HIZLI ÜRETKEN REAKTÖRLER (FBR)

Diğer tür reaktörler arasında bugüne kadar ticarileştirilmesi için yoğun çaba sarf edilen tasarımlardan bir tanesi Hızlı Üretken Reaktörlerdir (FBR). FBR'ler daha henüz ticari reaktör statüsü kazanamamıştır.

FBR türü reaktörler kimi araştırma, kimi ticari prototip olmak üzere ABD, İngiltere, Fransa, eski Sovyetler Birliği, Almanya, Hindistan ve Japonya’da kurulmuş ve işletilmiştir. Deneysel bir FBR Almanya’da inşa edilmiş, fakat hiçbir zaman işletmeye alınmamıştır. Çin’de deneysel bir FBR hali hazırda inşa halinde bulunmaktadır.

FBR Tarihçesi

Dünyanın ilk hızlı nötron düzeneği ABD’de 1946 yılında New Mexico eyaletinden hizmete alınmıştır. Clementine adındaki reaktörde metal plütonyum yakıt ve sıvı cıva soğutucu kullanılmıştır. Bu reaktör araştırma amacıyla yaklaşık 6 yıl boyunca hizmette kalmıştır.

Dünyanın ikinci FBR tipi reaktörü yine ABD’de 20 Aralık 1951 günü Idaho Ulusal laboratuarında EBR-I adı ile hizmete alınmıştır. Bu reaktör insanlık tarihinde ilk kez 4 adet ampulü yakmaya yetecek kadar elektrik enerjisi üretmiştir. EBR-I bir sonraki gün bütün binasının elektriğini karşılayacak kadar elektrik üretmiştir. Bu reaktör sayesinde Idaho’nun Arco kasabası, elektriğini tümüyle nükleer enerjiden karşılayan ilk kasaba olmuştur. EBR-I’de yaklaşık 6 yıl kullanımda kalmıştır. EBR-I’in bu başarısı elektrik üretmek amacıyla nükleer reaktörlerinin kullanılması açısından önemli bir adım olarak kabul edilmektedir.

ABD’de bir sonraki nesil FBR, EBR-II adıyla Idaho Ulusal Laboratuarında 1964 yılında alınmış ve 1994 yılına kadar işletmede kalmıştır. Bu tesis yaklaşık 20 MW enerji üretecek şekilde çalıştırılmış ve laboratuardaki araştırma tesislerine ısı enerjisi ve elektrik sağlamıştır.

ABD’deki ilk ticari FBR, 94 MWe’lik Enrico Fermi santrali olmuştur. Lagona Beach, Michigan’da inşa edilen santral 1963 yılında işletmeye alınmıştır. Bu santralde 5 Ekim 1966 tarihinde bir zirkonyum parçasının sodyum soğutma kanallarını tıkaması üzerine reaktör kalbinde kısmı kalp erimesi oluşmuştur. Daha sonraki yıllarda da bu santralin peşini bırakmamış ve Mayıs–1970 tarihinde reaktörde sodyum yangını meydana gelmiştir. Ağustos–1972 tarihinde dolan işletme lisansının yenilenmesi, lisanslama otoritesi tarafından ret edilince, Enrico Fermi santrali bir daha çalıştırılmamıştır.

375 MWe kapasiteli Clinch River FBR santrali projesine 1972 yılında başlanmış, fakat Amerikan kongresi bu projeyi 1983 yılında durdurmuştur. Amerika’da en son yapılan hızlı reaktör Hızlı Nötron Akısı Test Tesisi (FFTF) adı verilen ve Washington eyaletinde 1980 yılında hizmete alınan deney düzeneği olmuştur.

