Reaktor s kroglastim gorivom..

Transkript

1 Univerza v Ljubljani Fakulteta za Matematiko in Fiziko Seminar Reaktor s kroglastim gorivom.. Levo: slika po enega TRISO delca - notranja krogla je iz urana (1.1) Desno: ra unalni²ka slika gorivnega elementa - notranja regija predstavlja TRISO delce (1.2).. Avtor: Vladimir Radulovi Mentor: dr. Andrej Trkov Maj 2009 Povzetek Seminar je predstavitev sestave in delovanja reaktorja s kroglastim gorivom ter njegovih glavnih prednosti in slabosti. Ker je o tem tipu reaktorja danes veliko govora, bi si marsikdo mislil, da je to povsem nova tehnologija. Izkaºe pa se, da je bil koncept takega reaktorja z nami ºe od petdesetih let prej²njega stoletja. Poleg predstavitve seminar vsebuje kratko zgodovino jedrske energije in reaktorjev na kroglasto gorivo in podaja razloge za tak porast zanimanja za ta reaktorski tip, kot ga beleºimo danes. 1

2 Kazalo 1 Uvod 3 2 Kratka zgodovina Za etki jedrske zike O reaktorjih na kroglasto gorivo Osnove reaktorske zike Vezavna energija Cepitev jedra - sija Veriºna jedrska reakcija Sestava in delovanje PBR Gorivo: TRISO delci in gorivne krogle Reaktor Hlajenje in poºarna varnost Menjava goriva Krmiljenje reaktorja Kontrolne palice Temperaturno krmiljenje - temperaturni koecient reaktivnosti AVR eksperiment Prednosti in slabosti PBR 14 7 Prihodnost PBR - zaklju ek 15 8 Literatura 16 9 Kazalo slik 16 2

3 1 Uvod Spodnja slika prikazuje zemeljsko povr²ino v no nem asu. Poleg poselitve na²ega planeta nam ta daje ob utek, kolik²ne so na²e energijske potrebe. Te potrebe seveda nara² ajo skupaj s populacijo in silijo v razvoj bolj u inkovitih in bolj ekolo²kih energetskih virov. Kompozicija ve sto satelitskih slik Zemlje v no nem asu (2) Zelo uporaben energetski vir je uran: v naravi ga je relativno veliko ( % zemeljske skorje, kar ustreza 48. mestu po koncentraciji [1]) in ob njegovem razpadu se sprosti veliko energije - pribliºno 200MeV na atom, kar je veliko ve kot pri oksidaciji ogljikovodikov (pri izgorevanju premoga, npr. se sprosti pribliºno 4eV na atom. [2]) 2 Kratka zgodovina 2.1 Za etki jedrske zike Prvi lovek, ki je namerno povzro il jedrsko reakcijo je Ernest Rutherford [3]. Leta 1917 je s svojo ekipo obstreljeval atome du²ika z alfa delci iz radioaktivnega izvora. Opazili so izsevani proton z vi²jo energijo kot vpadni alfa delci. Rutherfordov lanek v asopisu Times leta 1933, v katerem je ovrgel moºnost uporabe atomske energije v koristne namene, je zelo razjezil madºarskega zika Lea Szilarda. ƒeprav cepitev jeder takrat ²e ni bila znana, se je ta domislil koncepta jedrske veriºne reakcije in preprostega jedrskega reaktorja. Leta 1934 je prvi uspela cepitev uranovih jeder Enricu Fermiju in njegovi ekipi [4]. Opazovali so inducirano radioaktivnost v elementih, ki so jih izpostavili nevtronskemu curku. Leta 1939 sta nem²ka kemika Otto Hahn in Fritz Strassman skupaj z avstrijsko zi arko Lise Meitner in zikom Ottom Robertom Frischem ugotovila, da se ob zajetju nevtrona uranovo jedro cepi na dve laºji jedri pribliºno enake mase. 3

