เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ Fast breeder

ตอนที่ 1

เครื่องปฏิกรณ์ fast breeder หรือ fast breeder reactor (FBR) ได้รับการออกแบบให้เป็นเครื่องปฏิกรณ์นิวตรอนเร็ว (fast neutron reactor) ที่มีี่เชื้อเพลิงเกิดขึ้น (breed) โดยมีการผลิตวัสดุฟิสไซล์มากกว่าที่ใช้ไป เครื่องปฏิกรณ์ FBR เป็นเครื่องปฏิกรณ์ชนิดหนึ่ง ที่สามารถผลิตเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ ขณะกำลังใช้งาน เรียกว่า breeder reactor

การออกแบบเครื่องปฏิกรณ์

นับถึงปี 2006 โรงไฟฟ้าพลังงานนิวเคลียร์ FBR ที่มีขนาดใหญ่ ใช้เครื่องปฏิกรณ์ fast breeder แบบโลหะเหลว (liquid metal fast breeder reactor) หรือ LMFBR โดยใช้โซเดียมเหลวเป็นสารหล่อเย็น ทำหน้าที่ระบายความร้อน ซึ่งเป็นหนึ่งในสองแบบที่มีการใช้ คือ :

  • แบบหมุนเวียน (loop type) ซึ่งสารระบายความร้อนในส่วนแรก จะหมุนเวียนผ่านส่วนแลกเปลี่ยนความร้อน (heat exchangers) ที่อยู่ภายนอกถังเครื่องปฏิกรณ์ (reactor tank) แต่ยังคงมีวัสดุป้องกันรังสี (biological shield) เพื่อป้องกันรังสีจากสารกัมมันตรังสี sodium-24 ที่ใช้เป็นสารหล่อเย็น
  • แบบสระน้ำ (pool type) ซึ่งส่วนแลกเปลี่ยนความร้อน อยู่รวมกับระบบหมุนเวียนสารหล่อเย็น ภายในถังเครื่องปฏิกรณ์ฯ
เครื่องต้นแบบของ FBR ถูกสร้างขึ้นโดยใช้โลหะเหลวชนิดอื่นเป็นสารหล่อเย็น เช่น ปรอท ตะกั่ว และโซเดียมโปแตสเซียม (NaK) นอกจากนั้น ในโครงการของเครื่องปฏิกรณ์รุ่นที่ 4 (generation IV reactor) มีการใช้ฮีเลียมเป็นสารหล่อเย็นใน FBR แบบหนึ่ง
แผนภาพแสดงความแตกต่างของเครื่องปฏิกรณ์ LMFBR ชนิด Loop types และ Pool types

เครื่องปฏิกรณ์ FBR มักใช้เชื้อเพลิงออกไซด์ผสม (mixed oxide fuel) โดยใช้พลูโตเนียมไดออกไซด์ (PuO2) 20% กับยูเรเนียมไดออกไซด์(UO2) 80% พลูโตเนียมที่ใช้ สามารถนำมาจากกระบวนการสกัดเชื้อเพลิงใช้แล้ว (reprocess) หรือถอดมาจากอาวุธนิวเคลียร์ รอบแกนเครื่องปฏิกรณ์ถูกล้อมรอบด้วยท่อที่บรรจุยูเรเนียม-238 ซึ่งไม่ใช่วัสดุฟิสไซล์ (non-fissile) แต่เมื่อจับนิวตรอนเร็ว (fast neutrons) ที่เกิดจากปฏิกิริยาภายในแกนเครื่องปฏิกรณ์แล้ว จะทำให้กลายเป็นพลูโตเนียม-239 ซึ่งเป็นวัสดุฟิสไซล์ สามารถนำไปสกัด เพื่อใช้เป็นเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ได้ เครื่องปฏิกรณ์ชนิดนี้ ไม่จำเป็นต้องมีสารหน่วงนิวตรอน (moderator) เนื่องจากปฏิกิริยานิวเคลียร์ที่ใช้ สามารถเกิดขึ้นได้กับนิวตรอนเร็ว เครื่องปฏิกรณ์ FBR ในยุคแรก ใช้เชื้อเพลิงในรูปของโลหะยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ (enriched uranium) หรือโลหะพลูโตเนียม

