Pembangkit listrik tenaga nuklir

jmpl|250px|ka|Typical PWR Containment
jmpl|250px|ka|Schematic of Reactor Coolant System for PWR

Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) adalah stasiun pembangkit listrik termal tempat panas yang dihasilkan diperoleh dari satu atau lebih reaktor nuklir pembangkit listrik.

PLTN tergolong pembangkit listrik pemikul beban dasar, karena dapat bekerja dengan baik ketika daya keluarannya konstan (meskipun reaktor air didih () dapat turun hingga setengah dayanya ketika malam hari). Daya yang dibangkitkan per unit pembangkit berkisar dari 12 MWe hingga 1400 MWe. Unit baru yang sedang dibangun pada tahun 2019 mempunyai daya 29-1400 MWe.

PLTN komersial pertama mulai beroperasi pada 1950-an, dan hingga saat ini terdapat 450 PLTN berlisensi di dunia Numbers of Reactors in Operation Worldwide , Badan Tenaga Atom Internasional, diakses tanggal 22 Maret 2011 yang beroperasi di 30 negara. Keseluruhan reaktor tersebut menyuplai 10% daya listrik dunia. PLTN adalah sumber tenaga rendah karbon terbesar kedua di dunia (29% dari total pada tahun 2017). Saat ini terdapat 48 PLTN sedang dibangun.

Komponen utama PLTN adalah reaktor nuklir tempat reaksi fisi untuk menghasilkan panas, generator uap yang menggunakan panas reaktor untuk menghasilkan uap, turbin yang digerakkan oleh uap untuk menghasilkan energi mekanik, dan generator listrik yang mengubah energi mekanik menjadi listrik. Selain itu, ada sistem pendinginan untuk mengondensasikan uap, serta komponen reaktor seperti bahan bakar nuklir (misalnya uranium) dan batang kendali untuk mengatur reaksi.

Inti Reaktor (Reaktor Nuklir) merupakan tempat terjadinya reaksi fisi berantai yang terkendali untuk menghasilkan panas dalam jumlah besar. Bahan Bakar Nuklir biasanya uranium, yang dibentuk menjadi pelet keramik kecil dan dimasukkan ke dalam tabung logam yang disebut batang bahan bakar. Moderator berupa material seperti air atau grafit yang memperlambat neutron untuk membantu reaksi fisi tetap berlangsung. Batang Kendali yang dapat dinaik-turunkan untuk menyerap neutron, sehingga dapat mengatur atau menghentikan reaksi fisi. 
Pendingin: Cairan (seringkali air) yang berfungsi menyerap panas dari inti reaktor dan memindahkannya ke generator uap. Generator Uap (Steam Generator) mengubah energi panas dari reaktor menjadi uap bertekanan tinggi. Turbin menggunakan uap bertekanan tinggi untuk memutar bilah turbin, menghasilkan energi mekanik putaran. Generator Listrik mengubah energi mekanik putaran dari turbin menjadi energi listrik. Setelah uap melewati turbin, Sistem Pendinginan mengondensasikan uap kembali menjadi air. Air yang dihasilkan kemudian dikondisikan dan didinginkan, seringkali menggunakan air dari sungai atau laut sebagai pendingin, sebelum dikembalikan ke reaktor atau sistem lainnya. Konteinenmen dan Perisai (Containment Building and Shielding)  adalah struktur bangunan yang kuat untuk menahan panas, tekanan, dan radiasi dari reaktor, serta mencegah kebocoran zat radioaktif.

Produksi isotop melalui reaktor nuklir dilakukan dengan mengiradiasi atau menyinari bahan target di dalam reaktor, yang kemudian akan menghasilkan radioisotop yang diinginkan. Proses ini memanfaatkan reaksi fisi untuk menciptakan produk peluruhan yang berbeda dari isotop awal.

Proses industri dengan reaktor nuklir melibatkan penggunaan panas dari reaksi fisi nuklir untuk menghasilkan uap yang menggerakkan turbin, menghasilkan listrik, atau menyediakan panas untuk aplikasi industri lainnya seperti desalinasi, produksi bahan bakar sintetis, dan pemanasan proses. Reaktor nuklir memanfaatkan bahan bakar nuklir (seperti uranium yang diperkaya) untuk menciptakan reaksi berantai terkontrol, memanaskan zat pendingin (biasanya air) menjadi uap, yang kemudian menggerakkan generator listrik atau memanaskan proses industri lainnya.