4 Ernest Rutherford, Leo Szilard in Enrico Fermi (3.1) (3.2) (3.3) Leta 1936 je Szilard sku²al svojo zamisel uresni iti. Poiskusil je vzpostaviti veriºno jedrsko reakcijo z indijem in berilijem a brez uspeha. Kasnej²i poskus, ki sta ga izvedla Fermi in Szilard leta 1939 na univerzi v Columbiji, kamor sta oba od²la raziskovati, je pokazal, da je veriºna jedrska reakcija moºna v uranu. Leta 1942 je prvi dosegel kriti nost tako imenovani Chicago Pile-1 [5]. To je bila grmada uranovih in gratnih blokov, ki so jo pod nadzorom Enrica Fermija sestavili na igri² u za rackets (to je igra podobna squashu) ob stadionu pri univerzi v Chicagu. Slika in risba znamenitega Chicago Pile 1 (3.4) (3.5) Ta prvi jedrski reaktor, ki ga je Fermi opisal kot kup rnih zidakov in lesenih tramov je odprl pot v svet jedrske energije in na ºalost tudi v svet jedrskega oroºja. 2.2 O reaktorjih na kroglasto gorivo Koncept reaktorja na kroglasto gorivo se je prvi pojavil v petdesetih letih prej²njega stoletja. Avtor koncepta, Rudolf Schulten, se je domislil preprost reaktor, katerega gorivni elementi 4

5 zdruºujejo vse bistvene lastnosti potrebne za kontrolirano jedrsko reakcijo. Tako zgrajeni reaktor ne bi potreboval toliko zunanjih struktur in aktivnih sistemov, ki bi skrbeli za za² ito pred sevanjem, kontroliranje veriºne reakcije, itd. Leta 1966 je prvi dosegel kriti nost 15MW reaktor AVR Arbeitsgemeinschaft Versuchreaktor v Zahodni Nem iji [6]. Reaktor je bil zgrajen v raziskovalne namene, deloval pa je vse do leta 1988, dve leti po nesre i v ƒernobilu, ko so ga zaprli deloma zaradi napake v obratovanju. AVR je bil prvotno zami²ljen kot oplodni reaktor, ki bi iz 232 T h proizvajal 233 U. Izotopa 232 T h je na zemeljski povr²ini pribliºno 400 krat ve kot 233 U, tako da bi bilo tako oplojevanje zelo koristna metoda proizvajanja jedrskega goriva. A ker so gorivne krogle tako dobro zadrºevale reakcijske produkte, je bilo bolj ekonomi no uporabljati kar uranove izotope iz narave. S pomo jo znanja in izku²enj pridobljenih na reaktorju AVR, so v Nem iji zgradili 300MW jedrsko elektrarno THTR-300 [7], ki je kot gorivo uporabljala torij. Energijo je proizvajala od leta 1985 do leta 1989, ustavili pa so jo zaradi teºav v obratovanju - gorivni elementi so se hitro uni evali, kar je povzro ilo ve jo kontaminacijo. Dokon no so jo zaprli leta 1996 zaradi nesre e z izpustom radioaktivnih snovi v okolje. V svetu sedaj sicer obratuje nekaj PBR, vendar ti ²e ne sluºijo proizvodnji elektri ne energije. Nekaj primerov: HTR10 na Kitajskem [8] je 10M W prototipni PBR zgrajen po nem²ki licenci. Sluºi za raziskave in usposabljanje operaterjev, ki bodo zaposleni na novozgrajenih kitajskih jedrskih elektrarnah. Na Kitajskem danes obratuje 11 jedrskih elektrarn, 12 jih je ºe v izgradnji in ²e 12 se bo za elo graditi letos. Do leta 2020 je v planu pove ati proizvedeno elektri no mo na 50 60GW [8] HTR10 na Univerzi v Tsinghui v Pekingu na Kitajskem (4) PBMR (Pebble Bed Modular Reactor Pty Ltd.) je juºnoafri²ko podjetje, ki razvija modularni PBR [9]. En reaktor bi bil sposoben proizvajanja 165M W elektri ne mo i, v elektrarni pa bi bili posamezni reaktorski moduli zloºeni skupaj. 5

6 3D model reaktorja PBMR (5.1) Na Nizozemskem razvijajo mobilni reaktorski sistem imenovan Nereus [10]. Reaktor naj bi bil sposoben proizvajati 24MW termi ne mo i, zasnovan pa je tako, da ga je mogo e zapreti v zabojnik. Tak sistem bi bil lahko nadomestilo za dizelske motorje na ladjah. Maketa ladje z jedrskim pogonskim sistemom Nereus (5.2) 3 Osnove reaktorske zike 3.1 Vezavna energija Energija ki se sprosti v reaktorjih je vezavna energija nukleonov (protonov in nevtronov) v atomskih jedrih. Spomnimo se, da je vezavna energija tista energija, ki je potrebna, da nek sistem razstavimo na njegove komponente. Nukleoni v jedru so vezani, torej je njihova posamezna potencialna energija manj²a od 0. Vezavna energija je v tem primeru ve ja od 0. Spodnji graf prikazuje vezavno energijo prera unano na nukleon v odvisnosti od masnega ²tevila atomskega jedra. 6

