Reaktor pembiak: Perbedaan antara revisi
Konten dihapus Konten ditambahkan
←Membuat halaman berisi 'jmpl|Pemasangan dari inti [[Experimental Breeder Reactor I di Idaho, United States, 1951]] '''Reaktor pembiak''' adalah sebuah reakto...' |
Fitur saranan suntingan: 3 pranala ditambahkan. |
||
| (11 revisi perantara oleh 6 pengguna tidak ditampilkan) | |||
Baris 1:
[[Berkas:Ebr1core.png|jmpl|Pemasangan dari inti [[Experimental Breeder Reactor I]] di [[Idaho]], [[United States]], 1951]]
'''Reaktor pembiak''' atau '''''breeder reactor''''' adalah sebuah [[reaktor nuklir]] yang menghasilkan lebih banyak [[bahan fisil]] daripada yang di[[Fisil|konsumsi]]
[[Berkas:LMFBR schematics2.svg|350px|jmpl|Diagram skematik yang menunjukkan perbedaan antara tipe Loop dan Pool dari LMFBR.]]
[[Berkas:Thorium sample 0.1g.jpg|250px|jmpl|Contoh torium.]]
[[File:Decay Chain Thorium.svg|thumb|upright=1.25|alt=Ball-and-arrow presentation of the thorium decay series|[[Deret radioaktif|Rantai peluruhan]] 4''n'' dari <sup>232</sup>Th, biasa disebut "Deret torium"]]
[[Berkas:ANLWFuelConditioningFacility.jpg|250px|jmpl|Reaktor Breeder Eksperimental II , yang berfungsi sebagai prototipe untuk Reaktor Cepat Integral]]
[[Berkas:CEFR (04790005).jpg|260px|jmpl|250px|Reaktor Cepat Eksperimental China adalah reaktor tipe kolam 65 MW (termal), 20 MW (listrik), berpendingin natrium, dengan masa pakai desain 30 tahun dan target pembakaran 100 MWd/kg.]]
[[Berkas:BN-600 nuclear reactor.jpg|250px|jmpl|Model cutaway dari reaktor BN-600, digantikan oleh keluarga reaktor BN-800 .]]
[[Berkas:BN-800 construction.jpg|250px|jmpl|Pembangunan reaktor BN-800]]
[[Berkas:CEA Marcoule Site.jpg|250px|jmpl|Situs Nuklir Marcoule di Prancis, lokasi Phénix ( di sebelah kiri).]]
[[Reaktor nuklir|Reaktor]] pembiak dapat mencapai ini karena faktor ekonomi neutronnya yang cukup tinggi untuk menghasilkan lebih banyak bahan bakar fisil daripada yang mereka gunakan. [[Neutron]] ekstra ini diserap oleh bahan subur yang dimuat ke dalam reaktor bersama dengan bahan bakar fisil. Bahan subur yang disinari ini pada gilirannya berubah menjadi bahan fisil yang dapat mengalami [[reaksi fisi]]. Peluruhan radioaktif neutron isotop akan melepaskan [[energi]]. Umumnya beberapa jenis peluruhan dari bahan radioaktif akan melepaskan [[Partikel Alfa|partikel alfa]], beta, gama, proton, elektron, positron, neutron atau sinar x juga [[energi dalam]] intensitas relatif kecil mikro, juga menghasilkan beberapa materi isotop radioaktif lain dalam [[rantai peluruhan]] decay chain pada [[waktu paruh]] secara alami maupun buatan. Fenomena gejala radioaktifitas ini dimanfaatkan manusia untuk berbagai keperluan walau terdapat dampak yang kurang baik.<ref name=Waltar>{{cite book|last=Waltar|first=A.E.|title=Fast breeder reactors|year=1981|publisher=Pergamon Press|location=New York|isbn=978-0-08-025983-3|url=https://books.google.com/books?id=4m6o1jMcIIIC|author2=Reynolds, A.B|access-date=4 June 2016|archive-date=5 January 2014|archive-url=https://web.archive.org/web/20140105044948/http://books.google.com/books?id=4m6o1jMcIIIC|url-status=live}}</ref><ref name="Helmreich">Helmreich, J. E. ''Gathering Rare Ores: The Diplomacy of Uranium Acquisition, 1943–1954'', Princeton UP, 1986: ch. 10 {{ISBN|0-7837-9349-9}}.</ref>
Reaktor breeder pada awalnya ditemukan menarik karena mereka menggunakan bahan bakar uranium lebih lengkap daripada reaktor air ringan seperti bahan bakar campuran, tetapi minat menurun setelah tahun 1960-an, karena lebih banyak cadangan uranium ditemukan, dan metode baru pengayaan uranium mengurangi biaya bahan bakar.