 Sejarah 
jmpl|Next Generation Nuclear Plant akan menghasilkan panas dan hidrogen untuk manufaktur industri serta listrik untuk rumah-rumah.
jmpl|Skema reaktor berpendingin gas helium suhu tinggi HTR. Reaktor nuklir ini merupakan reaktor pebble-bed generasi IV berpendingin gas suhu tinggi (HTGR). Contohnya HTR-10 dan HTR-PM. Reaktor ini pada dasarnya aman; bahkan jika loop primer kehilangan daya, reaktor akan mendingin secara pasif dan tidak akan mengalami pelelehan. Bahkan jika pipa pendingin loop primer pecah dan terlepas dari inti reaktor (kerusakan melebihi desain awal), inti tidak meleleh dan akan mendingin sendiri melalui konveksi alami, tanpa melepaskan material radioaktif.
jmpl|Skema reaktor berpendingin gas suhu tinggi dengan partikel berlapis
jmpl|Struktur dan komposisi bola grafit dalam reaktor nuklir "pebble bed".
jmpl|Irisan manik TRISO dengan warna semu
jmpl|Potongan melintang melalui pelet TRISO
jmpl|Reaktor Reaktor BN-800 adalah reaktor breeder cepat berpendingin natrium tang efisien.
jmpl|Konsep reaktor cepat integral (IFR), yang awalnya disebut reaktor logam cair canggih (ALMR), adalah desain reaktor nuklir yang menggunakan neutron cepat tanpa moderator neutron. IFR dapat menghasilkan lebih banyak bahan bakar dan dibedakan berdasarkan siklus bahan bakar nuklir yang menggunakan pemrosesan ulang melalui elektrorefining di lokasi reaktor. IFR merupakan reaktor cepat berpendingin natrium (SFR) Generasi IV.
jmpl|Diagram Animasi Reaktor Air Bertekanan
jmpl|Diagram pembangkit listrik tenaga nuklir dengan reaktor air bertekananr.
jmpl|Ilustrasi Reaktor Air Bertekanan (Diagram Sederhana)
jmpl|Ilustrasi Reaktor Pembiak Cepat (Diagram Sederhana)
Reaktor nuklir yang pertama kali membangkitkan listrik adalah stasiun pembangkit percobaan EBR-I pada 20 Desember 1951 di dekat Arco, Idaho, Amerika Serikat. Pada 27 Juni 1954, PLTN pertama dunia yang menghasilkan listrik untuk jaringan listrik (power grid) mulai beroperasi di Obninsk, Uni Soviet  . PLTN skala komersiil pertama adalah Calder Hall di Inggris yang dibuka pada 17 Oktober 1956 .

 PLTN Obninsk: Pembangkit listrik tenaga nuklir komersial pertama di dunia adalah Obninsk di Uni Soviet, yang mulai beroperasi pada 27 Juni 1954, menghasilkan listrik untuk jaringan listrik lokal.
 Calder Hall: Pembangkit listrik skala penuh pertama di dunia, Calder Hall di Inggris, dibuka pada 17 Oktober 1956, dan juga bertujuan untuk memproduksi plutonium.
 PLTN Shippingport: Pembangkit listrik komersial pertama di dunia yang sepenuhnya untuk produksi listrik adalah Shippingport di AS, yang terhubung ke jaringan pada 18 Desember 1957.
Untuk informasi sejarah lebih lanjut, lihat reaktor nuklir dan daya nuklir.

 Jenis-jenis PLTN 
jmpl|300px|Pressurized Water Reactor untuk kapal laut. Reaktor ini menggunakan air laut sebagai kondenser pendingin reaktor.
jmpl|300px|Diagram reaktor kapal selam
jmpl|250px|Diagram reaktor kapal selam
jmpl|150px|Pressurizer Reactor
jmpl|150px|Steam generator
PLTN dikelompokkan berdasarkan jenis reaktor yang digunakan. Namun, ada juga PLTN yang menerapkan unit-unit independen, dan hal ini bisa menggunakan jenis reaktor yang berbeda. Sebagai tambahan, beberapa jenis reaktor berikut ini, pada masa depan diharapkan mempunyai sistem keamanan pasif.

