Lompat ke isi

Reaktor pembiak

Dari Wikipedia bahasa Indonesia, ensiklopedia bebas
Revisi sejak 10 Juli 2024 00.28 oleh Kim Nansa (bicara | kontrib) (Fitur saranan suntingan: 3 pranala ditambahkan.)
(beda) ← Revisi sebelumnya | Revisi terkini (beda) | Revisi selanjutnya → (beda)
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 dikonsumsinya.[1] 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 neutron super' efisiensi tinggi karena menggunakan banyak partikel neutron dan energi dari isotop fisil utama sendiri juga partikel neutron serta energi dari isotop peluruhan transuranik dan produk fisi sekunder lain yang dihasilkan dalam reaktor.

Diagram skematik yang menunjukkan perbedaan antara tipe Loop dan Pool dari LMFBR.
Contoh torium.
Ball-and-arrow presentation of the thorium decay series
Rantai peluruhan 4n dari 232Th, biasa disebut "Deret torium"
Reaktor Breeder Eksperimental II , yang berfungsi sebagai prototipe untuk Reaktor Cepat Integral
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.
Model cutaway dari reaktor BN-600, digantikan oleh keluarga reaktor BN-800 .
Pembangunan reaktor BN-800
Situs Nuklir Marcoule di Prancis, lokasi Phénix ( di sebelah kiri).

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, 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.[1][2]

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

[sunting | sunting sumber]

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.[3][4][5][6]

Torium telah disarankan untuk digunakan dalam daya nuklir berbasis torium. Senyawa 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 fisil; oleh karena itu tidak dapat digunakan secara langsung sebagai bahan bakar dalam reaktor nuklir. Namun, 232Th merupakan bahan subur; ia dapat menangkap neutron untuk membentuk 233Th yang tidak stabil. 233Th mengalami peluruhan beta dengan waktu paruh 21,8 menit menjadi 233Pa, yang kemudian mengalami peluruhan beta dengan waktu paruh 27 hari untuk membentuk 233U yang fisil.

Efisiensi bahan bakar dan jenis limbah nuklir

[sunting | sunting sumber]

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. Daripada terbuang lebih baik dimanfaatkan.[7][8][9][10][11][12][13][14][15][16]

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

[sunting | sunting sumber]

Produksi aktinida transuranik berat dalam reaktor fisi termal-neutron saat ini melalui penangkapan dan 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 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 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

[sunting | sunting sumber]

Asal dan rasional program ini berasal dari 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.

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[17][18]

Doubling time

[sunting | sunting sumber]

Waktu penggandaan atau Doubling time mengacu pada waktu yang dibutuhkan untuk mengekstraksi sebagai output, menggandakan jumlah 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.

Jenis bahan bakar Siklus U238–Pu Siklus Th–U233
oxide 17.8 108
carbide-Lee[butuh klarifikasi] 10 50
metal 8.5 75.1
carbide 10.2 70

Pemrosesan ulang

[sunting | sunting sumber]

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 daripada yang dikonsumsi. Semua pemrosesan ulang dapat menimbulkan masalah proliferasi, karena dapat mengekstrak bahan yang dapat digunakan untuk 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.[19][20][21]

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.[22][23][24]

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.[25][26]

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 Energi Atom Internasional (IAEA), dan dengan demikian harus dilindungi.

Pengembangan reaktor breeder

[sunting | sunting sumber]
Reaktor breeder terkenal[10][27][28][29]
Reaktor Negara
saat dibangun		 Dimulai Shut down Desain
MWe		 Final
MWe		 Daya
Termal MWt		 Capacity
factor		 Jumlah kebocoran
cairan pendingin		 Neutron
temperature		 Pendingin Kelas reaktor
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[30]
CFR-600 China 2017 commissioning/2023 642 682 1882 34% 27 Fast Sodium Commercial[31]
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
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 Soviet Union 1981 operating 560 560 1470 74.2% 27 Fast Sodium Prototype/Commercial(Gen2)
FFTF US 1982 1993 0 – 400 – 1 Fast Sodium Test
Superphénix France 1985 1998 1200 1200 3000 7.9% 7 Fast Sodium Prototype/Commercial(Gen2)
FBTR India 1985 operating 13 – 40 – 6 Fast Sodium Test
PFBR India commissioning commissioning 500 – 1250 – – Fast Sodium Prototype/Commercial(Gen3)
Jōyō Japan 1977 2007 0 – 150 – – Fast Sodium Test
Monju Japan 1995 2017 246 246 714 trial only 1 Fast Sodium Prototype
BN-800 Russia 2015 operating 789 880 2100 73.4% – Fast Sodium Prototype/Commercial(Gen3)
MSRE US 1965 1969 0 – 7.4 – – Epithermal Molten Salt(FLiBe) Test
Clementine US 1946 1952 0 – 0.025 – – Fast Mercury World's First Fast Reactor
EBR-1 US 1951 1964 0.2 0.2 1.4 – – Fast NaK World's First Power Reactor
Fermi-1 US 1963 1972 66 66 200 – – Fast Sodium Prototype
EBR-2 US 1964 1994 19 19 62.5 – – Fast Sodium Experimental/Test
Shippingport US 1977
as breeder		 1982 60 60 236 – – Thermal Light Water Experimental-Core3