เครื่องปฏิกรณ์ชนิดใช้นิวตรอน (Fast reactors) โดยทั่วไป ใช้โลหะเหลวเป็นสารหล่อเย็น เพื่อระบายความร้อน ออกจากแกนเครื่องปฏิกรณ์ และนำไปต้มน้ำเพื่อขับกังหันในการผลิตไฟฟ้า ส่วนโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ขนาดใหญ่ มักใช้โซเดียมเป็นสารหล่อเย็น แต่มีบางแห่งที่ใช้ตะกั่ว และ NaK ซึ่งประสบความสำเร็จ ในโรงไฟฟ้าขนาดเล็ก เครื่องปฏิกรณ์ FBR ยุคแรกใช้ปรอท ซึ่งข้อดีของการใช้ปรอทกับ NaK คือการที่โลหะทั้งสองชนิด มีสถานะเป็นของเหลวที่อุณหภูมิห้อง ทำให้นำมาใช้ในการทดลองได้สะดวก แต่ไม่เหมาะที่จะนำมาใช้งานจริง หรือใช้กับโรงไฟฟ้า

โซเดียมเหลวที่ออกมาจากแกนเครื่องปฏิกรณ์ มีกัมมันตภาพรังสีของโซเดียม-24 ซึ่งเป็นไอโซโทปรังสี ที่มีครึ่งชีวิตสั้น แต่ก็เป็นส่วนสำคัญที่ทำให้ต้องมีระบบป้องกันรังสี สำหรับส่วนระบายความร้อนทั้งหมด

ในระบบหล่อเย็นส่วนแรกไม่สามารถใช้น้ำได้ เนื่องจากน้ำจะไปจับนิวตรอน และทำให้การผลิตเชื้อเพลิงนิวเคลียร์หยุดลง แต่ในทางทฤษฎี เครื่องปฏิกรณ์ผลิตเชื้อเพลิงแบบใช้น้ำมวลหนัก (heavy water moderated thermal breeder reactor) สามารถใช้ทอเรียมในการผลิตเชื้อเพลองยูเรเนียม-233 ได้


การผลิตเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ ในเครื่องปฏิกรณ์ FBR: นิวตรอนเร็วทำปฏิกิริยากับยูเรเนียม-238 กลายเป็น ยูเรเนียม-239 ซึ่งจะให้อนุภาคบีตา แล้วกลายเป็น เนปจูเนียม-239 กับพลูโตเนียม-239 ตามลำดับ
 
 
การจัดตำแหน่งของแท่งเชื้อเพลิง ภายในแกนเครื่องปฏิกรณ์ FBR

ประเทศที่ใช้โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ FBR

เครื่องปฏิกรณ์ FBR มีการใช้งานอยู่ในหลายประเทศ ได้แก่ สหรัฐอเมริกา อังกฤษ ฝรั่งเศส รัสเซีย อินเดีย และญี่ปุ่น มีการทดลองสร้างเครื่องปฏิกรณ์ FBR ในเยอรมัน แต่ไม่มีการใช้งาน ส่วนในสาธารณรัฐประชาชนจีน อยู่ระหว่างการก่อสร้างเครื่องต้นแบบ

สหรัฐอเมริกา

เมื่อวันที่ 20 ธันวาคม 1951 เครื่องปฏิกรณ์แบบใช้นิวตรอน (fast reactor) ชื่อ EBR-I (Experimental Breeder Reactor-1) ตั้งอยู่ที่ห้องปฏิบัติการแห่งชาติไอดาโฮ (Idaho National Laboratory) ได้ผลิตไฟฟ้าให้กับหลอดไฟได้ 4 หลอด และวันต่อมาก็ผลิตไฟฟ้าสำหรับในอาคารที่ติดตั้ง EBR-I เองได้ทั้งหมด นับเป็นเหตุการณ์สำคัญอย่างหนึ่ง ในการพัฒนาโรงไฟฟ้าพลังงานนิวเคลียร์