7 Graf vezavne energije na nukleon - najbolj vezani so nukleoni v jedru 56 F e (6) Vidimo, da ima ºelezo (masno ²tevilo 56) najve jo vezavno energijo na nukleon, v elementih z manj²imi ali ve jimi masnimi ²tevili je ta energija manj²a. To pomeni, da so jedrske reakcije, pri katerih se energija spro² a bodisi cepitve teºkih jeder na laºja, bodisi zlivanje lahkih jeder v teºja. V jedrskih elektrarnah se posluºujemo cepitve teºkih jeder, tehnologijo fuzije pa intenzivno razvijajo. 3.2 Cepitev jedra - sija Iz atomskega jedra in nevtrona nastane po absorpciji vzbujen kompleks. Za nekatera teºka jedra je ta kompleks nestabilen in razpade. Nekatera jedra, kot npr. jedra 233 U, 235 U, 239 P u in 241 P u razpadejo tudi e je energija absorbiranega nevtrona termi na (torej okoli 25meV ), druga jedra, kot npr. 232 T h, 238 U in 240 P u pa ne razpadajo e nevtron ne prinese dovolj energije da bi premagal energijski prag za aktivacijo kompleksa, ki lahko presega 1M ev. Cepitev jedra je lahko tudi spontana. Ta pojav poznamo kot radioaktivni razpad. 7

8 3.3 Veriºna jedrska reakcija Shemati ni prikaz cepitve jedra (7) Ob cepitvi teºkega jedra poleg sprostitve nekaj energije in nastanku dveh ali ve laºjih jeder, nastanejo tudi novi nevtroni. Ti sijski nevtroni lahko ob prisotnosti drugih teºkih jeder v okolici povzro ijo nove cepitve. Temu pravimo veriºna jedrska reakcija. Parameter, ki opisuje stanje veriºne reakcije je pomnoºevalni faktor - k eff, ki je deniran takole: k eff = ²tevilo nevtronov v generaciji n + 1 ²tevilo nevtronov v generaciji n ƒe je k eff = 1 potem natanko en cepitveni nevtron v eni generaciji povzro i novo cepitev v naslednji generaciji, ostali pa se bodisi absorbirajo, bodisi pobegnejo iz sistema. V vsaki generaciji je nevtronov ravno dovolj, da reaktor obratuje stacionarno. Takemu stanju pravimo kriti nost. ƒe je k eff > 1 je reaktor nadkriti en - nevtronov v vsaki generaciji bo ve kot v prej²nji, ²tevilo cepitev na asovno enoto in proizvedena mo reaktorja nara² ata. ƒe pa je k eff < 1 je reaktor podkriti en, in velja ravno obratno. 4 Sestava in delovanje PBR 4.1 Gorivo: TRISO delci in gorivne krogle Gorivo v PBR je v obliki zrn, znanih kot TRISO delci (Tristructural Isotropic fuel); razvili so jih ºe za nem²ki reaktor AVR. TRISO delec je pribliºno kroglaste oblike premera pribliºno 1mm, sestavljen pa je iz gorivnega jedra (najpogosteje iz UO X, lahko tudi iz UC ali UCO), premera pribliºno 0.5mm obdanega s ²tirimi plastmi iz treh izotropnih materialov. Plast, ki obdaja gorivo je iz poroznega ogljika. Tja difundirajo plinasti sijski produkti (v glavnem ksenon). 8

9 Slika TRISO delca posneta z elektronskim mikroskopom (8) Tej sledi plast iz pirolitskega grata (PyC). To je posebna oblika grata, ki pri visokih temperaturah kristalizira iz ogljikovodikov. Zanimiva zikalna lastnost pirolitskega grata je, da je eden izmed najbolj²ih diamagnetov pri sobni temperaturi. Priljubljen poskus z magnetno levitacijo je mogo e izvesti z dovolj mo nim permanentnim magnetom (npr. s samarij-kobaltovim ali neodimovim) in s plo² ico dovolj istega pirolitskega grata. Pirolitski grat se uporablja ²e: v raketnih konicah v vlaknasti obliki za oja anje plasti nih in kovinskih materialov (kompoziti) v medicini pri protezah, ki so v kontaktu s krvjo, ker se kri na njem ne strjuje. Nato sledi kerami na plast iz silicijevega karbida (SiC), ki je zmoºna zadrºevanja sijskih produktov pri visokih temperaturah in pove uje trdnost delca. Kot notranja je tudi zunanja plast iz pirolitskega grata. TRISO delci so zasnovani tako, da kljubujejo mehanskim napetostim zaradi tlaka plinastih sijskih produktov v notranjosti in termi nih raztezkov, vse do temperatur nad C. V PBR reaktorju najdemo TRISO delce znotraj krogel iz pirolitskega grata, v angle²kem jeziku znanih kot fuel pebbles - gorivni 'kamen ki'. 9