== Sumber bahan bakar ==
Reaktor pembiak pada prinsipnya dapat mengekstraksi hampir semua energi yang terkandung dalam [[uranium]] atau [[thorium]] dalam bentuk [[isotop]] yang sesuai tentunya, mengurangi kebutuhan bahan bakar dengan faktor 100 dibandingkan dengan reaktor air ringan sekali lewat yang banyak digunakan, yang mengekstraksi kurang dari 1% energi dalam uranium ditambang dari bumi. Efisiensi bahan bakar reaktor pemulia yang tinggi dapat sangat mengurangi kekhawatiran tentang pasokan bahan bakar, energi yang digunakan dalam penambangan, dan penyimpanan limbah radioaktif.<ref name="Argonne">{{cite web|title=Pyroprocessing Technologies: RECYCLING USED NUCLEAR FUEL FOR A SUSTAINABLE ENERGY FUTURE|url=http://www.ne.anl.gov/pdfs/12_Pyroprocessing_bro_5_12_v14%5B6%5D.pdf|publisher=Argonne National Laboratory|access-date=25 December 2012|archive-date=19 February 2013|archive-url=https://web.archive.org/web/20130219051536/http://www.ne.anl.gov/pdfs/12_Pyroprocessing_bro_5_12_v14%5B6%5D.pdf|url-status=live}}</ref><ref name="sustainablenuclear">{{cite web|url=http://www.sustainablenuclear.org/PADs/pad11983cohen.pdf |title=www.ne.anl.gov/pdfs/12_Pyroprocessing_bro_5_12_v14%5B6%5D.pdf |publisher=Argonne National Laboratory |access-date=25 December 2012 |url-status=dead |archive-url=https://web.archive.org/web/20130114062518/http://sustainablenuclear.org/PADs/pad11983cohen.pdf |archive-date=14 January 2013 }}</ref><ref>Weinberg, A. M., and R. P. Hammond (1970). "Limits to the use of energy," ''Am. Sci.'' 58, 412.</ref><ref>{{cite web | url=https://www.nuenergy.org/theres-atomic-energy-in-granite/ | title=There's Atomic Energy in Granite | date=8 February 2013 }}</ref>
Torium telah disarankan untuk digunakan dalam [[daya nuklir berbasis torium]]. Senyawa [[Torium dioksida|Thorium dioksida]] (thoria) dapat digunakan dalam [[reaktor nuklir]] sebagai pelet bahan bakar keramik, biasanya terkandung dalam batang bahan bakar nuklir yang dibalut dengan paduan [[zirkonium]]. Torium tidak bersifat [[fisil]] (tetapi "subur", membiakkan uranium-233 yang bersifat fisil di bawah [[pemboman]] [[neutron]]); karenanya, harus digunakan sebagai bahan bakar reaktor nuklir bersama dengan [[isotop]] fisil [[uranium]] atau [[plutonium]]. Hal ini dapat dicapai dengan mencampur torium dengan uranium atau plutonium, atau menggunakannya dalam bentuk murni bersamaan dengan [[batang bahan bakar]] terpisah yang mengandung uranium atau plutonium. Torium dioksida menawarkan keunggulan dibandingkan pelet bahan bakar uranium dioksida konvensional, karena konduktivitas termalnya yang lebih tinggi (suhu operasi lebih rendah), titik lebur yang jauh lebih tinggi, dan stabilitas kimiawi (tidak teroksidasi dengan adanya air/oksigen, tidak seperti [[uranium dioksida]]). Thorium dioksida dapat diubah menjadi bahan bakar nuklir dengan membiakkannya menjadi [[uranium-233]]. Stabilitas termal yang tinggi dari torium dioksida memungkinkan aplikasi dalam penyemprotan api dan keramik suhu tinggi.
Isotop [[Torium-232]] bersifat tidak [[Bahan fisil|fisil]]; oleh karena itu tidak dapat digunakan secara langsung sebagai bahan bakar dalam [[reaktor nuklir]]. Namun, <sup>232</sup>Th merupakan [[bahan subur]]; ia dapat menangkap neutron untuk membentuk [[Isotop torium|<sup>233</sup>Th]] yang tidak stabil. <sup>233</sup>Th mengalami [[peluruhan beta]] dengan waktu paruh 21,8 menit menjadi [[Isotop protaktinium|<sup>233</sup>Pa]], yang kemudian mengalami peluruhan beta dengan waktu paruh 27 hari untuk membentuk [[uranium-233|<sup>233</sup>U]] yang fisil.
== Efisiensi bahan bakar dan jenis limbah nuklir ==
Limbah nuklir menjadi perhatian yang lebih besar pada tahun 1990-an. Secara luas, bahan bakar nuklir bekas memiliki tiga komponen utama. Yang pertama terdiri dari produk fisi, sisa fragmen atom bahan bakar setelah dipecah untuk melepaskan energi. Produk fisi terdiri dari lusinan elemen dan ratusan isotop, semuanya lebih ringan dari uranium. Komponen utama kedua dari bahan bakar bekas adalah transuranik (atom yang lebih berat dari uranium), yang dihasilkan dari uranium atau atom yang lebih berat dalam bahan bakar ketika mereka menyerap neutron tetapi tidak mengalami fisi. Semua isotop transuranik termasuk dalam deret aktinida pada tabel periodik, sehingga mereka sering disebut sebagai aktinida. Komponen terbesar adalah Uranium yang tersisa yaitu sekitar 98,25% Uranium-238, 1,1% Uranium-235 dan 0,65% Uranium-236. U-236 berasal dari reaksi penangkapan non-fisi di mana U-235 menyerap neutron tetapi hanya melepaskan [[Sinar gama|sinar gamma]] berenergi tinggi alih-alih menjalani fisi. Daripada terbuang lebih baik dimanfaatkan.<ref>{{cite web|title=Radioactive Waste Management|publisher=World Nuclear Association|url=http://www.world-nuclear.org/info/Nuclear-Fuel-Cycle/Nuclear-Wastes/Radioactive-Waste-Management|access-date=19 September 2013|archive-url=https://web.archive.org/web/20130921055655/http://www.world-nuclear.org/info/Nuclear-Fuel-Cycle/Nuclear-Wastes/Radioactive-Waste-Management/|archive-date=21 September 2013|url-status=dead}}</ref><ref name="world-nuclear">{{cite web|title=Supply of Uranium|url=http://world-nuclear.org/info/inf75.html|publisher=World Nuclear Association|access-date=11 March 2012|archive-date=12 February 2013|archive-url=https://web.archive.org/web/20130212223705/http://www.world-nuclear.org/info/inf75.html|url-status=live}}</ref><ref name="aps">{{cite journal|last=Bodansky|first=David|title=The Status of Nuclear Waste Disposal|journal=Physics and Society|date=January 2006|volume=35|issue=1|url=http://www.aps.org/units/fps/newsletters/2006/january/article1.html|publisher=American Physical Society|access-date=30 July 2012|archive-date=16 May 