เครื่องปฏิกรณ์สำหรับทดลองผลิตเชื้อเพลิงรุ่นถัดมา ได้แก่ EBR-II (Experimental Breeder Reactor-2) ให้บริการที่ INEEL ตั้งแต่ปี 1964 จนถึงปี 1994 โดยได้รับการออกแบบให้เป็นโรงงงานนิวเคลียร์ที่สมบูรณ์ในตัวเอง มีอุปกรณ์ในการควบคุมการใช้เชื้อเพลิงหมุนเวียนติดตั้งอยู่ โดยได้รับการออกแบบให้มีกำลังสูงสุด 62.5 เมกะวัตต์ แต่ปกติจะเดินเครื่องที่ 20 เมกะวัตต์ โดยผลิตความร้อนและไฟฟ้าให้กับอุปกรณ์ที่ติดตั้งและใช้งานอยู่โดยรอบ

เครื่องปฏิกรณ์ LMFBR เชิงพาณิชย์ เครื่องแรกและยังคงเป็นเครื่องเดียวของโลก อยู่ในสหรัฐอเมริกา มีกำลังผลิตไฟฟ้า 94 MWe ตั้งอยู่ที่ Enrico Fermi Nuclear Generating Station เป็นผลงานของความพยายามในการออกแบบร่วมกันของ Dow Chemical กับ Detroit Edison ซึ่งเป็นส่วนหนึ่งของกลุ่ม Atomic Power Development Association เริ่มก่อสร้างที่ Lagoona Beach รัฐมิชิแกน ในปี 1956 เริ่มเดินเครื่องในปี 1963 และปิดตัวลง เมื่อวันที่ 5 ตุลาคม 1966 เพราะมีอุณหภูมิสูง เนื่องจาก เซอร์โคเนียมชิ้นหนึ่งหลุดไปขวางการไหลของโซเดียมเหลว ตรงปลายของท่อหล่อเย็น มีการตรวจพบความเสียหายจากการละลาย 6 จุดในแกนเครื่องปฏิกรณ์ (เหตุการณ์นี้เป็นสิ่งที่ John G. Fuller ผู้จัดทำรายงานการประเมิน ใช้ทำบันทึกคัดค้าน โดยขึ้นต้นว่า We Almost Lost Detroit ) เซอร์โคเนียมที่เข้าไปอุดตันอยู่ ถูกนำออกในเดือนเมษายน 1968 และโรงไฟฟ้าพร้อมที่จะกลับมาเดินเครื่องได้ ในเดือนพฤษภาคม 1970 แต่การลุกไหม้ของโซเดียมก็ทำให้การเดินเครื่องใหม่ต้องล่าช้าออกไปจนถึงเดือนกรกฎาคม และได้ใช้งานจนถึงเดือนสิงหาคม 1972 โดยไม่ได้รับอนุญาตให้ต่ออายุการเดินเครื่องอีก

เครื่องปฏิกรณ์ Clinch River Breeder Reactor เปิดตัวในเดือนมกราคม ปี 1972 โดยเป็นความร่วมมือของรัฐบาลกับภาคธุรกิจ ในการลงทุนก่อสร้างคนละครึ่ง โครงการนี้ถูกปิดไปเนื่องจากงบประมาณไม่ผ่านสภา เมื่อวันที่ 26 ตุลาคม 1983

เครื่องปฏิกรณ์ Fast Flux Test Facility เดินเครื่องถึงค่าวิกฤต (critical) เป็นครั้งแรกในปี 1980 เครื่องปฏิกรณ์นี้ไม่ได้ใช้ผลิตเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ แต่เป็นเครื่องปฏิกรณ์ที่ใช้นิวตรอนเร็วและหล่อเย็นด้วยโซเดียม ปัจจุบันยังรอการใช้งาน

อินเดีย

อินเดียมีความกระตือรือร้น ในการพัฒนาโครงการรูปแบบนี้ ทั้งการใช้เครื่องปฏิกรณ์ผลิตเชื้อเพลิงนิวเคลียร์แบบนิวตรอนเร็ว และนิวตรอนช้าหรือเทอร์มัลนิวตรอน

เครื่องปฏิกรณ์ Fast Breeder Test Reactor (FBTR) มีกำลัง 40 MWt เดินเครื่องถึงค่าวิกฤต เมื่อวันที่ 18 ตุลาคม 1985 ทำให้อินเดียเป็นประเทศที่ 6 ที่มีเทคโนโลยีในการสร้างและใช้งานเครื่องปฏิกรณ์ผลิตเชื้อเพลิงนิวเคลียร์แบบนิวตรอน (FBTR) ต่อจากสหรัฐ อังกฤษ ฝรั่งเศส ญี่ปุ่น และรัสเซีย