10 Levo: piramida gorivnih krogel in ºogica za tenis (9.1) Desno: shemati ni prikaz gorivne krogle in njene sestave (9.2) Elementi imajo premer 6cm - pribliºno tako se veliki kot ºogica za tenis, posamezen element tipi no vsebuje okrog 8000 TRISO delcev, kar ustreza okrog 5-im gramom urana. TRISO delci so v gorivni krogli znotraj okroglega obmo ja s premerom 5cm. Pirolitski grat se za gorivne elemente uporablja ker: je zelo dober nevtronski moderator, sublimira ²ele pri 4000 O C, kar je ve kot dvakratnik obratovalne temperature je zelo trd material je cenovno ugoden. Gorivne krogle so obdane ²e z ognjevarnim slojem iz silicijevega karbida (SiC). 4.2 Reaktor Sestava PBR je zelo preprosta. Gorivne krogle so zloºene v valjasto sredico, ki je obdana z nevtronskim reektorjem - ponavadi je to debel sloj grata. Kroglasta oblika gorivnih elementov tudi pri gostem zlaganju le-teh v reaktor zagotavlja obilo praznega prostora med njimi. Skozi ta prostor kroºi plinasto hladilo ki iz sredice odna²a toploto. Kontrolne palice so lahko name² ene bodisi v kanale v stranskem reektorju, bodisi v cevi, ki prebadajo sredico. 10

11 Slika gorivnih krogel v sredici PBR - svetle i valji so cevi, ki vsebujejo kontrolne palice (10) Sredica in reektorji so zaprti v tla ni posodi, skozi katero te e plinasto hladilo. 4.3 Hlajenje in poºarna varnost Plin, ki se v PBR uporablja kot hladilo mora zaradi prisotnosti velikih koli in grata v sredici in visokih temperatur biti inerten. Pirolitski grat lahko namre zgori v zraku e je prisoten katalizator - hidroksilni radikal (ki je prisoten v vodi). Dogodka, ki to potrjujeta sta nesre i v ƒernobilu in Windscale-u, kjer je bil moderator ravno grat. Poleg poºarne varnosti narekuje izbiro hladilnega plina ²e en kriterij. ƒe bi turbino generatorja poganjal kar hladilni plin sam, bi lahko zaradi ve je temperaturne razlike med vstopajo im in izstopajo im hladilom pridobili na izkoristku elektrarne. V tla novodnih reaktorjih (PWR), kjer je hladilo in moderator voda, potuje le-ta v zaprtem ciklu od sredice do toplotnega izmenjevalnika in nazaj. To je zato, ker mo no sevanje v sredici povzro i aktivacijo vode in ne isto, ki so v njej raztopljene. V BWR (boiling water) reaktorjih voda v tla ni posodi vre; para, ki v njej nastaja potuje direktno do turbin in preko kondenzatorja nazaj. Izkoristek BWR sistemov je zaradi vi²je temperature pare sicer nekoliko ve ji, vendar so turbine veliko bolj izpostavljene sevanju, kar zvi²a obratovalne in vzdrºevalne stro²ke [11]. Glavni razlog za to, da temperatura vode in vodne pare v lahkovodnih reaktorjih ne sme biti previsoka je v njihovi sestavi. Veliko struktur v sredici reaktorja (npr. srajice, ki obdajajo jedrsko gorivo in kontrolne palice) je iz Zircaloya - to je zlitina iz cirkonija in kositra ter drugih kovin, kot npr. kroma, ºeleza in niklja [12]. Ta zlitina se uporablja zato, ker ima cirkonij zelo majhen absorpcijski presek za nevtrone, njena negativna lastnost pa je ta, da postane pri visokih temperaturah mehka. Vi²anje temperature vode v sredici bi torej pomenila zvi²anje tveganja pri obratovanju reaktorja. 11