FBR işine ilk giren ülkelerden bir tanesi de İngiltere olmuştur ve FBR programı İskoçya’daki Dounreay tesislerinde 1957 yılında başlatılmıştır. İngiltere’de 2 adet FBR türü reaktör inşa edilmiştir. Dounreay Hızlı Reaktörü (DFR) 14 MW elektrik kapasitesine sahip olacak şekilde 1959 yılında çalışmaya başlamıştır. Bu araştırma reaktörünün ardından 250 MWe kapasiteli Prototip Hızlı Reaktör (PFR) 1974 yılında tamamlanarak hizmete alınmıştır. PFR İngiltere’de 1994 yılında nükleer enerji gelişimine sağlanan maddi imkânları kısmasıyla beraber kapatılmıştır, İngiliz FBR geliştirme programına 1994 yılında son verilmiştir.

Fransa’nın ilk FBR’si 1967 yılında hizmete aldığı Rapsodi deney reaktörü olmuştur. Bu deney reaktöründe uzun yıllar sodyum ve FBR yakıt teknolojisi üzerine birçok deneyler gerçekleştirilmiş ve 1983 yılında kapatılmıştır.

Fransa daha sonra 233 MWe’lik Phenix’i 1973 yılında şebekeye bağlamıştır. Bu ünite çok iyi bir performans göstermiştir ve günümüzde halen elektrik üretmektedir.

Fransa Phenix santralinde sağladığı başarıdan da esinlenerek, Almanya ve İtalya ile işbirliği halinde 1200 MWe kapasiteli Superphenix’i 1984 yılında hizmete almıştır. Superphenix (Creys-Malville) dünya üzerinde kurulmuş en büyük kapasiteli FBR olma unvanını halen elinde bulundurmaktadır. Bu santralin sodyum soğutma sistemindeki paslanma ve sızıntıya çözüm bulunamamış ve santral 1997 yılında “çok yüksek maliyeti” nedeniyle kapatılmak zorunda kalınmıştır. Bu santral 1984-1997 yılları arasında da zaten doğru dürüst elektrik üretememiştir.

Almanya FBR geliştirme programı gerçekleştirmiş ülkelerden bir tanesi olmuştur. Almanya 2 adet FBR reaktörü inşa etmiştir.

20 MWe kapasiteli ilk araştırma reaktörü KNK-II 1977 yılında işletmeye alınmıştır. KNK-II 1991 yılında kapatılmıştır.

300 MWe kapasiteli büyük çaplı SNR-300 reaktörü Kalkar şehrinde inşa edilmiş ve 1985 yılında tamamlanmıştır. SNR-300 politik baskılar nedeniyle hiçbir zaman işletmeye alınamamış ve daha hiç çalıştırılmadan 1990 yılında kapatılmıştır. SNR-300 bugün eğlence parkına dönüştürülmüş durumdadır.

En başarılı FBR programlarından bir tanesine eski Sovyetler Birliği’nin sahip olduğuna inanılmaktadır. Hatta bu ekolünün bugün halen ayakta kalan tek FBR ekolü olduğunu söylemek mümkündür. Sovyetler Birliği BR-1 isminde 100 W’lık ilk FBR’sini 1955 yılında hizmete almıştır. Bu ilk deney reaktörünü, BR-2, BR-5 ve BR-10 takip etmiştir. Daha sonra 60 MW’lık BOR-60 1969 yılında devreye girmiştir.

İlk büyük kapsamlı Sovyet FBR reaktörü 1973 yılında Kazakistan’da hizmete alınan 350 MW elektrik kapasiteli BN-350 olmuştur. Kapatılana kadar Aktau şehrine 130 MW elektrik sağlamasının yanı sıra, günde 80,000 ton suyun tatlı suya dönüştürülmesinde de kullanılmıştır.

Sovyetler Birliği FBR’lerin gücünü daha da geliştirerek 600 MWe kapasiteli BN–600 reaktörünü 1986 yılında Zarechny şehri yakınlarında hizmete almıştır. Bu reaktör bugün halen işletme halinde bulunmaktadır.