2008|archive-url=https://web.archive.org/web/20080516010935/http://www.aps.org/units/fps/newsletters/2006/january/article1.html|url-status=live}}</ref><ref name="world-nuclear.org">{{Cite web | url=http://www.world-nuclear.org/info/Current-and-Future-Generation/Fast-Neutron-Reactors/ | title=Nuclear Fusion : WNA - World Nuclear Association | access-date=2 March 2015 | archive-date=16 March 2015 | archive-url=https://web.archive.org/web/20150316080643/http://world-nuclear.org/info/Current-and-Future-Generation/Fast-Neutron-Reactors/ | url-status=live }}</ref><ref>{{Cite web |url=http://gsdm.u-tokyo.ac.jp/file/140528gps_chang.pdf |title=Archived copy |access-date=2 March 2015 |archive-date=27 October 2014 |archive-url=https://web.archive.org/web/20141027012652/http://gsdm.u-tokyo.ac.jp/file/140528gps_chang.pdf |url-status=live }}</ref><ref>{{Cite web | url=http://www.laradioactivite.com/en/site/pages/FastNeutrons.htm | title=Radioactivity : Fast neutrons | access-date=2 March 2015 | archive-date=20 February 2015 | archive-url=https://web.archive.org/web/20150220010850/http://www.laradioactivite.com/en/site/pages/FastNeutrons.htm | url-status=live }}</ref><ref>{{Cite web | url=http://www.laradioactivite.com/en/site/pages/Neutrons_Capture.htm | title=Radioactivity : Neutron Capture | access-date=2 March 2015 | archive-date=2 April 2015 | archive-url=https://web.archive.org/web/20150402113105/http://www.laradioactivite.com/en/site/pages/Neutrons_Capture.htm | url-status=live }}</ref><ref>{{Cite web |url=http://atom.kaeri.re.kr/ton/nuc11.html |title=Archived copy |access-date=6 March 2015 |archive-date=7 March 2015 |archive-url=https://web.archive.org/web/20150307043355/http://atom.kaeri.re.kr/ton/nuc11.html |url-status=live }}</ref><ref>{{cite web|title=Information Paper 15|url=http://www.world-nuclear.org/info/inf15.html|publisher=World Nuclear Association|access-date=15 December 2012|archive-date=30 March 2010|archive-url=https://web.archive.org/web/20100330221426/http://www.world-nuclear.org/info/inf15.html|url-status=dead}}</ref><ref name="SCALE5">{{cite web|title=SCALE 5 Analysis of BWR Spent Nuclear Fuel Isotopic Compositions for Safety Studies|url=http://info.ornl.gov/sites/publications/Files/Pub27046.pdf|work=ORNL/TM-2010/286|publisher=OAK RIDGE NATIONAL LABORATORY|access-date=25 December 2012|author1=U. Mertyurek|author2=M. W. Francis|author3=I. C. Gauld|archive-date=17 February 2013|archive-url=https://web.archive.org/web/20130217043714/http://info.ornl.gov/sites/publications/Files/Pub27046.pdf|url-status=live}}</ref>
Perilaku fisik [[produk fisi]] sangat berbeda dari [[Aktinida]]. Secara khusus, produk fisi tidak dengan sendirinya mengalami fisi, dan karena itu tidak dapat digunakan sebagai bahan bakar nuklir, baik untuk senjata nuklir maupun reaktor nuklir. Memang, karena produk fisi seringkali merupakan [[racun neutron]] (menyerap neutron yang dapat digunakan untuk mempertahankan reaksi berantai), produk fisi dipandang sebagai 'abu' nuklir yang tersisa dari konsumsi bahan fisil. Selain itu, hanya tujuh isotop produk fisi berumur panjang yang memiliki waktu paruh lebih dari seratus tahun, yang membuat penyimpanan atau pembuangan geologisnya tidak terlalu bermasalah dibandingkan dengan bahan transuranik.
Dengan meningkatnya kekhawatiran tentang limbah nuklir, pemuliaan siklus bahan bakar menjadi perhatian baru karena mereka dapat mengurangi limbah aktinida, khususnya plutonium dan aktinida minor. Reaktor pembiak dirancang untuk memfisikan limbah aktinida sebagai bahan bakar, dan dengan demikian mengubahnya menjadi lebih banyak produk fisi.
== Jenis reaktor pemulia ==
Produksi [[aktinida]] [[Unsur transuranium|transuranik]] berat dalam reaktor fisi termal-neutron saat ini melalui [[penangkapan neutron|penangkapan]] dan [[Peluruhan partikel|peluruhan neutron]]. Mulai dari [[uranium-238]], [[isotop plutonium]], [[amerisium]], dan [[curium]] semuanya diproduksi. Dalam reaktor pembiak neutron cepat, semua isotop ini dapat dibakar sebagai bahan bakar.
Sebuah "breeder" hanyalah sebuah reaktor yang dirancang untuk penghematan neutron yang sangat tinggi dengan tingkat konversi terkait yang lebih tinggi dari 1,0. Pada prinsipnya, hampir semua desain reaktor bisa di-tweak untuk menjadi breeder. Sebagai contoh, Reaktor Air Ringan, desain termal yang sangat moderat, berevolusi menjadi konsep Reaktor Super Cepat, menggunakan air ringan dalam bentuk superkritis densitas sangat rendah untuk meningkatkan ekonomi neutron yang cukup untuk memungkinkan erkembangbiakan neutron.
Selain berpendingin air, ada banyak jenis reaktor pemulia yang saat ini mungkin dalam konsep. Ini termasuk desain berpendingin garam cair, berpendingin gas, dan berpendingin logam cair dalam banyak variasi. Hampir semua jenis desain dasar ini dapat menggunakan isotop bahan bakar [[uranium]], [[plutonium]], banyak aktinida minor, atau [[torium]], dan mereka dapat dirancang untuk berbagai tujuan, seperti membuat lebih banyak bahan bakar fisil, operasi kondisi jangka panjang, atau pembakaran aktif limbah nuklir.
Rancangan reaktor yang masih ada terkadang dibagi menjadi dua kategori besar berdasarkan spektrum neutronnya, yang umumnya memisahkan rancangan yang terutama menggunakan uranium dan transuranik dari rancangan yang menggunakan torium dan menghindari transuranik. Desain ini adalah:
* '''Fast breeder reactors''' (FBR) yang menggunakan partikel [[neutron]] 'cepat' (yaitu tidak dimoderasi) untuk membiakkan [[plutonium]] fisil (dan kemungkinan [[Unsur transuranium|transuranik]] yang lebih tinggi) dari [[uranium-238]] yang subur. Spektrum cepat cukup fleksibel sehingga juga dapat membiakkan [[uranium-233]] fisil dari [[thorium]], jika diinginkan.