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.[32]

BOR-60 (kekritisan pertama 1969) adalah 60 MW, dengan konstruksi dimulai pada tahun 1965.[33]

BN-600 (1981), diikuti oleh BN-800 Rusia (2016)

Penanganan limbah

[sunting | sunting sumber]

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.[34][35][36][37]

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

[sunting | sunting sumber]

Referensi

[sunting | sunting sumber]
  1. ^ a b Waltar, A.E.; Reynolds, A.B (1981). Fast breeder reactors. New York: Pergamon Press. ISBN 978-0-08-025983-3. Diarsipkan dari versi asli tanggal 5 January 2014. Diakses tanggal 4 June 2016. 
  2. ^ Helmreich, J. E. Gathering Rare Ores: The Diplomacy of Uranium Acquisition, 1943–1954, Princeton UP, 1986: ch. 10 ISBN 0-7837-9349-9.
  3. ^ "Pyroprocessing Technologies: RECYCLING USED NUCLEAR FUEL FOR A SUSTAINABLE ENERGY FUTURE" (PDF). Argonne National Laboratory. Diarsipkan dari versi asli (PDF) tanggal 19 February 2013. Diakses tanggal 25 December 2012. 
  4. ^ "www.ne.anl.gov/pdfs/12_Pyroprocessing_bro_5_12_v14%5B6%5D.pdf" (PDF). Argonne National Laboratory. Diarsipkan dari versi asli (PDF) tanggal 14 January 2013. Diakses tanggal 25 December 2012. 
  5. ^ Weinberg, A. M., and R. P. Hammond (1970). "Limits to the use of energy," Am. Sci. 58, 412.
  6. ^ "There's Atomic Energy in Granite". 8 February 2013. 
  7. ^ "Radioactive Waste Management". World Nuclear Association. Diarsipkan dari versi asli tanggal 21 September 2013. Diakses tanggal 19 September 2013. 
  8. ^ "Supply of Uranium". World Nuclear Association. Diarsipkan dari versi asli tanggal 12 February 2013. Diakses tanggal 11 March 2012. 
  9. ^ Bodansky, David (January 2006). "The Status of Nuclear Waste Disposal". Physics and Society. American Physical Society. 35 (1). Diarsipkan dari versi asli tanggal 16 May 2008. Diakses tanggal 30 July 2012. 
  10. ^ a b "Nuclear Fusion : WNA - World Nuclear Association". Diarsipkan dari versi asli tanggal 16 March 2015. Diakses tanggal 2 March 2015. 
  11. ^ "Archived copy" (PDF). Diarsipkan dari versi asli (PDF) tanggal 27 October 2014. Diakses tanggal 2 March 2015. 
  12. ^ "Radioactivity : Fast neutrons". Diarsipkan dari versi asli tanggal 20 February 2015. Diakses tanggal 2 March 2015. 
  13. ^ "Radioactivity : Neutron Capture". Diarsipkan dari versi asli tanggal 2 April 2015. Diakses tanggal 2 March 2015. 
  14. ^ "Archived copy". Diarsipkan dari versi asli tanggal 7 March 2015. Diakses tanggal 6 March 2015. 
  15. ^ "Information Paper 15". World Nuclear Association. Diarsipkan dari versi asli tanggal 30 March 2010. Diakses tanggal 15 December 2012. 
  16. ^ U. Mertyurek; M. W. Francis; I. C. Gauld. "SCALE 5 Analysis of BWR Spent Nuclear Fuel Isotopic Compositions for Safety Studies" (PDF). ORNL/TM-2010/286. OAK RIDGE NATIONAL LABORATORY. Diarsipkan dari versi asli (PDF) tanggal 17 February 2013. Diakses tanggal 25 December 2012. 
  17. ^ Woddi, Charlton & Nelson 2009, hlm. 8.
  18. ^ Maitra 2009, hlm. 60.
  19. ^ R. Bari; et al. (2009). "Proliferation Risk Reduction Study ofAlternative Spent Fuel Processing" (PDF). BNL-90264-2009-CP. Brookhaven National Laboratory. Diarsipkan dari versi asli (PDF) tanggal 21 September 2013. Diakses tanggal 16 December 2012. 
  20. ^ C.G. Bathke; et al. (2008). "An Assessment of the Proliferation Resistance of Materials in Advanced Fuel Cycles" (PDF). Department of Energy. Diarsipkan dari versi asli (PDF) tanggal 4 June 2009. Diakses tanggal 16 December 2012. 