BN-600 santralinin ardından 800 MWe kapasiteli BN-800 ve 1600 MWe kapasiteli BN-1600 reaktörleri öngörülmüş, fakat Sovyetler Biriliğinin dağılmasının ardından yaşanan ekonomik güçlükler nedeniyle bu iki proje öngörüldüğü gibi geliştirilememiştir.

FBR programına sahip olan ülkeler kervanına Japonya da katılmıştır. Japonya Joyo adındaki ilk FBR türü reaktörünü 1978 yılında hizmete almıştır. İlk başta 50 MW termal güce sahip olan bu reaktör, kademeli olarak 140 MW termal güce kadar çıkartılmış ve birçok FBR deneyi ve geliştirme çalışmalarında kullanılmıştır.

Japonya Joyo’dan elde edilen tecrübeler ışığından, 280 MWe kapasiteli daha büyük bir ticari protip reaktörü olan Monju’yu 1995 yılında hizmete almıştır. Bu reaktör Aralık-1995 yılında yaşadığı sodyum sızıntısının ardından kapatılmıştır. Monju uzun süre kapalı kapalı kalmasının ve birçok tasarım yenilemelerinin ardından 6 Mayıs 2010'da yeniden çalışmaya başlatılmıştır.

FBR türü reaktör geliştirme programına sahip bir diğer ülke de Hindistan’dır. Hindistan 12 MW kapasiteli bir deneysel FBR reaktörünü (FBTR) 1985 yılında hizmete alarak topraklarında FBR reaktörü teknolojisini çalıştırmayı başaran 6. dünya ülkesi olmuştur. Şu sıralar Kalpakkam’daki Indira Gandhi Atom Enerjisi Araştırma Merkezinde 500 MWe kapasiteli prototip FBR santrali inşası üzerinde çalışılmaktadır. Hindistan eski Sovyetler Birliği ekolü FBR tasarımı üzerinde çalışmayı tercih etmiştir.

FBR teknolojisi geliştirmekte olan bir başla ülke de Çin’dir. Çin hali hazırda Çin Deneysel Hızlı Reaktörü (CEFR) adında 25 MWe kapasiteli deneysel bir FBR’nin inşasını başkent Pekin yakınlarındaki bir sahada sürdürmektedir. Deneysel reaktörün ardından büyük çaplı prototip bir FBR inşa etmeyi de planlamaktadır.

FBR Kuramı

Doğal uranyum %99.3 uranyum–238 ve %0.7 uranyum–235 izotoplarından oluşmaktadır. Normal bir termal reaktörde sadece uranyum–235 izotopu yakıt olarak kullanılabilmektedir.

Diğer yandan yakıt olarak kullanılamayan uranyum–238 izotopu da nötron yutarak plütonyum-239’a dönüşmektedir. Plütonyum-239’da aynen uranyum–235 gibi nükleer yakıt olarak kullanılabilmektedir.

Sonuç olarak yakıt olarak kullanılamayan uranyum–238, kolaylıkla fisyon tepkimesine girebilen Plütonyum-239’a dönüşmektedir. Bu da normalde işe yaramaz bir maddenin, değerli bir yakıt çekirdeğine dönüşmesi anlamı taşımaktadır. Kullanılmış yakıtta oluşan Plütonyum-239’u ayrıştırıp, tekrar yakıt olarak kullanmak sayesinde, yakıt olarak kullanılamayan uranyum–238 izotopunu da değerlendirmek mümkün olabilmektedir.

Hızlı reaktörler, enerji üretimi sırasında yakıt çekirdeği tüketiminden daha hızlı bir şekilde uranyum–238 izotopunu yakıt çekirdeği olan plütonyum-239’a dönüştürebilme kabiliyetine sahip reaktör düzenekleridir.