อินเดียพัฒนาจนเป็นผู้นำเทคโนโลยีการผลิตเชื้อเพลิงคาร์ไบด์ ยูเรเนียมผสมพลูโตเนียม (U-Pu) ที่มีพลูโตเนียมสูง ซึ่งสามารถใช้ในเครื่องปฏิกรณ์ Fast Breeder Reactor

ปัจจุบัน นักวิทยาศาสตร์ของศูนย์วิจัยปรมาณูอินทิรา คานธี (Indira Gandhi Centre for Atomic Research, IGCAR) ซึ่งเป็นสถาบันวิจัยและพัฒนาทางด้านนิวเคลียร์แห่งหนึ่งในอินเดีย กำลังพยายามก่อสร้างเครื่องปฏิกรณ์ FBR แห่งใหม่ โดยเป็นเครื่องปฏิกรณ์ fast breeder reactor ต้นแบบ มีกำลัง 500 Mwe ตั้งอยู่ที่เมือง Kalpakkam ใกล้กับ Chennai

อินเดียมีศักยภาพในการใช้กระบวนการวัฏจักรทอเรียม (Thorium Cycle) ในการแยกเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ ซึ่งเป็นยุทธศาสตร์การผลิตไฟฟ้าด้วยพลังงานนิวเคลียร์ของอินเดีย (Indian nuclear power generation strategy) ที่สำคัญ เนื่องจาก อินเดียมีแหล่งสำรองทอเรียมมากที่สุดในโลก โดยมีอยู่ประมาณ 360,000 ตัน สามารถใช้เป็นเชื้อเพลิงในโครงการนิวเคลียร์ ได้ประมาณ 2,500 ปี แต่ปัญหาอยู่ที่ การก่อสร้างเครื่องปฏิกรณ์ Fast Breeder Reactor มีราคาสูงมาก เมื่อเทียบกับเครื่องปฏิกรณ์แบบใช้น้ำมวลหนัก (Pressurised Heavy Water Reactors, PHWR)

เรื่องนี้ จึงเป็นเหตุผลหนึ่งที่ว่า ทำไมอินเดียจึงหันไปใช้ เชื้อเพลิงยูเรเนียม ที่มีราคาถูกกว่า

อินเดียและสหรัฐได้ลงนามในความร่วมมือด้านพลังงานนิวเคลียร์ เมื่อเดือนกรกฎาคม 2005 หลังจากที่ประธานาธิบดี George W. Bush ได้เดินทางไปกรุง New Delhi ของอินเดีย เมื่อเดือนมีนาคม 2006 และได้ย้ำถึงความร่วมมือในการสร้างความเติบโตให้อินเดีย ซึ่งเป็นส่วนในยุทธศาสตร์ Indo-US strategic initiate ของ Next Steps in Strategic Partnership (NSSP) เนื้อหาหลักของความร่วมมือ คือการแยกโครงการนิวเคลียร์ด้านการทหารและพลเรือนของอินเดียออกจากกัน ประธานาธิบดีบุช ได้ผลักดันกฎหมาย ที่คาดว่าจะผ่านสภาในกลางปี 2006 ที่จะให้อำนาจแก่ประธาธิบดีบุช ในเหตุการณ์สำคัญ เช่น การทำความร่วมมือด้านพลังงานนิวเคลียร์ กับประเทศที่ไม่ได้ลงนามในสนธิสัญญาไม่แพร่ขยายอาวุธนิวเคลียร์ (Nuclear Non-Proliferation Treaty)

เครื่องปฏิกรณ์ LMFBR สหรัฐอเมริกา มีกำลังผลิตไฟฟ้า 94 MWe ตั้งอยู่ที่ Enrico Fermi Nuclear Generating Station
เครื่องปฏิกรณ์ FBR ที่โรงไฟฟ้า Monju ของญี่ปุ่น

ฝรั่งเศส

เครื่องปฏิกรณ์ fast reactor เครื่องแรกของฝรั่งเศส คือ Rapsodie ซึ่งตั้งอยู่ที่เมือง Cadaracheใกล้กับ Aix-en-Provence โดยเดินเครื่องถึงค่าวิกฤต เมื่อปี 1967 Rapsodie เป็นเครื่องปฏิกรณ์ชนิด loop-type ให้ความร้อน 40MW ไม่มีอุปกรณ์ในการผลิตไฟฟ้า และปิดตัวลงในปี 1983

