Reaktor pembiak: Perbedaan antara revisi
Konten dihapus Konten ditambahkan
Rescuing 1 sources and tagging 0 as dead.) #IABot (v2.0.9.2 |
Tidak ada ringkasan suntingan Tag: kemungkinan perlu pemeriksaan terjemahan |
||
Baris 1:
[[Berkas:Ebr1core.png|jmpl|Pemasangan dari inti [[Experimental Breeder Reactor I]] di [[Idaho]], [[United States]], 1951]]
'''Reaktor pembiak''' atau b'''reeder 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 nuklir|Reaktor]] pembiakdapat 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, 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. 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>
== 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 gamma berenergi tinggi alih-alih menjalani fisi.<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.
== 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|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"
|+Notable breeder reactors<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>
|-
!Reactor !! Country<br />when built !! Started !! Shut down !! Design<br />MWe !! Final<br />MWe !! Thermal<br />Power MWt !! [[Capacity factor|Capacity<br />factor]] !! Number of<br />coolant leaks !! [[Neutron temperature|Neutron<br />temperature]] !! Coolant !! Reactor class
|-
|[[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|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.
== Referensi ==
Baris 6 ⟶ 117:
== 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]
Baris 18 ⟶ 128:
* [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]]
{{Fisika-stub}}
{{nuklir-stub}}
| |||