Uranyum-235’in fisyon tepkimesine girmesi sonucunda ortaya çıkan yeni nötronlar yüksek enerjiye sahip “hızlı” nötronlardır. Bu hızlı nötronların yeni bir fisyon tepkimesine girme şanslarını arttırmak için aşağıdaki listelenen 2 yol bulunmaktadır:

1. Hızlı nötronların yavaşlatılması yani enerjilerinin azaltılması veya

2. Yakıttaki Uranyum–235 miktarının arttırılması (yani uranyumun zenginleştirilmesi).

Nötronların enerjilerinin azaltılması yöntemi, günümüzdeki ticari nükleer santrallerde kullanılan temel yöntem haline gelmiştir. Bu amaçla yakıt çevresine nötron yavaşlatıcısı bir madde yerleştirilmekte, nötronların bu madde atomları ile yaptıkları çarpışmalar sonucunda enerjilerini kaybetmeleri ve bulundukları ortamla termal denge halinde bulunan daha yavaş nötronlara dönüşmeleri sağlanmaktadır. Bu prensibi kullanan reaktörlere de “termal reaktör” dene gelmiştir.

Nötronların fisyon tepkimesine girme şanslarını arttırmanın bir başka yolu da uranyum–235 çekirdeklerinin konsantrasyonunu arttırmaktır (uranyum’u zenginleştirmek). Uranyum’un uranyum–235 izotopu açısından zenginliği %20’ler seviyesinde bulunduğunda, hızlı nötronlarla zincir tepkimesinin sağlanabileceği makul boyutlarda nükleer reaktörler yapmak mümkün hale gelmektedir. (Aynı amaca uranyum–235 yenine plütonyum–239 kullanarak ulaşmak da mümkündür. Yaklaşık %20 düzeylerinde uranyum–235 kullanmak yerine, yaklaşık %20 düzeylerinde plütonyum–239’da kullanılabilir. Uranyum–235 ile plütonyum–239 fisyon tepkimesine girme açısından benzer özelliklere sahip bulunmaktadır. )

Böylece yavaşlatıcı kullanılmadan zincir reaksiyonu sistemleri oluşturmak mümkündür. Nötronların yavaşlatılmadığı ve hızlı nötronlarla zincir tepkimesinin devam ettiği reaktör türlerin “hızlı reaktörler” adı verilmektedir.

Zincir reaksiyonun devam edebilmesi için, fisyon sonucunda ortaya çıkan nötronlardan ortalama en az bir tanesinin yeni bir fisyon tepkimesine girmesi gerekmektedir. Fisyon sonucunda ortaya çıkan nötronların sayıcı birçok faktöre bağlı bulunsa da ortalama 2.5 adet nötron ortaya çıkmaktadır. Bu nötronlarından bir kısmı kaçınılmaz olarak reaktördeki yapısal malzemeler veya soğutucu tarafından yutulup yok olmaktadır. Fakat eğer bu nötronlardan 1’den fazlası uranyum–238 tarafından yutulacak ve uranyum-238’i plütonyum-239’a dönüştürecek bir tasarım gerçekleştirilebilirse, reaktör işledikçe yakıt atomların miktarı azalacağı yerde tam tersine artacaktır. Bu kavrama “üretme (breeding)”, bu işlemi yapan reaktörlerde üretken reaktör (breeder) adı verilmektedir. Aslında bütün reaktörlerde uranyum–238 bulunmaktadır ve bu uranyum-238’in bir kısmı nötronlarla tepkimeye girerek plütonyum-239’a dönüşmektedir. Fakat sadece “üretken reaktörlerde”, reaktör işledikçe yakıt çekirdeklerinin sayısı azalmamakta, tam tersine artmaktadır.

Yakıt çekirdeklerindeki artış miktarı, reaktörün büyüklüğüne ve reaktördeki yakıt konsantrasyonuna ve tasarıma bağlı bulunmaktadır.

FBR Tasarımı

FBR’ler hızlı nötron reaktörleri olduğundan, reaktör kalbinden geçen soğutucunun nötronları yavaşlatmaması gerekmektedir. Bu gereksinim, soğutucu olarak kullanılabilecek malzemeler üzerine kısıt getirmektedir. Dünyada en yaygın olarak kullanılan soğutucu malzemesi olan “su” bu amaç için uygun değildir, çünkü su çok etkili bir yavaşlatıcıdır. Yapılan çalışmalar geride alternatif olarak sıvı metalleri ve asal gazları (Helyum gibi) bırakmaktadır.