 Reaktor Fisi 
Reaktor daya fisi membangkitkan panas melalui reaksi fisi nuklir dari isotop fissil uranium dan plutonium.

Selanjutnya reaktor daya fissi dikelompokkan lagi menjadi:

 Reaktor thermal menggunakan moderator neutron untuk melambatkan atau me-moderate neutron sehingga mereka dapat menghasilkan reaksi fissi selanjutnya. Neutron yang dihasilkan dari reaksi fissi mempunyai energi yang tinggi atau dalam keadaan cepat, dan harus diturunkan energinya atau dilambatkan (dibuat thermal) oleh moderator sehingga dapat menjamin kelangsungan reaksi berantai. Hal ini berkaitan dengan jenis bahan bakar yang digunakan reaktor thermal yang lebih memilih neutron lambat ketimbang neutron cepat untuk melakukan reaksi fissi.
 Reaktor cepat menjaga kesinambungan reaksi berantai tanpa memerlukan moderator neutron. Karena reaktor cepat menggunkan jenis bahan bakar yang berbeda dengan reaktor thermal, neutron yang dihasilkan di reaktor cepat tidak perlu dilambatkan guna menjamin reaksi fissi tetap berlangsung. Boleh dikatakan, bahwa reaktor thermal menggunakan neutron thermal dan reaktor cepat menggunakan neutron cepat dalam proses reaksi fissi masing-masing.
 Reaktor subkritis menggunakan sumber neutron luar ketimbang menggunakan reaksi berantai untuk menghasilkan reaksi fissi. Hingga 2004 hal ini hanya berupa konsep teori saja, dan tidak ada purwarupa yang diusulkan atau dibangun untuk menghasilkan listrik, meskipun beberapa laboratorium mendemonstrasikan dan beberapa uji kelayakan sudah dilaksanakan.

 Reaktor thermal 
 Light water reactor (LWR)
 Boiling water reactor (BWR)
 Pressurized water reactor (PWR)
 SSTAR, a sealed, reaktor untuk jaringan kecil, mirip PWR
 Moderator Grafit:
 Magnox
 Advanced gas-cooled reactor (AGR)
 High temperature gas cooled reactor (HTGR)
 RBMK
 Pebble bed reactor (PBMR)
 Moderator Air berat:
 SGHWR
 CANDU

 Reaktor cepat 
Meski reaktor nuklir generasi awal berjenis reaktor cepat, tetapi perkembangan reaktor nuklir jenis ini kalah dibandingkan dengan reaktor thermal.

Keuntungan reaktor cepat di antaranya adalah siklus bahan bakar nuklir yang dimilikinya dapat menggunakan semua uranium yang terdapat dalam urainum alam, dan juga dapat mentransmutasikan radioisotop yang tergantung di dalam limbahnya menjadi material luruh cepat. Dengan alasan ini, sebenarnya reaktor cepat secara inheren lebih menjamin kelangsungan ketersedian energi ketimbang reaktor thermal. Lihat juga reaktor fast breeder. Karena sebagian besar reaktor cepat digunakan untuk menghasilkan plutonium, maka reaktor jenis ini terkait erat dengan proliferasi nuklir.

Lebih dari 20 purwarupa (prototype) reaktor cepat sudah dibangun di Amerika Serikat, Inggris, Uni Soviet, Prancis, Jerman, Jepang, India, dan hingga 2004 1 unit reaktor sedang dibangun di China. Berikut beberapa reaktor cepat di dunia:

 EBR-I, 0.2 MWe, AS, 1951-1964.
 Dounreay Fast Reactor, 14 MWe, Inggris, 1958-1977.
 Enrico Fermi Nuclear Generating Station Unit 1, 94 MWe, AS, 1963-1972.
 EBR-II, 20 MWe, AS, 1963-1994.
 Phénix, 250 MWe, Prancis, 1973-sekarang.
 BN-350, 150 MWe plus desalination, USSR/Kazakhstan, 1973-2000.
 Prototype Fast Reactor, 250 MWe, Inggris, 1974-1994.
 BN-600, 600 MWe, USSR/Russia, 1980-sekarang.
 Superphénix, 1200 MWe, Prancis, 1985-1996.
 FBTR, 13.2 MWe, India, 1985-sekarang.
 Monju, 300 MWe, Jepang, 1994-sekarang.
 PFBR, 500 MWe, India, 1998-sekarang.

