaktory PWR mogą używać albo nisko wzbogaconego paliwa uranowego, albo recyklingowanego plutonu i uranu (MOX - Mixed OXides), które "spalają" we względnie nieefektywny sposób. Dla przykładu, reaktor PWR o mocy 1 GW na paliwie uranowym generuje ok. 20 ton zużytego paliwa rocznie, w tym ok. 200 kg plutonu i ok. 20 kg innych aktynowców (promieniotwórcze pierwiastki szczególnie problematyczne z perspektywy długoterminowego składowania). 

Reaktory prędkie są dużo bardziej elastyczne: z jednej strony ich fizyka umożliwia kompletne "spalanie" uranu, plutonu oraz aktynowców, co redukowałoby problem odpadów z tysięcy do maks. kilkuset lat; z drugiej strony umożliwiają zamianę (transmutację) nierozszczepialnego uranu-238 do rozszczepialnego plutonu-239, który może być paliwem jądrowym, ale też materiałem do broni jądrowej. Ta ostatnia cecha (powielanie paliwa, ang. breeding) okazała się bardzo kontrowersyjna z uwagi na ryzyko proliferacji broni i dlatego reaktory prędkie powielające paliwo FBR (Fast Breeder Reactor) często budziły mniej lub bardziej uzasadnione olbrzymie protesty. Natrium nie będzie ładowany plutonem, ani nie będzie powielaczem paliwa, dlatego nie jest reaktorem FBR, a jedynie SFR.

Fig. Cyrk? Nie, to tylko Energiewende. Reaktor prędki w Kalkar w Niemczech został ukończony w 1985 r., ale niedopuszczony do pracy dzięki ruchowi antyatomowemu i zamieniony w park rozrywki. Źródło

Prawdziwą rewolucją pod względem redukcji ilości odpadów (i górnictwa uranu) oraz eliminacji ryzyka proliferacji byłoby zbudowanie przez Terrapower większej wersji Natrium, czyli prędkiego reaktora TWR (Traveling Wave Reactor). Gates przez kilka lat próbował zbudować demonstracyjny reaktor w Chinach, ale próba ta zakończyła się fiaskiem w 2019 roku przez zerwanie współpracy pomiędzy Chinami a USA ze względu na rosnący antagonizm polityczny. Reaktor TWR byłby reaktorem prędkim powielającym paliwo, ale w inny sposób niż typowe reaktory FBR. Aby powielić paliwo w reaktorze FBR, należy najpierw załadować go materiałem rodnym (uranem-238), potem transmutować, wyjąć z reaktora, a następnie przetworzyć (ang. reprocessing) w fabryce na nowe paliwo (pluton-239). Ten ostatni krok jest szczególnie kosztowny i problematyczny. Natomiast z reaktora TWR nie trzeba by wyjmować paliwa i robić reprocessingu dzięki wysoce zautomatyzowanej rekonfiguracji elementów paliwowych w reaktorze. Gates i Terrapower twierdzą, że jest to możliwe, choć entuzjazm wobec tego pomysłu przygasł po przymusowym zakończeniu współpracy z Chinami. Potencjalna nagroda za opracowanie technologii TWR jest olbrzymia, bo umożliwiałaby wygenerowanie kilkadziesiąt razy więcej energii z tej samej objętości uranu używanej w reaktorze PWR.

Fig. Jak mogłaby wyglądać konfiguracja paliwa reaktora TWR bez reprocessingu. Źródło: reddit

Chemiczny patostream

Na youtubie można w chwili prokrastynacji obejrzeć filmiki jak domorośli chemicy, którym znudziło się wrzucanie mentosa do coli, ekscytują się ciekłym azotem albo termitem. Obowiązkowym punktem takich zabaw jest wrzucanie metalicznego sodu do wody, na przykład w muszli klozetowej. Sód reaguje egzotermicznie (wydziela się ciepło) z wodą generując wodorotlenek sodu i wodór, który eksploduje.

Przynajmniej nie w swojej.

Bogata historia wycieków i pożarów sodu w prędkich reaktorach wskazuje, że bezpieczne zarządzanie tym metalem to być-albo-nie-być dla Natrium. Spore problemy trapiły znane duże reaktory nim chłodzone np. japoński Monju (1995-2016), francuski Superphenix (1986-1997) i rosyjski BN-600, a także ich mniejszych poprzedników [8]. O ile programy reaktorów prędkich krajów Zachodu należy uznać za mniejszą lub większą porażkę (techniczną, ekonomiczną, ale i społeczno-polityczną), o tyle Rosjanie nie poddali się, a kolejna wersja reaktora BN-800 jest obecnie największym prędkim reaktorem na świecie i używa paliwa z recyklingowanego uranu i plutonu MOX. Efekty rosyjskich wysiłków na tym polu wskazują na to, że da się tę bestię - jaką okazywał się ciekły sód - okiełznać: reaktor BN-600 (600 MW_e/1470 MW_t) od 1982 r. wyprodukował 145 TWh elektryczności a BN-800 (864 MW_e/2100 MW_t) od 2016 r. 18 TWh. Rosjanie rozpoczęli w tym roku budowę kolejnego reaktora prędkiego BREST-300 chłodzonego innym ciekłym metalem - ołowiem.

