Reaktor nuklir
Pada 20 Desember 1951, listrik dari generator yang digerakkan oleh tenaga nuklir pertama kali dihasilkan oleh Experimental Breeder Reaktor-I (EBR-1) yang berlokasi di Arco, Idaho. Pada 26 Juni 1954, pukul 5:30 pagi, PLTN pertama dunia utnuk pertama kalinya mulai beroperasi di Obninsk, Kaluga Oblast,USSR. PLTN ini menghasilkan 5 megawatt, cukup untuk melayani daya 2.000 rumah. PLTN skala komersial pertama dunia
adalah Calder Hall, yang mulai beroperasi pada 17 Oktober 1956. Reaktor ini menghasilkan listrik untuk disambungkan ke jaringan listrik, sekaligus menghasilkan energi panas yang dibutuhkan oleh pabrik proses olah ulang bahan bakar di wilayah itu.
Setelah lebih dari 40 tahun, empat unit reaktor Calder Hall dengan kapasitas masing-masing 50 MWe masih beroperasi sampai sekarang. Di Swedia, Reaktor Agesta menyediakan air panas untuk 'district heating' daerah pinggiran kota Stockhlom selama 1 dasawarsa, yang dimulai pada tahun 1963. Reaktor generasi pertama lainnya adalah Shippingsport Reactor yang berada diPennsylvania (1957).
Gen II mengacu pada kelas reaktor komersial yang dirancang untuk menjadi ekonomis dan handal. Dirancang untuk khas operasional seumur hidup 40 tahun, 2 prototipikal Reaktor Gen II termasuk reaktor air bertekanan (PWR), Kanada Deuterium Reaktor uranium (CANDU), reaktor air mendidih (BWR), reaktor gas maju didinginkan (AGR), dan Vodo-Vodyanoi EnergeticheskyReaktor (VVER). Reaktor Gen II di Amerika Serikat diatur oleh NRC
sesuai 10CFR Part 50. Sistem Gen II mulai beroperasi pada akhir tahun 1960 dan terdiri massal dari PWR 400 + komersial dunia dan BWR. Reaktor-reaktor ini, biasanya disebut sebagai reaktor air ringan (LWR), gunakan fitur keselamatan aktif tradisional melibatkan operasi listrik atau mekanik yang dimulai secara otomatis dan dalam banyak kasus, dapat diprakarsai oleh operator reaktor nuklir.
Beberapa sistem rekayasa masih beroperasi secara pasif (misalnya,menggunakan tekanan katup relief) dan berfungsi operator tanpa kendali atau kehilangan daya tambahan. Sebagian besar instalasi Gen II masih beroperasi di Barat yang diproduksi oleh salah satu dari tiga perusahaan: Westinghouse, 3Framatome4 (sekarang bagian dari AREVA5), dan General Electric (GE).
Reaktor nuklir Gen III adalah reaktor Gen II yang berevolusi, desain improvements state-of-the-art. Perbaikan ini berada di daerah teknologi bahan bakar, efisiensi termal, termodulasi konstruksi, sistem keselamatan (terutama penggunaan pasif daripada sistem aktif), dan standar design. Perbaikan teknologi reaktor Gen III telah ditujukan pada operasional yang lebih lama, biasanya beroperasi 60tahun, berpotensi untuk lebih melebihi 60 tahun, sebelum menyelesaikan perbaikan dan tekanan reaktor pengganti.
Penelitian Konfirmatori untuk menyelidiki penuaan instalasi nuklir melampaui 60 tahun diperlukan untuk memungkinkan reaktor tersebut untuk beroperasi selama masa hidup diperpanjang tersebut. Tidak seperti Gen I dan reaktor Gen II, reaktor Gen III diatur oleh Peraturan NRC berdasarkan 10 CFR Part 52.
Desain reaktor Gen III + merupakan perkembangan evolusi dari reaktor Gen III, menawarkan perbaikan yang signifikan dalam keamanan atas desain reaktor Gen III disertifikasi oleh NRC pada 1990-an. Di Amerika Serikat, Desain Gen III + harus disertifikasi oleh NRC sesuai dengan 10 CFR Part 52.
Produsen memulai pengembangan sistem Gen III + pada 1990-an dengan membangun pada pengalaman operasi Armada LWR dari Amerika, Jepang, dan Eropa Barat. Mungkin peningkatan yang paling signifikan dari desain sistem Gen III + over-generasi kedua adalah penggabungan dalam beberapa desain fitur keselamatan pasif yang tidak memerlukan kontrol aktif atau intervensi operator melainkan bergantung pada gravitasi atau konveksi alami untuk mengurangi dampak peristiwa abnormal.