Hızlı reaktörlerde gaz soğutucu kullanma konusunda çok az çalışma gerçekleştirilmiştir. Mükemmel ısı aktarımı özellikleri nedeniyle ağır metaller neredeyse bu amaçla tek tercih edilen soğutucu malzemesi olmuştur.

Soğutucu olarak kullanılmak amacıyla belirlenen sıvı metaller arasında, cıva, kurşun, sodyum ve sodyum-potasyum karışımı bulunmaktadır. Kurşun dışındakiler aslında araştırma reaktörlerinde de olsa daha önce denenmiştir. Kurşun ve cıva çok zehirli maddelerdir. Ayrıca cıva çok da pahalı bulunmaktadır. NaK sembolü ile gösterilen sodyum-potasyum karışımının da bazı istenmeyen özelliklere sahip bulunmaktadır. Dolayısıyla mühendisler FBR türü reaktörler için soğutucu olarak sodyumu tek alternatif olarak belirlemiş bulunmaktadır.

Tasarım açısından önem taşıyan bir başka husus da, birinci soğutucu suyu döngüsü için havuz tipi ve döngü tipi tasarımlar arasında seçim yapmaktır. Havuz tipinde reaktör kalbi, sodyum soğutucu pompası ve ısıyı ikinci döngüye aktaran ısı değiştiricisi büyük bir sodyum havuzunun içine yerleştirilmektedir. Döngü tipi tasarımda ise bütün bu bileşenler aynı PWR’larda olduğu gibi borularla birbirine bağlanmış durumdadır. Her iki tip de yukarıdaki basitleştirilmiş şekilde gösterilmektedir.

Havuz ve döngü tiplerin birbirlerine göre avantajları ve dezavantajları bulunmaktadır. Havuz tipinde reaktör kabının tasarımı çok kolay bulunmaktadır. Fakat diğer yandan havuz tipinde reaktör kabı çok büyük olmakta, imalatı ancak santral sahasında gerçekleştirilebilmekte ve kalite kontrolü de çok zor olmaktadır. Havuz tipinde santral işleteme alındıktan sonra, havuz içinde kalan donanımların denetimi ve bakımı da zor olmaktadır. Döngü tipi reaktörler, başka tesislerde imal edilip, reaktör sahasında montajı yapılabilmekte ve daha küçük boyuta sahip bulunmaktadır. Bunlarda reaktör boru sistemleri daha karmaşık ve uzun da olsa, denetim ve bakımları çok daha kolay gerçekleştirilebilmektedir. Bugüne kadar her iki tip de kullanılmıştır.

FBR’lerde tipik olarak 4 ana döngü bulunmaktadır:

1. Reaktör ve birinci sodyum döngüsü

2. İkinci sodyum döngüsü

3. Su-buhar (besleme suyu) döngüsü ve

4. Yoğuşturucu için deniz, nehir suyu döngüsü

FBR türü reaktörlerde, ısı üretimi diğer reaktör türlerinde olduğu gibi reaktörün kalbinde meydana gelmektedir. Reaktör kalbi altıgen yakıt demetleri ile oluşturulmakta etrafında çok sağlam bir destek yapısı bulunmaktadır. Yakıt demetlerinin altında demetleri yerli yerinde tutacak ve her yakıt demetine doğru miktarda soğutucunun akmasını sağlayacak bir ızgara yapısı bulunmaktadır. Nükleer enerji üretiminin meydana geldiği bölge aslında nispeten küçük bulunmaktadır (Japon MONJU tasarımında yaklaşık 1.8 metre yarıçapına ve 93 cm yüksekliğe, yani bir otomobil hacmi kadar).