* '''Reaktor pemulia termal''' yang menggunakan partikel neutron 'termal-spektrum' atau 'lambat' (yaitu dimoderasi) untuk membiakkan uranium-233 fisil dari thorium ([[Siklus bahan bakar torium|siklus bahan bakar thorium]]). Karena perilaku berbagai [[bahan bakar nuklir]], pemulia termal dianggap layak secara komersial hanya dengan bahan bakar [[torium]], yang menghindari penumpukan transuranium yang lebih berat.
== Program tenaga nuklir tiga tahap ==
Asal dan rasional program ini berasal dari [[Homi J. Bhabha|Homi Bhabha]] dari India. Ia memahami program nuklir tiga tahap sebagai cara untuk mengembangkan energi nuklir dengan memanfaatkan sumber daya uranium India yang terbatas. Torium sendiri bukanlah bahan fisil, sehingga tidak dapat mengalami fisi untuk menghasilkan energi. Sebaliknya, itu harus diubah menjadi uranium-233dalam reaktor berbahan bakar bahan fisil lainnya. Dua tahap pertama, reaktor air berat berbahan bakar uranium alami dan reaktor pemulia cepat berbahan bakar plutonium, dimaksudkan untuk menghasilkan bahan fisil yang cukup dari sumber daya uranium India yang terbatas, sehingga semua cadangan thoriumnya yang besar dapat dimanfaatkan sepenuhnya dalam tahap ketiga pemanasan termal. reaktor breeder.
{| class="wikitable"
|-
! Jenis sumber daya energi!! Jumlah (ton) !! Potensi daya (TWe-tahun)
|-
| Batu bara || 54 miliar || 11
|-
| Hidrokarbon || 12 miliar || 6
|-
| Uranium (in PHWR) || 61,000 || 0.3–0.42
|-
| Uranium (in FBR) || 61,000 || 16–54
|-
| Thorium || ~300,000 || 155–168 or 358{{Sfn|Woddi|Charlton|Nelson|2009|p=8}}{{Sfn|Maitra|2009|p=60}}
|}
===Doubling time===
Waktu penggandaan atau Doubling time mengacu pada waktu yang dibutuhkan untuk mengekstraksi sebagai output, menggandakan jumlah [[Bahan bakar nuklir|bahan bakar fisil]], yang dimasukkan sebagai input ke dalam reaktor breeder. [a] Metrik ini sangat penting untuk memahami durasi waktu yang tidak dapat dihindari saat transisi dari tahap kedua ke tahap ketiga rencana Bhabha, karena membangun stok fisil yang cukup besar sangat penting untuk penyebaran besar tahap ketiga. Dalam makalah Bhabha dari [[India]] tahun 1958 tentang peran [[torium]], dia menggambarkan waktu penggandaan 5–6 tahun untuk membiakkan U-233 dalam siklus Th–U233. Perkiraan ini sekarang telah direvisi menjadi 70 tahun karena kesulitan teknis yang tidak terduga pada saat itu. Terlepas dari kemunduran seperti itu, menurut publikasi yang dilakukan oleh para ilmuwan DAE, waktu penggandaan bahan fisil dalam reaktor pemulia cepat dapat diturunkan menjadi sekitar 10 tahun dengan memilih teknologi yang sesuai dengan waktu penggandaan yang singkat.
Laporan lain yang disiapkan untuk Departemen Energi AS menunjukkan waktu penggandaan 22 tahun untuk bahan bakar oksida, 13 tahun untuk bahan bakar karbida, dan 10 tahun untuk bahan bakar logam.
{| class="wikitable"
|-
!Jenis bahan bakar !! Siklus U238–Pu !! Siklus Th–U233
|-
| oxide || 17.8 || 108
|-
|carbide-Lee{{clarify|date=June 2019}} || 10 || 50
|-
| metal || 8.5 || 75.1
|-
| carbide || 10.2 || 70
|}
== Pemrosesan ulang ==
Fisi bahan bakar nuklir di reaktor mana pun pasti menghasilkan produk fisi yang menyerap neutron. Seseorang harus mengolah kembali bahan subur dari reaktor pemulia untuk menghilangkan [[racun neutron]] tersebut. Langkah ini diperlukan untuk memanfaatkan sepenuhnya kemampuan membiakkan sebanyak atau lebih banyak [[Bahan bakar nuklir|bahan bakar]] daripada yang dikonsumsi. Semua pemrosesan ulang dapat menimbulkan masalah proliferasi, karena dapat mengekstrak bahan yang dapat digunakan untuk [[Senjata nuklir|senjata]] dari bahan bakar bekas. Teknik pemrosesan ulang yang paling umum, '''PUREX''', menghadirkan perhatian khusus, karena secara tegas dirancang untuk memisahkan plutonium murni. Proposal awal untuk siklus bahan bakar pembiak-reaktor menimbulkan kekhawatiran proliferasi yang lebih besar karena mereka akan menggunakan PUREX untuk memisahkan plutonium dalam bentuk isotop yang sangat menarik untuk digunakan dalam senjata nuklir.<ref name="Bari">{{cite web|title=Proliferation Risk Reduction Study ofAlternative Spent Fuel Processing|url=http://www.bnl.gov/isd/documents/70289.pdf|work=BNL-90264-2009-CP|publisher=Brookhaven National Laboratory|access-date=16 December 2012|author=R. Bari|year=2009|display-authors=etal|archive-date=21 September 2013|archive-url=https://web.archive.org/web/20130921054853/http://www.bnl.gov/isd/documents/70289.pdf|url-status=live}}</ref><ref name="Bathke1">{{cite web|title=An Assessment of the Proliferation Resistance of Materials in Advanced Fuel Cycles|url=http://www.ne.doe.gov/peis/references/RM874_Bathkeetal_2008.pdf|publisher=Department of Energy|access-date=16 December 2012|author=C.G. Bathke|year=2008|display-authors=etal|archive-url=https://web.archive.org/web/20090604220247/http://www.ne.doe.gov/peis/references/RM874_Bathkeetal_2008.pdf|archive-date=4 June 2009|url-status=dead}}</ref><ref>{{cite web|title=An Assessment of the Proliferation Resistance of Materials in Advanced Nuclear Fuel Cycles|url=http://www.armscontrolcenter.com/resources/BathkeProlifResistSlidesApril08.pdf|access-date=16 December 2012|year=2008|archive-url=https://web.archive.org/web/20130921054802/http://www.armscontrolcenter.com/resources/BathkeProlifResistSlidesApril08.pdf|archive-date=21 September 2013|url-status=dead}}</ref>