12 Primeren plin za uporabo v PBR je helij. Poleg inertnosti je njegov absorpcijski presek za termi ne nevtrone majhen, torej ne povzro i dodatne izgube nevtronov in se ne aktivira. V PBR sistemih je ve ina struktur iz grata, torej se problemov s cirkonijem ognemo. Medtem ko je izkoristek tipi nega tla novodnega reaktorja malo nad 30% lahko izkoristek pri PBR presega 40%. e ena prednost plinastega hladila kot je helij je ta, da ne tvori kapljic (vemo, da se teko i helij pojavlja pri izjemno nizkih temperaturah). V elektrarnah, kjer turbino poganja vodna para, so ravno hitre vodne kapljice krive za po²kodbe na lopaticah turbine. Glavna slabost plinastega hladila je v njegovi nizki gostoti. Pri sobnih pogojih je npr. razmerje gostot zraka in vode okrog 10 3 ; za u inkovito hlajenje PBR so potrebne velike koli ine helija in izredno mo ne rpalke, ki ga poganjajo. 4.4 Menjava goriva Pri ve ini reaktorjev je za zamenjavo izgorelih gorivnih elementov potrebno tipi no enkrat letno reaktor zaustaviti, izgorele elemente iz sredice izvzeti ter nove skupaj s ²e ne izgorelimi elementi v sredico razporediti tako, da nevtronski uks ustreza obratovalnim pogojem. PBR je v tem pogledu odlo no v prednosti pred obi ajnimi reaktorji, saj menjava goriva poteka kar med obratovanjem. Reaktor je opremljen z 'odjemalnim' in 'dodajalnim' sistemom. To sta pnevmatska sistema; prvi z dna sredice gorivne krogle usmerja na detektorje, ki dolo ijo, ali so posamezne gorivne krogle povsem izgorele. ƒe so, jih sistem izlo i iz reaktorja, e ne pa potujejo nazaj v sredico. Sveºe gorivne krogle po potrebi padajo v sredico reaktorja. Shemati ni prikaz reaktorja in sistemov za odvod / dovod goriva (11) 12

13 5 Krmiljenje reaktorja 5.1 Kontrolne palice Upravljanje PBR lahko podobno kot pri vodno hlajenih reaktorjih temelji na kontrolnih palicah. To so palice, ki vsebujejo kemi ne elemente z visokim absorpcijskim presekom za nevtrone in se ne cepijo. Izbrani elementi so odvisni od nevtronskega spektra v reaktorju, ki ga ºelimo krmiliti - v lahkovodnih reaktorjih prevladujejo termi ni nevtroni. V PWR (tla novodnem) reaktorju se za kontrolne palice pogosto uporablja zlitina iz 80% srebra, 15% indija in 5% kadmija. Tako zlitino je lahko proizvajati, je mehansko relativno mo na in zaradi rahlo razli nih nevtronskih presekov posameznih elementov zelo dober nevtronski absorber. Nekateri drugi elementi, ki imajo visok absorpcijski presek za nevtrone so: bor, hafnij, in disprozij. 5.2 Temperaturno krmiljenje - temperaturni koecient reaktivnosti Alternativno (in to je velika prednost pred obi ajnimi reaktorji) je mogo e PBR upravljati s pretokom hladila skozi sredico. To moºnost omogo a negativni temperaturni koecient reaktivnosti PBR. Reaktivnnost je denirana kot: ρ = k 1 k, torej nima zikalne enote. V reaktorski ziki in tehniki pa je zaradi tipi no majhnih vrednosti podana v pcm, kar pomeni pro cent mille - na stotiso. Iz gornje denicije sledi, da je reaktivnost pozitivna ko je reaktor nadkriti en, negativna pa ko je podkriti en. Na splo²no velja, da pri pozitivni reaktivnosti za ne nevtronski uks v reaktorju nara² ati, pri negativni pa padati, vendar ponavadi reaktivnosti ne uporabljajo pri opazovanju dinami nih pojavov. Reaktivnosti se operaterji reaktorjev posluºujejo pri kompenzaciji variacij v pomnoºevalnem faktorju zaradi razli nih efektov - neke vrste 'nem ugla²evanju' reaktorja. ƒe v reaktorju nekaj povzro i zmanj²anje nevtronskega uksa in s tem podkriti nost reaktorja, morajo operaterji v reaktor 'vstaviti' reaktivnost, torej kontrolne palice nekoliko izvle i. Le-te so umerjene, kar pomeni, da je za vsako njihovo lego znana vstavljena reaktivnost. Deniramo lahko ve reaktivnostnih koecientov, vsak nam pove spremembo v reaktivnosti ob spremembi nekega reaktorskega parametra. Nekaj pomembnih reaktivnostnih koecientov: temperaturni: a T = ρ/ T mo nostni: a P = ρ/ P gostotni (bodisi moderatorja, bodisi hladila): a g = ρ/ g Za reaktorje z negativnim temperaturnim reaktivnostnim koecientom velja, da se ob ve anju temperature goriva reaktivnost zmanj²a in je pomnoºevanje nevtronov slab²e. Za to poskrbi pojav Dopplerjeve raz²iritve: ob vi²anju temperature se atomi gibljejo vse hitreje in 'vidijo' vedno ve ji razpon relativnih nevtronskih hitrosti. 13