(Daya listrik yang ditampilkan adalah daya listrik maksimum, tanggal yang ditampilkan adalah tanggal ketika reaktor mencapai kritis pertama kali, dan ketika reaktor kritis untuk teakhir kali bila reaktor tersebut sudah di dekomisi (decommissioned).

 Reaktor Fusi 

Fusi nuklir menawarkan kemungkinan pelepasan energi yang besar dengan hanya sedikit limbah radioaktif yang dihasilkan serta dengan tingkat keamanan yang lebih baik. Namun, saat ini masih terdapat kendal-kendala bidang keilmuan, teknik dan ekonomi yang menghambat penggunaan energi fusi guna pembangkitan listrik. Hal ini masih menjadi bidang penelitian aktif dengan skala besar seperti dapat dilihat di JET, ITER, dan Z machine.

 Keuntungan dan kekurangan 
Keuntungan PLTN dibandingkan dengan pembangkit daya utama lainnya adalah:
 Tidak menghasilkan emisi gas rumah kaca (selama operasi normal) - gas rumah kaca hanya dikeluarkan ketika Generator Diesel Darurat dinyalakan dan hanya sedikit menghasilkan gas)
 Tidak mencemari udara - tidak menghasilkan gas-gas berbahaya sepert karbon monoksida, sulfur dioksida, aerosol, mercury, nitrogen oksida, partikulate atau asap fotokimia
 Sedikit menghasilkan limbah padat (selama operasi normal)
 Biaya bahan bakar rendah - hanya sedikit bahan bakar yang diperlukan
 Ketersedian bahan bakar yang melimpah - sekali lagi, karena sangat sedikit bahan bakar yang diperlukan
 Baterai nuklir - (lihat SSTAR)

Berikut ini berberapa hal yang menjadi kekurangan PLTN:
 Risiko kecelakaan nuklir - kecelakaan nuklir terbesar adalah kecelakaan Chernobyl (yang tidak mempunyai containment building)
 Limbah nuklir - limbah radioaktif tingkat tinggi yang dihasilkan dapat bertahan hingga ribuan tahun. AS siap menampung limbah ex PLTN dan Reaktor Riset. Limbah tidak harus disimpan di negara pemilik PLTN dan Reaktor Riset. Untuk limbah dari industri pengguna zat radioaktif, bisa diolah di Instalasi Pengolahan Limbah Zat Radioaktif, misal yang dimiliki oleh BATAN Serpong.

 Perkembangan generasi PLTN 
jmpl|ka|400px|Range of possible CANDU fuel cycles: CANDU reactors can accept a variety of fuel types, including the used fuel from light-water reactors
Sejak PLTN komersial pertama dikembangkan pada tahun 50-an hingga saat ini, generasi PLTN mengalami perkembangan yang cukup pesat.

 PLTN Generasi I 
PLTN generasi pertama dikembangkan pada rentang waktu tahun 50-an hingga tahun 60-an. PLTN generasi pertama ini merupakan prototipe awal dari reaktor pembangkit daya yang bertujuan untuk membuktikan bahwa energi nuklir dapat dimanfaatkan dengan baik untuk tujuan damai. Contoh PLTN generasi pertama ini adalah Shippingport (tipe PWR), Dresden (tipe BWR), Fermi I (tipe FBR) dan Magnox (tipe GCR).

 PLTN Generasi II 
PLTN generasi kedua dikembangkan setelah tahun 70-an, PLTN ini merupakan suatu pedoman klasifikasi desain dari reaktor nuklir. PLTN generasi II dijadikan sebagai reaktor daya komersial acuan dalam pembangunan PLTN hingga akhir tahun 90-an. Prototipe reaktor daya generasi II adalah PLTN tipe PWR, CANDU, BWR, AGR dan VVER.