Beberapa negara sedang mengembangkan metode pemrosesan ulang yang tidak memisahkan plutonium dari aktinida lainnya. Misalnya, proses electrowinning pirometalurgi berbasis air, ketika digunakan untuk memproses ulang bahan bakar dari reaktor cepat integral, meninggalkan sejumlah besar aktinida radioaktif dalam bahan bakar reaktor. Sistem pemrosesan ulang berbasis air yang lebih konvensional termasuk '''SANEX''', '''UNEX''', '''DIAMEX''', '''COEX''', dan '''TRUEX''', dan proposal untuk menggabungkan PUREX dengan proses bersama tersebut dan lainnya. Semua sistem ini memiliki resistensi proliferasi yang cukup baik daripada PUREX, meskipun tingkat adopsinya rendah.<ref>{{cite web |title=A New Reprocessing System Composed of PUREX and TRUEX Processes For Total Separation of Long-lived Radionuclides |first1=M. |last1=Ozawa |first2=Y. |last2=Sano |first3=K. |last3=Nomura |first4=Y. |last4=Koma |first5=M. |last5=Takanashi |url=http://www.oecd-nea.org/pt/docs/iem/mol98/session2/SIIpaper1.pdf |access-date=20 September 2013 |archive-date=21 September 2013 |archive-url=https://web.archive.org/web/20130921054156/http://www.oecd-nea.org/pt/docs/iem/mol98/session2/SIIpaper1.pdf |url-status=dead }}</ref><ref>{{cite web|title=Nuclear Fuel Reprocessing|first1=Michael F.|last1=Simpson|first2=Jack D.|last2=Law|date=February 2010|publisher=Idaho National Laboratory|url=http://www.inl.gov/technicalpublications/Documents/4460757.pdf|access-date=20 September 2013|archive-date=21 September 2013|archive-url=https://web.archive.org/web/20130921054442/http://www.inl.gov/technicalpublications/Documents/4460757.pdf|url-status=live}}</ref><ref>{{Cite web|url=https://www.bnl.gov/isd/documents/70289.pdf|title=Proliferation Risk Reduction Study of Alternative Spent Fuel Processing|access-date=1 January 2017|archive-date=1 January 2017|archive-url=https://web.archive.org/web/20170101161936/https://www.bnl.gov/isd/documents/70289.pdf|url-status=live}}</ref>
Dalam siklus [[deret thorium]], isotop [[thorium-232]] berkembang biak dengan mengubah terlebih dahulu menjadi isotop [[protactinium-233]], yang kemudian meluruh menjadi isotop [[uranium-233]]. Jika protactinium tetap berada di dalam reaktor, sejumlah kecil uranium-232 juga diproduksi, yang memiliki pemancar gamma kuat [[thallium-208]] dalam rantai peluruhannya. Mirip dengan desain berbahan bakar uranium, semakin lama bahan bakar dan bahan subur tetap berada di dalam reaktor, semakin banyak elemen yang tidak diinginkan ini terbentuk. Sehingga memerlukan usaha pengawasan, pembersihan, pemeliharaan, perawatan atau penanganan, perbaikan, penggantian komponen teaktor yang tidak berfungsi normal. Dalam reaktor thorium komersial yang dibayangkan, uranium-232 tingkat tinggi akan dibiarkan terakumulasi, menyebabkan dosis radiasi gamma yang sangat tinggi dari setiap uranium yang berasal dari torium. Sinar gamma ini memperumit penanganan senjata yang aman dan desain elektroniknya; ini menjelaskan mengapa uranium-233 tidak pernah digunakan untuk senjata di luar demonstrasi pembuktian konsep.<ref>{{cite web|title=U-232 and the Proliferation-Resistance of U-233 in Spent Fuel|url=http://www.princeton.edu/sgs/publications/sgs/pdf/9_1kang.pdf|work=0892-9882/01|publisher=Science & Global Security, Volume 9 pp 1–32|access-date=18 December 2012|author=Kang and Von Hippel|year=2001|archive-url=https://web.archive.org/web/20150330020952/http://www.princeton.edu/sgs/publications/sgs/pdf/9_1kang.pdf|archive-date=30 March 2015|url-status=dead}}</ref><ref>{{cite web|title=Thorium: Proliferation warnings on nuclear 'wonder-fuel'|url=https://phys.org/news/2012-12-thorium-proliferation-nuclear-wonder-fuel.html|access-date=22 September 2017|year=2012|archive-date=23 September 2017|archive-url=https://web.archive.org/web/20170923050943/https://phys.org/news/2012-12-thorium-proliferation-nuclear-wonder-fuel.html|url-status=live}}</ref>
Sementara siklus thorium mungkin tahan proliferasi sehubungan dengan ekstraksi uranium-233 dari bahan bakar (karena adanya uranium-232), ia menimbulkan risiko proliferasi dari rute alternatif ekstraksi uranium-233, yang melibatkan ekstraksi kimiawi protactinium-233 dan membiarkannya meluruh menjadi uranium-233 murni di luar reaktor. Proses ini jelas merupakan operasi kimiawi yang tidak diperlukan untuk operasi normal desain reaktor ini, tetapi dapat terjadi di luar pengawasan organisasi seperti [[Badan Tenaga Atom Internasional|Badan Energi Atom Internasional]] (IAEA), dan dengan demikian harus dilindungi.