  21. ^ "An Assessment of the Proliferation Resistance of Materials in Advanced Nuclear Fuel Cycles" (PDF). 2008. Diarsipkan dari versi asli (PDF) tanggal 21 September 2013. Diakses tanggal 16 December 2012. 
  22. ^ Ozawa, M.; Sano, Y.; Nomura, K.; Koma, Y.; Takanashi, M. "A New Reprocessing System Composed of PUREX and TRUEX Processes For Total Separation of Long-lived Radionuclides" (PDF). Diarsipkan dari versi asli (PDF) tanggal 21 September 2013. Diakses tanggal 20 September 2013. 
  23. ^ Simpson, Michael F.; Law, Jack D. (February 2010). "Nuclear Fuel Reprocessing" (PDF). Idaho National Laboratory. Diarsipkan dari versi asli (PDF) tanggal 21 September 2013. Diakses tanggal 20 September 2013. 
  24. ^ "Proliferation Risk Reduction Study of Alternative Spent Fuel Processing" (PDF). Diarsipkan dari versi asli (PDF) tanggal 1 January 2017. Diakses tanggal 1 January 2017. 
  25. ^ Kang and Von Hippel (2001). "U-232 and the Proliferation-Resistance of U-233 in Spent Fuel" (PDF). 0892-9882/01. Science & Global Security, Volume 9 pp 1–32. Diarsipkan dari versi asli (PDF) tanggal 30 March 2015. Diakses tanggal 18 December 2012. 
  26. ^ "Thorium: Proliferation warnings on nuclear 'wonder-fuel'". 2012. Diarsipkan dari versi asli tanggal 23 September 2017. Diakses tanggal 22 September 2017. 
  27. ^ S. R. Pillai, M. V. Ramana (2014). "Breeder reactors: A possible connection between metal corrosion and sodium leaks". Bulletin of the Atomic Scientists. 70 (3): 49–55. Bibcode:2014BuAtS..70c..49P. doi:10.1177/0096340214531178. Diarsipkan dari versi asli tanggal 17 October 2015. Diakses tanggal 15 February 2015. 
  28. ^ "Database on Nuclear Power Reactors". PRIS. IAEA. Diarsipkan dari versi asli tanggal 2 June 2013. Diakses tanggal 15 February 2015. 
  29. ^ "Experimental Breeder Reactor 1 (EBR-1) - Cheeka Tales". Diarsipkan dari versi asli tanggal 2 April 2015. Diakses tanggal 2 March 2015. 
  30. ^ "Chinese fast reactor begins high-power operation : New Nuclear - World Nuclear News". 
  31. ^ "China's New Breeder Reactors May Produce More Than Just Watts - IEEE Spectrum". 
  32. ^ www.iaea.org (PDF) 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. Diarsipkan dari versi asli (PDF) tanggal 4 March 2016.  Tidak memiliki atau tanpa |title= (bantuan)
  33. ^ FSUE "State Scientific Center of Russian Federation Research Institute of Atomic Reactors". "Experimental fast reactor BOR-60". Diarsipkan dari versi asli tanggal 31 December 2012. Diakses tanggal 15 June 2012. 
  34. ^ "Archived copy" (PDF). Diarsipkan dari versi asli (PDF) tanggal 29 March 2016. Diakses tanggal 4 June 2016. 
  35. ^ "Neutron Cross Sections4.7.2". National Physical Laboratory. Diarsipkan dari versi asli tanggal 1 January 2013. Diakses tanggal 17 December 2012. 
  36. ^ David, Sylvain; Elisabeth Huffer; Hervé Nifenecker. "Revisiting the thorium-uranium nuclear fuel cycle" (PDF). europhysicsnews. Diarsipkan dari versi asli (PDF) tanggal 12 July 2007. Diakses tanggal 11 November 2018. 
  37. ^ "Fissionable Isotopes". Diarsipkan dari versi asli tanggal 8 November 2012. Diakses tanggal 25 December 2012. 

Pranala luar

[sunting | sunting sumber]


Ikon rintisan

Artikel bertopik fisika ini adalah sebuah rintisan. Anda dapat membantu Wikipedia dengan mengembangkannya.

Ikon rintisan

Artikel bertopik fisika nuklir atau fisika atom ini adalah sebuah rintisan. Anda dapat membantu Wikipedia dengan mengembangkannya.

Diperoleh dari "https://wiki-indonesia.club/w/index.php?title=Reaktor_pembiak&oldid=26011907"