 PLTN generasi III 
PLTN generasi III adalah reaktor daya generasi lanjut (advanced) yang dikembangkan pada akhir tahun 1990. PLTN generasi ini mengalami perubahan desain evolosioner (perubahan yang tidak radikal) yang bertujuan untuk meningkatkan faktor keselamatan dan ekonomi PLTN. PLTN generasi III banyak dibangun negara-negara Asia Timur. Contoh dari PLTN generasi III adalah ABWR, System80+.

Pengembangan PLTN generasi III terus berlanjut dan bersamaan dengan itu dilakukan perbaikan desain yang evolusioner untuk meningkatkan faktor ekonomi dengan cukup signifikan. Perubahan terhadap PLTN generasi III menghasilkan PLTN generasi III+ yang lebih ekonomis dan segera dapat dibangun dalam waktu dekat tanpa harus menunggu periode R&D yang lama. PLTN generasi III+ menjadi suatu pilihan untuk pembangunan PLTN yang akan dilakukan dari sekarang hingga tahun 2030.

 PLTN generasi IV 
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 SuperCritical Water-cooled Reactor (SCWR).

BATAN mempunyai program Reaktor Daya Eksperimental (RDE) menggunakan teknologi generasi IV High Temperature Gas Cooled Reactor (HTGR) dengan daya 10 MWth. Pemilihan HTGR untuk RDE ini, karena sesuai dengan tuntutan industri yang berkeinginan mendapatkan uap panas untuk smelter, pencairan batubara dll, disamping untuk keperluan listrik. BATAN berkolaborasi dengan Tsinghua University membuat program joint lab menyusun desain konsep HTGR dengan dengan daya 150 MWth. Hal ini bisa menjadi cikal bakal PeLUIt (pembangkit listrik dan uap untuk industri).

 Reaktor nuklir 
Reaktor nuklir adalah perangkat yang mengendalikan reaksi berantai fisi nuklir untuk menghasilkan energi panas yang stabil dan terkontrol, bukan untuk tujuan eksplosif seperti bom nuklir. Panas ini dapat digunakan untuk menghasilkan listrik melalui pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN) atau untuk keperluan penelitian, pengujian material, dan produksi radioisotop. Reaktor nuklir bekerja dengan menggunakan neutron untuk memecah inti atom berat (seperti uranium atau plutonium), menghasilkan energi, neutron baru, dan inti atom yang lebih ringan, yang kemudian memicu lebih banyak fisi secara berantai.

Bahan Bakar Nuklir, inti atom berat, seperti uranium atau plutonium, digunakan sebagai bahan bakar nuklir yang akan mengalami fisi. Fisi Nuklir, Ketika neutron menabrak inti atom berat, inti tersebut akan terbelah menjadi inti yang lebih ringan, melepaskan energi (dalam bentuk panas) dan neutron tambahan. Reaksi Berantai, neutron yang dihasilkan dari fisi akan menabrak inti atom lain, menyebabkan lebih banyak fisi dan menghasilkan aliran neutron yang stabil dan terkontrol. Kontrol Reaksi, batang kendali, yang dapat menyerap neutron, digunakan untuk memperlambat atau mempercepat laju reaksi berantai agar tidak terlalu cepat. Energi panas yang dihasilkan kemudian digunakan untuk mengubah air menjadi uap, yang kemudian memutar turbin untuk menghasilkan listrik.

Pembangkit Listrik mengubah panas dari fisi nuklir menjadi listrik, yang dikenal sebagai Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Reaktor Riset digunakan di universitas atau lembaga penelitian untuk berbagai tujuan seperti diagnosis dan terapi medis pengujian material, produksi radioisotop untuk berbagai aplikasi.

Indonesia memiliki beberapa fasilitas reaktor nuklir, yaitu: 
 Reaktor Kartini: Reaktor riset yang berlokasi di Depok, Sleman, Yogyakarta. 
 Reaktor Triga: Tipe reaktor riset lainnya di Indonesia, seperti di Pusat Reaktor Bandung yang merupakan reaktor riset pertama di Indonesia. 
 Reaktor G.A Siwabessy: Juga merupakan fasilitas reaktor riset yang dimiliki Indonesia.