== Pengembangan reaktor breeder ==
{| class="wikitable sortable" style="text-align:center"
|+Reaktor breeder terkenal<ref name="world-nuclear.org"/><ref name="pillai-2014">{{cite journal |url=http://bos.sagepub.com/content/70/3/49 |title=Breeder reactors: A possible connection between metal corrosion and sodium leaks |author=S. R. Pillai, M. V. Ramana |journal=Bulletin of the Atomic Scientists |volume=70 |issue=3 |pages=49–55 |year=2014 |doi=10.1177/0096340214531178 |access-date=15 February 2015 |bibcode=2014BuAtS..70c..49P |s2cid=144406710 |archive-date=17 October 2015 |archive-url=https://web.archive.org/web/20151017114605/http://bos.sagepub.com/content/70/3/49 |url-status=live }}</ref><ref name="IAEA-PRIS">{{cite web |url=http://www.iaea.org/PRIS/ |title=Database on Nuclear Power Reactors |publisher=IAEA |work=PRIS |access-date=15 February 2015 |archive-date=2 June 2013 |archive-url=https://web.archive.org/web/20130602010449/http://www.iaea.org/pris/ |url-status=live }}</ref><ref>{{Cite web |url=http://cheekatales.weebly.com/experimental-breeder-reactor-1-ebr-1.html |title=Experimental Breeder Reactor 1 (EBR-1) - Cheeka Tales |access-date=2 March 2015 |archive-date=2 April 2015 |archive-url=https://web.archive.org/web/20150402120752/http://cheekatales.weebly.com/experimental-breeder-reactor-1-ebr-1.html |url-status=live }}</ref>
|-
!Reaktor !! Negara<br />saat dibangun !! Dimulai !! Shut down !! Desain<br />MWe !! Final<br />MWe !! Daya<br />Termal MWt !! [[Capacity factor|Capacity<br />factor]] !! Jumlah kebocoran<br />cairan pendingin !! [[Neutron temperature|Neutron<br />temperature]] !! Pendingin !! Kelas reaktor
|-
|[[Dounreay#DFR|DFR]] || UK || 1962 || 1977 || 14 || 11 || 65 || 34% || 7 || Fast || [[NaK]] || Test
|-
|[[China Experimental Fast Reactor]] || China || 2012 || operating || 20 || 22 || 65|| 40% || 8 || Fast || [[Sodium]] || Test<ref>{{cite web | url=https://www.world-nuclear-news.org/Articles/Chinese-fast-reactor-begins-high-power-operation | title=Chinese fast reactor begins high-power operation : New Nuclear - World Nuclear News }}</ref>
|-
|[[CFR-600]] || China || 2017 || commissioning/2023 || 642 || 682 || 1882 || 34% || 27 || Fast || [[Sodium]] || Commercial<ref>{{cite web | url=https://spectrum.ieee.org/china-breeder-reactor | title=China's New Breeder Reactors May Produce More Than Just Watts - IEEE Spectrum }}</ref>
|-
|[[BN-350 reactor|BN-350]] || Soviet Union || 1973 || 1999 || 135 || 52 || 750 || 43% || 15 || Fast || [[Sodium]] || Prototype
|-
|[[Rapsodie]] || France || 1967 || 1983 || 0 || – || 40 || – || 2 || Fast || Sodium || Test
|-
|[[Phénix]] || France || 1975 || 2010 || 233 || 130 || 563 || 40.5% || 31 || Fast || Sodium || Prototype
|-
|[[Dounreay#PFR|PFR]] || UK || 1976 || 1994 || 234 || 234 || 650 || 26.9% || 20 || Fast || Sodium || Prototype
|-
|KNK II || Germany || 1977 || 1991 || 18 || 17 || 58 || 17.1% || 21 || Fast || Sodium || Research/Test
|-
|[[SNR-300]] || Germany || 1985 || 1991 || 327 || – || – || non-nuclear tests only || – || Fast || Sodium || Prototype/Commercial
|-
|[[BN-600 reactor|BN-600]] || Soviet Union || 1981 || {{sort|9997|operating}} || 560 || 560 || 1470 || 74.2% || 27 || Fast || Sodium || Prototype/Commercial(Gen2)
|-
|[[Fast Flux Test Facility|FFTF]] || US || 1982 || 1993 || 0 || – || 400 || – || 1 || Fast || Sodium || Test
|-
|[[Superphénix]] || France || 1985 || 1998 || 1200 || 1200 || 3000 || {{sort|07.9|7.9%}} || 7 || Fast || Sodium || Prototype/Commercial(Gen2)
|-
|[[FBTR]] || India || 1985 || {{sort|9997|operating}} || 13 || – || 40 || – || 6 || Fast || Sodium || Test
|-
|[[Prototype Fast Breeder Reactor|PFBR]] || India || {{sort|9998|commissioning}} || {{sort|9998|commissioning}} || 500 || – || 1250 || – || – || Fast || Sodium || Prototype/Commercial(Gen3)
|-
|[[Jōyō (nuclear reactor)|Jōyō]] || Japan || 1977 || 2007 || 0 || – || 150 || – || – || Fast || Sodium || Test
|-
|[[Monju Nuclear Power Plant|Monju]] || Japan || 1995 || 2017 || 246 || 246 || 714 || {{sort|00.1|trial only}} || 1 || Fast || Sodium || Prototype
|-
|[[BN-800 reactor|BN-800]] || Russia || 2015 || {{sort|9997|operating}} || 789 || 880 || 2100 || 73.4% || – || Fast || Sodium || Prototype/Commercial(Gen3)
|-
|[[Molten-Salt Reactor Experiment|MSRE]] || US || 1965 || 1969 || 0 || – || 7.4 || – || – || Epithermal || Molten Salt([[FLiBe]]) || Test
|-
|[[Clementine (nuclear reactor)|Clementine]] || US || 1946 || 1952 || 0 || – || 0.025 || – || – || Fast || [[Mercury (element)|Mercury]] || World's First Fast Reactor
|-
|[[Experimental Breeder Reactor I|EBR-1]] || US || 1951 || 1964 || 0.2 || 0.2 || 1.4 || – || – || Fast || [[NaK]] || World's First Power Reactor
|-
|[[Enrico Fermi Nuclear Generating Station#Fermi 1|Fermi-1]] || US || 1963 || 1972 || 66 || 66 || 200 || – || – || Fast || Sodium || Prototype
|-
|[[Experimental Breeder Reactor II|EBR-2]] || US || 1964 || 1994 || 19 || 19 || 62.5 || – || – || Fast || Sodium || Experimental/Test
|-
|[[Shippingport Atomic Power Station|Shippingport]] || US || 1977<br />as breeder || 1982 || 60 || 60 || 236 || – || – || Thermal || Light Water || Experimental-Core3
|-
|}
{{clear}}
[[Uni Soviet]] (terdiri dari [[Rusia]] dan negara-negara lain, dibubarkan pada tahun 1991) membangun serangkaian reaktor cepat, yang pertama berpendingin [[merkuri]] dan berbahan bakar logam [[plutonium]], dan pembangkit selanjutnya berpendingin [[natrium]] dan berbahan bakar [[plutonium oksida]].
