Reaktor pembiak: Perbedaan antara revisi
Konten dihapus Konten ditambahkan
Badak Jawa (bicara | kontrib) Tidak ada ringkasan suntingan Tag: Suntingan perangkat seluler Suntingan peramban seluler Suntingan seluler lanjutan |
Fitur saranan suntingan: 3 pranala ditambahkan. |
||
| (3 revisi perantara oleh 2 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]]nya.<ref name="Waltar" /> Reaktor pembiak dapat melakukan hal tersebut karena jumlah neutronnya cukup tinggi untuk menghasilkan lebih banyak bahan bakar fisil daripada yang reaktor-reaktor tersebut gunakan, dengan iradiasi dari sebuah bahan biak, seperti [[uranium-238]] atau [[torium-232]] yang dimuat ke dalam reaktor bersama dengan bahan bakar fisil. Reaktor jenis ini menurut konsepnya dapat dianggap sebagai 'reaktor
[[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.]]
Baris 9 ⟶ 10:
[[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.
Baris 15 ⟶ 16:
== 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.
Baris 74 ⟶ 79:
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 [[
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.
Baris 133 ⟶ 138:
{{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 [[
'''BR-1''' (1955) adalah 100W (termal) diikuti oleh BR-2 pada 100
'''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>
Baris 152 ⟶ 157:
* 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 ==
Baris 159 ⟶ 164:
* [[Pemrosesan ulang nuklir]]
* [[Limbah radioaktif]]
* [[
* [[
* [[Isotop torium]]
* [[Deret radioaktif]]
* [[Peluruhan radioaktif]]
Baris 199 ⟶ 205:
[[Kategori:Fisika nuklir]]
[[Kategori:Kimia nuklir]]
{{Fisika-stub}}
{{nuklir-stub}}
| |||