 Syarat reaktor aman dari radiasi 
Syarat reaktor aman dari radiasi meliputi desain yang tangguh, pengawasan dan regulasi ketat oleh BAPETEN, penggunaan teknologi keselamatan berlapis, dan personel yang terlatih dan tersertifikasi. Selain itu, pemantauan rutin, pemeliharaan, dan kepatuhan terhadap batas paparan radiasi juga sangat penting untuk memastikan keselamatan pekerja, masyarakat, dan lingkungan.

Persyaratan teknis dan desain
 Desain "pertahanan berlapis": Menggabungkan fitur keselamatan alami inti reaktor dengan sistem keselamatan aktif, seperti sistem pendinginan darurat, untuk mencegah atau meminimalkan pelepasan radioaktif jika terjadi kegagalan. 
 Sistem redundan dan beragam: Menggunakan beberapa sistem yang berbeda untuk mengendalikan bahan bakar dan mencegah pelepasan radioaktif yang signifikan. 
 Perisai radiasi yang optimal: Menggunakan material dan desain yang efektif untuk menyerap radiasi, termasuk merancang jalur penetrasi yang berkelok dan mengisi ruang kosong untuk mengurangi paparan. 
 Ruang kendali yang tangguh: Menyediakan ruang kendali utama yang mampu berfungsi selama kondisi kecelakaan, serta ruang kendali tambahan yang terpisah secara fisik untuk memastikan operasi tetap bisa dijalankan.

Persyaratan operasional dan pengelolaan
 Personel terlatih dan tersertifikasi: Semua petugas, termasuk operator, supervisor, dan petugas proteksi radiasi, harus memiliki kualifikasi yang dibuktikan dengan sertifikat dari BAPETEN dan lulus ujian yang relevan. 
 Pengawasan ketat oleh BAPETEN: BAPETEN melakukan inspeksi di setiap tahap, mulai dari pra-izin, konstruksi, operasi, hingga dekomisioning, untuk memastikan semua peraturan dipatuhi. 
 Pemantauan dan pencatatan yang komprehensif: Melakukan pemantauan parameter keselamatan secara real-time dan mencatat semua kegiatan, termasuk operasi normal, perawatan, dan penanganan bahan bakar nuklir. 
 Kepatuhan batas radiasi: Mematuhi batas paparan radiasi yang ditetapkan untuk pekerja dan masyarakat umum untuk mencegah bahaya kesehatan.

Persyaratan keselamatan jangka panjang
 Rencana dekomisioning: Memiliki rencana yang jelas untuk dekomisioning fasilitas nuklir yang diajukan sejak awal dan diawasi oleh BAPETEN. 
 Pemeliharaan dan perbaikan rutin: Menjadwalkan dan melakukan pemeliharaan dan perbaikan secara berkala untuk mencegah kegagalan peralatan.

 Inti reaktor nuklir 
Inti reaktor nuklir adalah bagian sentral dari reaktor tempat bahan bakar nuklir berada dan reaksi fisi berantai yang menghasilkan panas berlangsung. Komponen utamanya meliputi bahan bakar uranium, batang kendali untuk mengatur reaksi, moderator untuk memperlambat neutron, pendingin untuk menyerap panas, dan material struktural untuk menopang semuanya. Inti reaktor adalah sumber panas yang digunakan untuk menghasilkan uap, memutar turbin, dan akhirnya menghasilkan energi listrik.

Komponen inti reaktor nuklir meliputi bahan bakar nuklir (biasanya uranium dalam bentuk pelet di dalam batang bahan bakar), moderator (untuk memperlambat neutron, bisa air atau grafit), dan batang kendali (untuk menyerap neutron dan mengatur reaksi berantai, seperti boron atau kadmium). Inti reaktor adalah pusat di mana reaksi fisi nuklir terjadi dan menghasilkan panas untuk pembangkitan listrik.