Sodyum soğutucu reaktör kalbine, reaktör kabının altından pompalanmaktadır. Reaktör kabına giriş ve çıkış sodyum sıcaklıkları tasarıma göre değişmekle birlikte şu ana kadarki tasarımların büyük bölümünde giriş sıcaklığı 330-400°C aralığında, çıkış sıcaklığı da 430-550°C aralığında değişmiştir. Sodyum yakıt bölgesinden geçerken yakıt çubuklarının üzerinden yukarıya doğru akmakta, reaktör kalbini yukarıdan terk etmektedir ve reaktör kalbinden aldığı ısıyı enerjisini “ara ısı değiştiricisi” olarak bilinen düzeneğe taşımaktadır.

Bu ısı değiştiricisinde birinci sodyum döngüsü enerjisini ikinci bir sodyum döngüsüne aktarmakta ve tekrar reaktör kalbine bir pompa yardımıyla dönmektedir. Birinci döngü sodyum pompaları mekanik elektrikli pompalardır. Pompa iki adet motorla donatılmıştır. İlk motor normal işletme sırasında, daha küçük boyuttaki ikinci motor da reaktör kapalı haldeyken kullanılmaktadır.

İkinci döngüdeki sodyum da, ara ısı değiştiricisinden çıktıktan sonra, tipik olarak doğrudan buhar kızdırıcısına ve daha sonra buhar üretecine girmektedir. Sodyumun kızdırıcıya girişte sıcaklığı yaklaşık 500°C civarındadır. Kızdırıcıdan hafif soğumuş olarak çıkan sodyum buhar üretecine girmekte ve 330°C civarında buhar üretecini terk etmektedir (bu değerler tasarımdan tasarıma değişmektedir. Buhar üretecini terk eden ikinci döngü sodyumu, pompa yardımıyla tekrar ara ısı değiştiricisine dönmektedir. İkinci döngü sodyum pompası da aynen birinci döngü pompası gibi ana ve küçük motorlardan oluşmuştur ve ikinci döngüde soğutucunun en soğuk olduğu noktaya yerleştirilmiştir.

İkinci döngüde akan sodyumla ters yönde akmakta olan üçüncü döngü suyu ikinci döngünün enerjisini alarak buharlaşmakta ve kızgın buhar haline gelmektedir. Türbine gidecek bu kızgın buharın oluşturulması FBR’lerde genellikle iki aşamada gerçekleşmektedir. İlk aşama buhar üreteci aşamasıdır. Buraya üçüncü döngü suyu (besleme suyu) yaklaşık 250°C derecede gelmekte ve buhara dönüştürülmektedir. Kızdırıcı buhar üretiminin ikinci aşamasını oluşturmaktadır. Buhar üretecinden çıkan buhar kızdırıcıya girmekte ve yaklaşık 500°C’de kızgın buhar olarak çıkmaktadır. Kızdırıcının tasarımı kabaca buhar üreteci ile aynı bulunmaktadır. Kızdırıcıdan çıkan buhar türbin adasına gitmektedir. Türbinde enerjisini kaybeden buhar yoğuturucuda tekrar su haline dönüştürüldükten sonra ön-ısıtıcıdan geçirilmekte ve tekrar buhar üreteci-kızdırıcıya düzeneğine bir pompa yardımıyla gönderilmektedir.

FBR’lerde soğutucu döngülerinin tasarımı biraz daha karmaşıktır. Çünkü soğutucu sodyum ısındıkça genişlemektedir. Tasarımda bunun da dikkate alınması ve genleşmeyi barındıracak fazladan boru bükümlerinin tasarıma eklenmesi gerekmektedir.

FBR’lerde Yakıt

Dış görüşleri birbirinin aynı bile olsa, aslında FBR’lerde 3 farklı tür yakıt demeti bulunmaktadır. Bunlar;

1. normal yakıt demetleri,

2. radyal üretici demetler ve

3. dış yansıtaç (reflektör) demetlerdir.