Dimasukkannya fitur keselamatan pasif, antara perbaikan lain, dapat membantu mempercepat proses sertifikasi reaktor dan dengan demikian memperpendek konstruksi schedules. Reaktor ini, sekali on line, diharapkan untuk mencapai derajat bakar bahan bakar lebih tinggi dari pendahulu evolusioner mereka (sehingga mengurangi konsumsi bahan bakar dan produksi limbah). Lebih dari dua lusin reaktor Gen III + didasarkan pada lima teknologi direncanakan untuk Amerika Serikat.
PLTN generasi IV adalah reaktor daya hasil pengembangan inovatif dari PLTN generasi sebelumnya. PLTN generasi IV terdiri dari enam tipe reaktor daya yang diseleksi dari sekitar 100 buah desain. Kriteria seleksi adalah aspek ekonomi yang tinggi, tingkat keselamatan lanjut, menghasilkan limbah dengan kuantitas yang sangat rendah, dan tahan terhadap aturan NPT. PLTN generasi IV
dirancang tidak hanya berfungsi sebagai instalasi pemasok daya listrik saja, tetapi dapat pula digunakan untuk pemasok energi termal kepada industri proses.
Oleh karena itu PLTN generasi IV tidak lagi disebut sebagai PLTN, tetapi disebut sebagai Sistem Energi Nuklir (SEN) atau Nuclear Energy System (NES). Enam tipe dari reaktor daya generasi IV adalah: Very High Temperature Reactor (VHTR), Sodium-cooled Fast Reactor (SFR), Gas-cooled Fast Reactor (GFR), Liquid metal cooled Fast Reactor (LFR), Molten Salt Reactor (MSR), dan Super Critical Water-cooled Reactor (SCWR).
Secara konseptual, reaktor Gen IV memiliki semua fitur dari unit Gen III +, serta kemampuan, ketika beroperasi pada suhu tinggi, untuk mendukung ekonomi produksi hidrogen, energi panas terambil, dan bahkan mungkin desalinasi air. Selain itu, desain ini termasuk manajemen aktinida canggih.
Reaktor Gen IV akan sampai dua sampai empat dekade ke depan, meskipun beberapa desain bisa akan tersedia dalam satu dekade. Seperti dalam kasus desain Gen III dan Gen III + dalam Amerika Serikat, Gen IV desain harus disertifikasi oleh NRC sesuai dengan 10 CFR Part 52, sesuai dengan peraturan diperbarui dan panduan peraturan. Departemen Energi AS (DOE) Kantor Energi nuklir memilikidan mengambil tanggung jawab untuk
mengembangkan ilmu yang dibutuhkan selama lima Gen teknologi. Tingkat pendanaan untuk setiap konsep teknologi mencerminkan penilaian DOE konsep ini tahap pengembangan teknologi dan potensinya untuk memenuhi kebutuhan energi nasional. The Next Generation Tenaga Nuklir (NGNP) proyek sedang mengembangkan satu contoh dari sistem reaktor Gen IV, Reaktor Suhu Sangat Tinggi, yang dikonfigurasi untuk menyediakan
panas suhu tinggi (sampai 950 °C) untuk varietas co- produk, termasuk produksi hidrogen. NRC bekerjadengan DOE pada pendekatan lisensi. Awal potensial tanggal aplikasi COL adalah pertengahan dekade ini.
Secara umum, sistem Gen IV meliputi penuh aktinida daur ulang dan ditempat fasilitas daur bahan bakar berdasarkan pada maju berair, pirometalurgi,atau lainnya. Penelitian reaktor cepat telah aktif di Amerika Serikat dan lebih aktif di China, Prancis, India, dan negara-negara bekas Soviet Union. Satu alasan untuk menutup siklus bahan bakar dengan reaktor cepat adalah berpotensi mengurangi keterbatasan pasokan
uranium. Namun, mengingat ekonomi saat ini pasokan uranium, dari toko primer dan sekunder, tujuan pemuliaan plutonium sipil tidak dapat didasarkan pada kebutuhan komersial saat ini.
Pressurized water reactor (PWR) Boiling water reactor (BWR) Pressurized Heavy Water Reactor (PHWR) Reaktor Bolshoy Moschnosti Kanalniy (High Power Channel Reactor) (RBMK) Gas-cooled reactor (GCR) and advanced gas-cooled reactor (AGR) Liquid-metal Fast breeder reactor (LMFBR) Lead-cooled fast reactor Sodium-cooled fast reactor Pebble-bed reactor (PBR) Molten salt reactor Aqueous Homogeneous Reactor (AHR)
Generator termoelektrik radioisotop atau radioisotope thermoelectric generator (RTG, RITEG) adalah sebuah generator listrik yang menggunakan sebuah array dari termokopel untuk mengubah panas yang dilepaskan oleh peluruhan bahan radioaktif yang cocok menjadi listrik oleh efek Seebeck.