14 V izotopu 238 U, katerega je v jedrskem gorivu najve, verjetnost za absorpcijo nevtrona nara² a s temperaturo. Z vi²anjem temperature je torej na voljo vedno manj nevtronov, ki bi sproºali nove cepitve, vse do kon ne temperature, kjer se razmere v reaktorju ustalijo. 5.3 AVR eksperiment Da bi se o varnosti PBR prepri ali, so leta 1980 na reaktorju AVR izvedeli (in posneli) pomemben poskus. Reaktor je obratoval pri konstantni mo i s kontrolnimi palicami popolnoma izvle enimi in konstantnim pretokom hladila skozi sredico. Hladilne rpalke so ob t = 0 ustavili in opazovali potek mo i in temperature. Oba parametra sta nekaj asa nara² ala, nato sta se ustalila. Graf AVR eksperimenta (12) 6 Prednosti in slabosti PBR PBR reaktorji imajo veliko prednosti pred obi ajnimi. Podro ja, kjer izstopajo so: 14

15 Varnost - reaktor je zasnovan tako, da je povsem varen, tudi v najhuj²ih primerih. Ugodnost - elektrarna s PBR reaktorjem je bistveno preprostej²a, ker ne potrebuje vseh aktivnih varnostnih sistemov in masivnih hladilnih struktur kot elektrarne z vodno hlajenimi reaktorji. U inkovitost - visoka temperatura hladila, ki izhaja iz sredice in moºnost direktnega poganjanja turbine z njim sta lastnosti, zaradi katerih ima PBR bolj²i izkoristek. Nevarnost zlorabe - enkrat ko je jedrsko gorivo zapakirano v gorivnih kroglah postane le-to skoraj nedostopno. Zato je zloraba in pretvorba goriva iz krogel v jedrsko oroºje zelo malo verjetna. Doslej slabosti PBR nismo omenjali, nekaj pa jih vseeno je: Velika koli ina radioaktivnih odpadkov - slaba stran gorivnih krogel je ta, da v primerjavi z gorivnimi elementi v vodno hlajenih reaktorjih zasedejo veliko ve prostora, zato PBR tehnologija ustvarja potrebo po novih odlagali² ih. Po drugi strani pa je rokovanje z gorivnimi kroglami veliko enostavneje kot z izgorelimi gorivnimi elementi. Po²kodbe gorivnih krogel - lahko povzro ajo probleme tako med obratovanjem reaktorja kot kasneje med skladi² enjem. Nenadzorovano uhajanje radioaktivnih snovi je nekaj, kar sku²amo vedno prepre iti. 7 Prihodnost PBR - zaklju ek PBR so zelo obetavni vir relativno iste energije, ki jo lahko izkori² amo v elektrarnah in tudi v drugih aplikacijah. Zaradi tega in tudi zaradi dejstva, da je jedrsko gorivo v PBR-jih veliko bolj varno pred morebitnimi zlorabami, danes to tehnologijo intenzivno razvijajo povsod po svetu. Problem iztro²enega goriva ²e vedno ostaja. Ko bodo postale naravne zaloge urana dovolj majhne in bo postala predelava jedrskih odpadkov ekonomsko ugodna, bo ta problem manj izrazit. 15

16 8 Literatura citirano citirano citirano citirano citirano citirano citirano citirano citirano citirano citirano citirano citirano citirano B. Rouben - Nuclear Reactor Analysis, Royal Institute of Technology, Sweden (2008) - citirano citirano citirano Kazalo slik zajeto zajeto zajeto zajeto zajeto zajeto zajeto zajeto zajeto

17 zajeto zajeto zajeto zajeto zajeto zajeto zajeto zajeto draper/ernotesnucl.html - zajeto zajeto