Hepsi altıgen şekildedir. Yandaki şekil tipik bir FBR kalbinin üstten görünüşünü göstermektedir. Ortada kırmızı ile gösterilen bölge yakıt olmayan uranyum–238 ile yakıt plütonyum–239’un karıştırılarak elde edilen (karışık oksit) yakıt demetleridir. Sarı renkte olanlar da yakıt demetleridir fakat bunların içerdiği plütonyum–239 miktarı kırmızılardan daha fazladır. Siyahlar kontrol çubuklarının girdiği yerlerdir. Çevreleyen mavi yakıt demetlerini olduğu bölgeye “radyal battaniye” adı verilmektedir. Bunlar sadece uranyum–238 içermektedir(bu bölgede uranyum-238’in nötron yakalaması sonucunda plütonyum–239 oluşmaktadır). Yandaki şekilde yansıtaç (reflektör) yakıt demetleri gösterilmemiştir. Yansıtaç demetlerde herhangi bir nükleer madde bulunmaz ve bunların görevi dışarıya doğru kaçmaya çalışan nötronları tekrar reaktör kalbine doğru geri yansıtmaktır.

Yakıt plütonyum-239 ve uranyum-238 karışımdan oluşmuştur. Bu tür karışımlara karışık oksit yakıt (Mixed OXide, kısaca MOX) adı verilmektedir. Yakıt küçük peletler halinde hazırlanmıştır. Bu peletler paslanmaz çelikten imal edilmiş yakıt çubuğu borularına doldurularak yakıt çubukları elde edilmektedir. Yakıt çubukları da altıgen şekilli yakıt paslanmaz çelikten yapılmış bir yakıt demeti kabı içine yerleştirilerek yakıt demetleri oluşturulmaktadır. Demetteki yakıt çubuğu sayısı tasarımdan tasarıma değişmektedir. (Örneğin Japon MONJU santralında demetler 169 adet yakıt çubuğundan oluşmaktadır. Yakıt çubukları 6.5 mm çapında ve 2.8 metre yüksekliğindedir.)

Yakıt çubuklarında sadece ortadaki belirli bir bölge yakıt peletleri içermektedir. Yakıt bölgesinin altında ve üstünde “eksenel battaniye” olarak adlandırılan bölgede sadece uranyum–238 içeren peletler bulunmaktadır.

FBR’lerde farklı kontrol çubukları bulunmaktadır. Bunlardan bir kısmı ince ayar kontrol çubukları, önemli bir kısmı da kaba ayar kontrol çubuklarıdır. İnce ve kaba ayar kontrol çubukları reaktörü kontrol etmek ve güç dağılımının düzenini sağlamak amacıyla sürekli kullanılmaktadır. Kontrol çubuklarının bir kısmı da “yedek kontrol çubuklarıdır. Yedek kontrol çubukları sadece reaktörü ilk çalıştırmaya başlarken veya reaktörü kapatmak gerektiğinde kullanılmakta, normal zamanda reaktör kalbinden tamamen dışarıda durmaktadır. Kontrol çubukları elektro mıknatıslar yardımıyla hareket ettirilmektedir. Elektrik kaynağında bir problem oluştuğunda kontrol çubukları yerçekimi yardımıyla otomatik olarak düşerek reaktörü kapatmaktadır.

Termal santrallerde sadece %0.7’nin biraz üstünde bir miktarı kullanılan uranyum’un, FBR teknolojisi sayesinde plütonyuma dönüştürmek suretiyle %50’den fazla kısmının kullanılmasının münkün olacağı düşünülmektedir. Dolayısıyla hızlı reaktörlerin dünya uranyum rezervleri 25 kat daha fazla değerlendirilebilir bir hale getirebileceği düşünülmektedir. Ne yazık ki, FBR teknolojisi, bu kadar çabanın ardından halen başarıyla ticarileştirebilmiş bir reaktör teknolojisi değildir.