ต่อมาฝรั่งเศสได้สร้างเครื่องปฏิกรณ์ Ph?nix มีกำลัง 233 Mwe ป้อนไฟฟ้าเข้าระบบตั้งแต่ปี 1973 และใช้งานอยู่จนกระทั่งถึงปัจจุบัน โดยเครื่องปฏิกรณ์ทำหน้าที่เป็นทั้งโรงไฟฟ้า และยิ่งกว่านั้น ยังเป็นศูนย์กลางในการทำลายกากนิวเคลียร์โดยการเปลี่ยนชนิดของธาตุ (transmutation)

โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ Superph?nix, มีกำลัง 1200 Mwe เข้าสู่ระบบในการให้บริการในปี 1984 และ โดยยังคงเป็นเครื่องปฏิกรณ์ FBR ขนาดใหญ่ที่สุดจนถึงปัจจุบัน Superph?nix ปิดตัวลงในปี 1997 เนื่องจากปัญหาทางการเมืองของรัฐบาลฝ่ายซ้าย กับการแข่งขันทางการตลาด

โรงไฟฟ้าตกเป็นเป้าโจมตี ของกลุ่มการเมืองที่คัดค้านนิวเคลียร์ โดยพรรคกรีน (Green party) และกลุ่มอื่นๆ กลุ่มฝ่ายขวายืนยันว่า โรงไฟฟ้าปิดตัวลงด้วยเหตุผลทางการเมือง ไม่ใช่ความบกพร่องในการผลิตไฟฟ้า

อังกฤษ

โครงการเครื่องปฏิกรณ์ fast reactor ของอังกฤษ ดำเนินการที่เมือง Dounreay ในสกอตแลนด์ เมื่อปี 1977 โครงการนี้เริ่มต้น เมื่อปี 1957 และยกเลิกไปในปี 1994 มีการสร้างเครื่องปฏิกรณ์ 3 เครื่อง โดย 2 เครื่อง ใช้กับโรงไฟฟ้าแบบนิวตรอนเร็ว ส่วนเครื่องที่ 3 คือ DMTR เป็นเครื่องปฏิกรณ์วิจัยแบบใช้น้ำมวลหนัก ซึ่งอยู่ในโครงการทดสอบวัสดุ โดยอุปกรณ์ในการขึ้นรูปเชื้อเพลิง และอุปกรณ์ในกระบวนการนำเชื้อเพลิงกลับมาใช้ ทั้งเครื่องปฏิกรณ์แบบนิวตรอนเร็ว 2 เครื่อง กับเครื่องปฏิกรณ์ DMTR ต่างก็อยู่ในบริเวณที่ตั้งของเครื่องปฏิกรณ์

เครื่องปฏิกรณ์ Dounreay Fast Reactor (DFR) เดินเครื่องถึงค่าวิกฤตเป็นครั้งแรกในปี 1959 ใช้ NaK เป็นสารหล่อเย็น ให้กำลังผลิตไฟฟ้าได้ 14MW และต่อมาได้มีการสร้างเครื่องปฏิกรณ์ต้นแบบ Prototype Fast Reactor (PFR) ในปี 1970 ใช้โซเดียมเป็นสารหล่อเย็น มีกำลัง 250 Mwe เครื่องปฏิกรณ์ PFR ปิดตัวลงในปี 1994 เนื่องจากรัฐบาลอังกฤษ ยกเลิกการสนับสนุนการพัฒนาพลังงานนิวเคลียร์ เช่นเดียวกับเครื่องปฏิกรณ์ DFR และ DMTR ที่ปิดตัวลงก่อนหน้านั้น

เยอรมัน

เยอรมันสร้างเครื่องปฏิกรณ์ FBR 2 แห่ง แต่ปิดตัวลงพร้อมกันในปี 1991 โดยยังไม่เคยเดินเครื่องจนถึงค่าวิกฤต

เครื่องปฏิกรณ์ KNK-II ดัดแปลงมาจากเครื่องปฏิกรณ์ KNK-I ซึ่งใช้เทอร์มัลนิวตรอน เพื่อใช้ในการศึกษาการหล่อเย็นด้วยโซเดียม เครื่องปฏิกรณ์แบบ fast reactor KNK-II เดินเครื่องถึงค่าวิกฤตเป็นครั้งแรก ในปี 1977 ผลิตไฟฟ้าได้ 20MWe