'''BR-1''' (1955) adalah 100W (termal) diikuti oleh BR-2 pada 100 kW dan kemudian '''BR-5''' 5MW.<ref>{{cite web |url=https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2014/2014-03-31-04-02-CM-INPRO/RUSSIA_PPT_MS_Presentations_1st_CM_on_RISC_.pdf |title= |website=www.iaea.org |archive-url=https://web.archive.org/web/20160304072421/https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2014/2014-03-31-04-02-CM-INPRO/RUSSIA_PPT_MS_Presentations_1st_CM_on_RISC_.pdf |archive-date=4 March 2016}}</ref>
'''BOR-60''' (kekritisan pertama 1969) adalah 60 MW, dengan konstruksi dimulai pada tahun 1965.<ref>{{cite web|title=Experimental fast reactor BOR-60|url=http://www-dev.niiar.ru/ofibr/en/e_bor60.htm|access-date=15 June 2012|author=FSUE "State Scientific Center of Russian Federation Research Institute of Atomic Reactors"|archive-date=31 December 2012|archive-url=https://web.archive.org/web/20121231133752/http://www-dev.niiar.ru/ofibr/en/e_bor60.htm|url-status=live}}</ref>
'''BN-600''' (1981), diikuti oleh BN-800 Rusia (2016)
== Penanganan limbah ==
Limbah nuklir menjadi perhatian yang lebih besar pada tahun 1990-an. Pembibitan siklus bahan bakar menarik minat baru karena potensinya untuk mengurangi limbah aktinida, khususnya berbagai isotop plutonium dan aktinida minor (neptunium, amerisium, curium, dll). Karena reaktor pemulia pada siklus bahan bakar tertutup akan menggunakan hampir semua isotop dari aktinida yang dimasukkan ke dalamnya sebagai bahan bakar, kebutuhan bahan bakarnya akan dikurangi dengan faktor sekitar 100. Volume limbah yang mereka hasilkan akan berkurang sebesar faktor sekitar 100 juga. Meskipun ada pengurangan besar dalam volume limbah dari reaktor pemulia, aktivitas limbah hampir sama dengan yang dihasilkan oleh reaktor air ringan.<ref>{{Cite web |url=https://fas.org/rlg/3_15_2010%20Fast%20Breeder%20Reactors%201.pdf |title=Archived copy |access-date=4 June 2016 |archive-date=29 March 2016 |archive-url=https://web.archive.org/web/20160329001222/http://fas.org/rlg/3_15_2010%20Fast%20Breeder%20Reactors%201.pdf |url-status=live }}</ref><ref>{{cite web|title=Neutron Cross Sections4.7.2|url=http://www.kayelaby.npl.co.uk/atomic_and_nuclear_physics/4_7/4_7_2.html|publisher=National Physical Laboratory|access-date=17 December 2012|archive-url=https://web.archive.org/web/20130101101959/http://www.kayelaby.npl.co.uk/atomic_and_nuclear_physics/4_7/4_7_2.html|archive-date=1 January 2013|url-status=dead}}</ref><ref>{{cite web|title=Revisiting the thorium-uranium nuclear fuel cycle|url=http://www.europhysicsnews.org/index.php?option=article&access=standard&Itemid=129&url=/articles/epn/pdf/2007/02/epn07204.pdf|publisher=europhysicsnews|first=Sylvain|last=David|author2=Elisabeth Huffer|author3=Hervé Nifenecker|access-date=11 November 2018|archive-url=https://web.archive.org/web/20070712172902/http://www.europhysicsnews.org/index.php?option=article&access=standard&Itemid=129&url=%2Farticles%2Fepn%2Fpdf%2F2007%2F02%2Fepn07204.pdf|archive-date=12 July 2007|url-status=dead}}</ref><ref>{{cite web|title=Fissionable Isotopes|url=http://hyperphysics.phy-astr.gsu.edu/hbase/NucEne/fission.html|access-date=25 December 2012|archive-date=8 November 2012|archive-url=https://web.archive.org/web/20121108064526/http://hyperphysics.phy-astr.gsu.edu/hbase/nucene/fission.html|url-status=live}}</ref>
Selain itu, limbah dari reaktor breeder memiliki perilaku peluruhan yang berbeda, karena terdiri dari bahan yang berbeda. Limbah reaktor breeder sebagian besar adalah produk fisi, sedangkan limbah reaktor air ringan sebagian besar adalah isotop uranium yang tidak terpakai dan sejumlah besar transuranik. Setelah bahan bakar nuklir bekas dikeluarkan dari reaktor air ringan selama lebih dari 100.000 tahun, transuranik akan menjadi sumber utama radioaktivitas. Menghilangkan mereka akan menghilangkan sebagian besar radioaktivitas jangka panjang dari bahan bakar bekas.