Fig. Reaktor BN-800 (BN - ros. Bystryj, Natrievyj) w Belojarsku na Uralu uruchomiony w 2015 r. Źródło: IAEA


Fig. Wnętrze budynku osłonowego reaktora BN-800. Pomarańczowy obiekt w środku zawiera urządzenia do sterowania reaktora i obsługi paliwa (nad rdzeniem), żółty obiekt przed nim to jedna z pomp pierwotnego obiegu sodu w reaktorze. Źródło: IAEA

Reaktory powielające chłodzone ciekłymi metalami jak BN i BREST (ale nie Natrium) to LMFBR (Liquid Metal Fast Breeder Reactor). W przeciwieństwie do Rosjan, Amerykanie zaorali swój program reaktorów LMFBR (konkretnie Bill Clinton i Demokraci w 1994 r.), a John Kerry - ten sam, który dziś pracuje u boku Joe Bidena dla klimatu - był tzw. sponsorem prawa eliminującego badania i rozwój w tym kierunku. Po kilkunastu latach John Kerry zmienił jednak zdanie i zaczął promować energię jądrową. Od 1994 r. nie pracuje, ani nie jest budowany w USA żaden prędki reaktor.

Fig. "Breeder Reactor Termination Act of 1994" - przyjęte antyatomowe prawo, które przedstawił Kongresowi John Kerry. Źródło: Kongres USA

Fig. John Kerry w 1994 r. vs John Kerry w 2017 r. Źródło: youtube

Werdykt

Podsumowując, główne innowacje Natrium polegają na:

• użyciu sodu jako chłodziwa, co znacznie upraszcza konstrukcję i operowanie elektrownią, bo nie trzeba utrzymywać wysokiego ciśnienia jak w dużym reaktorze chłodzonym wodą,
• odseparowaniu wody i sodu poprzez obieg stopionej soli z magazynem energii, co redukuje ryzyko pożaru sodu i poprawia ekonomię.

Główne wyzwania to:

• bezpieczne zarządzanie sodem,
• zapewnienie dostaw nowego paliwa HALEU,
• wykazanie opłacalności ekonomicznej na elastycznym rynku energii.

Wielu komentatorów puka się w czoło, twierdząc, że tego reaktora nie da się skomercjalizować. Uważam, że nawet niewielka szansa pomnożona przez dużą potencjalną nagrodę w razie sukcesu daje dobry powód, żeby spróbować. Patrzę na nowe technologie jądrowe jako na jedną z opcji (np. obok nowej generacji geotermii), które uzupełnią zdekarbonizowany miks energetyczny oparty o PV i wiatr za dekadę lub dwie. W najgorszym razie inwestycja w energię jądrową to hedge, żebyśmy nie spalili za dużo paliw kopalnych po drodze do neutralności klimatycznej. Trzymam kciuki za Terrapower, Natrium i energetykę jądrową.

Literatura

[1] Dobrzyński L., Zarys nukleoniki, PWN, 2017
[2] Kubowski, J., Nowoczesne elektrownie jądrowe, WNT, 2010
[3] Markard, J., et al., Destined for decline? Examining nuclear energy from a technological innovation systems perspective., Energy Research & Social Science 67, 2020
[4] International Atomic Energy Agency. Non-baseload operations in nuclear power plants: load following and frequency control modes of flexible operation., IAEA, 2018.
[5] Herrmann, U., et al., Two-tank molten salt storage for parabolic trough solar power plants, Energy 29.5-6, 2004: 883-893.
[6] Pshakin, G., The USSR-Russia Fast-Neutron Reactor Program. Fast Breeder Reactor Programs: History and Status, 63, 2010
[7] Matveev, V. I., et al., The Use of Sodium-Cooled Fast Reactors for Effectively Reprocessing Plutonium and Minor Actinides. An International Spent Nuclear Fuel Storage Facility–Exploring a Russian Site as a Prototype: Proceedings of an International Workshop. 2005.
[8] Cochran, T. B., et al. Fast breeder reactor programs: history and status. Princeton, NJ: International Panel on Fissile Materials, 2010. (uwaga: należy czytać krytycznie - autorzy są antyatomowymi aktywistami poza G. Pshakinem - przyp. aut.)

...