Share to: share facebook share twitter share wa share telegram print page

Bahan subur

Aliran transmutasi antara 238U dan 245Cm dalam LWR.[1] Kecepatan transmutasi sangat bervariasi menurut nuklida, dan persentase relatif terhadap total transmutasi dan peluruhan. Setelah penghapusan bahan bakar dari reaktor, peluruhan akan mendominasi untuk isotop berumur pendek seperti 238Pu, 241Pu, 242–244Cm; tetapi 245–248Cm semuanya berumur panjang.

Bahan subur adalah bahan yang, meskipun tidak dapat dibelah oleh neutron termal, dapat diubah menjadi bahan fisil dengan penyerapan neutron dan konversi inti berikutnya.

Bahan subur alami

Bahan subur alami yang dapat diubah menjadi bahan fisil melalui penyinaran dalam reaktor meliputi:

Isotop buatan yang terbentuk dalam reaktor yang dapat diubah menjadi bahan fisil melalui satu penangkapan neutron meliputi:

Beberapa aktinida lain membutuhkan lebih dari satu penangkapan neutron sebelum tiba di isotop yang fisil dan cukup berumur panjang untuk mungkin dapat menangkap neutron dan fisi lain alih-alih meluruh.

Karena mereka membutuhkan total 3 atau 4 neutron termal untuk akhirnya fisi, dan fisi neutron termal hanya menghasilkan sekitar 2 hingga 3 neutron, nuklida ini mewakili hilangnya neutron bersih. Reaktor subkritis yang beroperasi dalam spektrum neutron termal harus menyesuaikan kekuatan sumber neutron eksternal sesuai dengan pembentukan atau konsumsi bahan tersebut. Dalam reaktor cepat, nuklida tersebut mungkin memerlukan lebih sedikit neutron untuk mencapai fisi, serta menghasilkan lebih banyak neutron ketika mereka melakukan fisi. Namun, ada juga kemungkinan reaksi "knockout" (n,2n) atau bahkan (n,3n) (sebuah insiden di mana neutron cepat mengenai inti dan lebih dari satu neutron keluar) dengan neutron cepat yang tidak mungkin terjadi dengan neutron termal.

Bahan fisil dari bahan subur

Reaktor neutron cepat, yang berarti reaktor dengan sedikit atau tanpa moderator neutron dan karenanya menggunakan neutron cepat, dapat dikonfigurasi sebagai reaktor pembiak, menghasilkan lebih banyak bahan fisil daripada yang dikonsumsi, menggunakan bahan subur dalam selimut di sekitar inti, atau terkandung dalam batang bahan bakar khusus. Karena plutonium-238, plutonium-240, dan plutonium-242 adalah bahan subur, akumulasi isotop-isotop ini dan isotop nonfisil lainnya tidak menjadi masalah daripada di dalam reaktor termal, yang tidak dapat membakarnya secara efisien. Reaktor pembiak yang menggunakan neutron spektrum termal hanya praktis jika siklus bahan bakar torium digunakan uranium-233 jauh lebih andal dengan neutron termal daripada plutonium-239. Reaktor subkritis − terlepas dari spektrum neutron − juga dapat "membiakkan" nuklida fisil dari bahan subur, yang pada prinsipnya memungkinkan konsumsi aktinida tingkat sangat rendah (misalnya bahan bakar MOX bekas yang di mana kandungan 240Pu-nya terlalu tinggi untuk digunakan dalam reaktor termal kritis saat ini) tanpa kebutuhan akan bahan yang sangat diperkaya seperti yang digunakan dalam reaktor pembiak cepat.

Aplikasi

Aplikasi yang diusulkan untuk bahan subur termasuk fasilitas berbasis ruang angkasa untuk pembuatan bahan fisil untuk propulsi nuklir wahana antariksa. Fasilitas tersebut akan mengangkut bahan subur dari Bumi, dengan aman melalui atmosfer, dan menempatkannya di fasilitas luar angkasa di titik Lagrangian L1 Bumi–Bulan di mana pembuatan bahan fisil akan terjadi, menghilangkan risiko keselamatan pengangkutan bahan fisil dari Bumi.[2] Walaupun uranium dan torium hadir di Bulan, pasokan mereka tampaknya lebih terbatas daripada di Bumi, terutama di dekat permukaan. Jika pemanfaatan sumber daya in situ diinginkan untuk bahan bakar pembangkit listrik tenaga nuklir di Bulan, mengubah bahan subur menjadi bahan fisil bisa menjadi cara untuk membuat sumber daya bertahan lebih lama dan untuk mengurangi kebutuhan pengayaan uranium yang memerlukan fluorin volatil yang agresif secara kimia untuk menyiapkan uranium heksafluorida seperti yang digunakan dalam teknologi pengayaan saat ini.

Referensi

  1. ^ Sasahara, Akihiro; Matsumura, Tetsuo; Nicolaou, Giorgos; Papaioannou, Dimitri (April 2004). "Neutron and Gamma Ray Source Evaluation of LWR High Burn-up UO2 and MOX Spent Fuels". Journal of Nuclear Science and Technology. 41 (4): 448–456. doi:10.3327/jnst.41.448alt=Dapat diakses gratis. 
  2. ^ Dodd, Jake; Thangavelu, Madhu (2012). "SNAP-X: The Space Nuclear Activation Plant". AIAA SPACE 2012 Conference & Exposition. doi:10.2514/6.2012-5329. ISBN 978-1-60086-940-2. 
Kembali kehalaman sebelumnya