เครื่องปฏิกรณ์ SNR-300 มีกำลัง 300Mwe สร้างขึ้นที่ Kalkar ใน North Rhine-Westphalia เสร็จสมบูรณ์ในปี 1985 แต่ด้วยแรงกดดันทางการเมือง จึงไม่เคยมีการเดินเครื่อง โรงไฟฟ้าแห่งนี้ได้รับการบำรุงรักษาอยู่ จนกระทั่งมีการตัดสินใจให้ปิดลงในที่สุด เมื่อปี 1990 ปัจจุบันถูกใช้สถานที่เป็นสวนสาธารณะ

รัสเซีย

สหภาพโซเวียตสร้างชุดของเครื่องปฏิกรณ์แบบนิวตรอน โดยเริ่มแรกด้วยเครื่องปฏิกรณ์ที่ใช้ปรอทเป็นสารหล่อเย็น และใช้เชื้อเพลิงเป็นโลหะพลูโตเนียม ต่อมาได้สร้างโรงไฟฟ้าแบบที่ใช้โซเดียมเป็นสารหล่อเย็น และใช้พลูโตเนียมออกไซด์เป็นเชื้อเพลิง

เครื่องปฏิกรณ์ BR-1 สร้างขึ้นในปี 1955 มีกำลัง 100w ความร้อน และต่อมาได้สร้างเครื่องปฏิกรณ์ BR-2 มีกำลัง 100 kW กับเครื่องปฏิกรณ์ BR-5 มีกำลัง 5MW

เครื่องปฏิกรณ์ BOR-60 เริ่มสร้างในปี 1965 เดินเครื่องถึงค่างวิกฤตในปี 1969 (first criticality 1969) โดยมีกำลัง 60 MW

เครื่องปฏิกรณ์ BN-350 สร้างในปี 1973 ตั้งอยู่ที่ Mangushlak Peninsular ใน Kazakstan โดยตั้งอยู่บนชายฝั่งทะเลแคสเปียน เป็นเครื่องปฏิกรณ์ FBR เครื่องแรก ที่เป็นแบบโซเวียตทั้งหมด มีกำลังในการผลิตไฟฟ้า 130MW พร้อมกับการผลิตน้ำจืดจากน้ำทะเลให้กับเมือง Aktau ได้วันละ 80,000 ตัน จึงถือว่ามีกำลังผลิตเทียบเท่ากับ 350MWe

เครื่องปฏิกรณ์ BN-600 สร้างในปี 1986 มีกำลังผลิต 1470MWth หรือเท่ากับ 600MWe.

ขณะที่สหภาพโซเวียตล่มสลายนั้น แผนการก่อสร้างโรงไฟฟ้าสองแห่ง ที่มีขนาดใหญ่กว่า โดยตั้งอยู่ที่เมือง Beloyarsk คือ BN-800 มีกำลัง 800 Mwe กับ BN-1600 มีกำลัง 1600 Mwe กำลังดำเนินไปด้วยดี

ญี่ปุ่น

ญี่ปุ่นสร้างเครื่องปฏิกรณ์ FBR ที่โรงไฟฟ้า Monju ใน Tsuruga จังหวัด Fukui Prefecture โรงไฟฟ้า Monju ใช้โซเดียมเป็นสารหล่อเย็น ใช้เชื้อเพลิงออกไซด์ผสม (MOX-fueled) โดยเป็นเครื่องปฏิกรณ์ชนิด loop type มีวงจรระบายความร้อน 3 วงจร มีกำลังในการผลิต 714 MWt / 280 MWe

โรงไฟฟ้า Monju เริ่มสร้างในปี 1985 เดินเครื่องถึงค่าวิกฤตในเดือนเมษายน 1994 และถูกปิดในเดือนธันวาคมปี 1995 หลังจากที่โซเดียมเกิดรั่วไหล ทำให้เกิดเพลิงไหม้ ในวงจรระบบที่สอง คาดว่าจะกลับมาเดินเครื่องได้อีกครั้ง ในปี 2008

ถอดความจาก Fast breeder reactor
เวบไซต์ www.wikipedia.com