Pada prinsipnya, siklus bahan bakar breeder dapat mendaur ulang dan mengkonsumsi semua aktinida, hanya menyisakan produk fisi. Produk fisi memiliki 'celah' khusus dalam waktu paruh agregatnya, sehingga tidak ada produk fisi yang memiliki waktu paruh antara 91 tahun dan dua ratus ribu tahun. Akibat keanehan fisik ini, setelah beberapa ratus tahun disimpan, aktivitas limbah radioaktif dari Fast Breeder Reactor akan dengan cepat turun ke level rendah dari produk fisi berumur panjang. Namun, untuk memperoleh manfaat ini diperlukan pemisahan transuranium yang sangat efisien dari bahan bakar bekas. Jika proses ulang bahan bakarmetode yang digunakan meninggalkan sebagian besar transuranik dalam aliran limbah akhir, keuntungan ini akan sangat berkurang.
Kedua jenis siklus pemuliaan dapat mengurangi limbah aktinida:
* Neutron cepat reaktor pemulia cepat dapat membelah inti aktinida dengan jumlah proton dan neutron genap. Inti seperti itu biasanya tidak memiliki resonansi " neutron termal " kecepatan rendah dari bahan bakar fisil yang digunakan dalam LWR.
* Siklus bahan bakar torium pada dasarnya menghasilkan kadar aktinida berat yang lebih rendah. Bahan subur dalam siklus bahan bakar thorium memiliki berat atom 232, sedangkan bahan subur dalam siklus bahan bakar uranium memiliki berat atom 238. Perbedaan massa tersebut berarti bahwa thorium-232 membutuhkan lebih banyak peristiwa penangkapan neutron per nukleus sebelum peristiwa transuranium elemen dapat diproduksi. Selain perbedaan massa yang sederhana ini, reaktor mendapat dua peluang untuk membelah inti seiring bertambahnya massa: Pertama sebagai inti bahan bakar efektif U233, dan karena menyerap dua neutron lagi, juga sebagai inti bahan bakar U235.
Reaktor yang tujuan utamanya adalah untuk menghancurkan aktinida, daripada meningkatkan stok bahan bakar fisil, terkadang dikenal sebagai reaktor pembakar. Pemuliaan dan pembakaran bergantung pada ekonomi neutron yang baik, dan banyak desain reaktor yang dapat melakukan keduanya. Desain pemuliaan mengelilingi inti dengan selimut pemuliaan dari bahan subur. Pembakar limbah mengelilingi inti dengan limbah yang tidak subur untuk dimusnahkan. Beberapa desain menambahkan reflektor atau peredam neutron.
== Lihat pula ==
* [[Bahan bakar nuklir bekas]]
* [[Bahan fisil]]
* [[Pemrosesan ulang nuklir]]
* [[Limbah radioaktif]]
* [[Isotop]]
* [[Isotop uranium]]
* [[Isotop torium]]
* [[Deret radioaktif]]
* [[Peluruhan radioaktif]]
* [[Produk pembelahan atom]]
* [[Unsur transuranium]]
* [[Tangkapan neutron]]
* [[Neutron]]
* [[Aktinida]]
== Referensi ==
Baris 6 ⟶ 179:
== Pranala luar ==
* {{Cite web|url=http://www.okbm.nnov.ru/upload/iblock/4d4/4d41c798e50dc6bba66c28a66d02505d.pdf|title=Fast Neutron Reactor Plants From Experience to Prospects|language=en|access-date=2020-07-09|archive-date=2020-08-01|archive-url=https://web.archive.org/web/20200801083615/http://www.okbm.nnov.ru/upload/iblock/4d4/4d41c798e50dc6bba66c28a66d02505d.pdf|dead-url=yes}} – on [[OKBM Afrikantov]] official pdf{{in lang|en}}
* [https://web.archive.org/web/20160125131513/http://www.nationalcenter.org/NPA378.html Breeder terminology]
* [https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/nuregs/staff/sr1350/index.html US Nuclear Program]
Baris 14 ⟶ 186:
* [http://www.ne.anl.gov/About/reactors/frt.shtml Reactors Designed by Argonne National Laboratory: Fast Reactor Technology] Argonne pioneered the development of fast reactors and is a leader in the development of fast reactors worldwide. See also [http://www.ne.anl.gov/About/legacy/ Argonne’s Nuclear Science and Technology Legacy].
* [https://web.archive.org/web/20130311145213/http://www.atomicheritage.org/ebr1.htm Atomic Heritage Foundation – EBR-I]
* [http://www.world-nuclear.org/sym/1999/pdfs/wilson.pdf The Changing Need for a Breeder Reactor] {{Webarchive|url=https://web.archive.org/web/20110514001643/http://www.world-nuclear.org/sym/1999/pdfs/wilson.pdf |date=2011-05-14 }} by Richard Wilson at The Uranium Institute 24th Annual Symposium, September 1999
* [http://www.ans.org/store/vi-300032 Experimental Breeder Reactor-II (EBR-II): An Integrated Experimental Fast Reactor Nuclear Power Station]
* [http://www.itheo.org/ International Thorium Energy Organisation – www.IThEO.org]
{{Authority control}}
[[Kategori:Tipe reaktor tenaga nuklir]]
[[Kategori:Reaktor nuklir]]
[[Kategori:Reaktor dengan bahan bakar uranium]]
[[Kategori:Reaktor dengan bahan bakar torium]]
[[Kategori:Reaktor dengan pendingin molten salt]]
[[Kategori:Limbah radioaktif]]
[[Kategori:Pemrosesan ulang nuklir]]
[[Kategori:Tenaga nuklir]]
[[Kategori:Bahan bakar nuklir]]
[[Kategori:Teknologi nuklir]]
[[Kategori:Daur ulang]]
[[Kategori:Fisika nuklir]]
[[Kategori:Kimia nuklir]]
{{Fisika-stub}}
{{nuklir-stub}}
| |||