Inti reaktor adalah bagian pusat reaktor di mana energi nuklir dihasilkan. Komponen utamanya adalah: 
 Bahan Bakar Nuklir: Biasanya uranium (misalnya, uranium oksida) yang disusun dalam rakitan batang bahan bakar, yang kemudian ditumpuk dalam bundel. Reaksi fisi terjadi ketika neutron menabrak inti atom bahan bakar, menyebabkan atom terbelah dan melepaskan energi serta neutron tambahan. 
 Moderator: Material yang menyerap energi dari neutron cepat yang dihasilkan selama fisi, memperlambatnya agar dapat menyebabkan reaksi fisi lebih lanjut dalam reaksi berantai. Air adalah moderator yang umum digunakan. 
 Batang Kendali: Terbuat dari material penyerap neutron seperti boron, kadmium, atau hafnium, batang ini dapat dimasukkan atau dikeluarkan dari inti untuk mengendalikan laju reaksi.

Selain komponen di inti, reaktor nuklir juga memiliki bagian penting lain untuk operasi dan keamanan: 
 Pendingin: Cairan (air, helium) atau gas yang mengalir melalui inti untuk mengambil panas dari reaksi fisi. 
 Reflektor: Ditempatkan di sekitar inti untuk memantulkan kembali neutron yang mungkin lolos, sehingga lebih banyak neutron dapat digunakan dalam reaksi berantai. 
 Bejana Reaktor: Wadah kuat yang menampung inti reaktor dan komponen lainnya. 
 Kontainmen: Struktur pelindung yang besar, seringkali berbentuk kubah beton bertulang baja, yang berfungsi untuk menahan radiasi dan bahan-bahan berbahaya agar tidak keluar ke lingkungan.

Inti reaktor berfungsi sebagai jantung pembangkit listrik tenaga nuklir. Reaksi fisi yang terjadi di dalam inti menghasilkan panas yang sangat besar. Panas ini kemudian digunakan untuk memanaskan pendingin, yang kemudian menghasilkan uap. Uap ini digunakan untuk memutar turbin, yang terhubung dengan generator untuk menghasilkan listrik.

Urutan reaksi Fisi Nuklir, neutron menembak inti atom uranium. Inti atom uranium yang tidak stabil membelah menjadi atom yang lebih ringan, menghasilkan energi panas, radiasi, dan neutron baru. Neutron baru menabrak atom uranium lain, menyebabkan reaksi fisi berantai yang terus menerus. Batang kendali disisipkan atau ditarik keluar untuk mengatur jumlah neutron yang ada, sehingga mengendalikan laju reaksi.

 Produk fisi reaktor nuklir 
Produk fisi reaktor nuklir utamanya adalah panas dan isotop radioaktif, seperti cesium dan strontium, yang kemudian dapat digunakan untuk menghasilkan listrik, tetapi juga menimbulkan masalah limbah radioaktif. Produk sampingan lain meliputi neutr dan produk aktivasi seperti tritium dan kobalt, yang terbentuk saat neutron berinteraksi dengan material reaktor.

 Panas. Energi utama dari fisi nuklir adalah panas, yang mengubah air menjadi uap untuk memutar turbin dan menghasilkan listrik di pembangkit listrik tenaga nuklir. Konversi energi fisi menjadi bentuk yang dapat digunakan untuk menghasilkan listrik.
 Produk Fisi (Sisa Inti Atom). Isotop radioaktif dari unsur-unsur yang lebih ringan yang dihasilkan saat atom (biasanya uranium atau plutonium) terpecah menjadi dua atom yang lebih kecil. Contoh: Cesium-137, Strontium-90, Yodium, Sesium, Kripton, dan Xenon. Fungsinya menjadi sumber utama panas dan radiasi dalam limbah radioaktif. Jejak mikroskopisnya digunakan dalam penanggalan geologi untuk menentukan usia batuan. Sebagian besar material tersebut tetap di dalam bahan bakar kecuali terjadi kegagalan atau pemrosesan ulang bahan bakar. 
 Produk Aktivasi (Akibat Radiasi Neutron). Material lain di dalam reaktor (seperti komponen baja) yang terkena neutron yang menghasilkan isotop radioaktif baru. Contoh: Tritium, Kobalt-60, Besi-55, dan Nikel-63. Fungsinya menimbulkan kesulitan saat pembongkaran reaktor dan memengaruhi daur ulang material.
 Neutron (Sisa Reaksi Berantai)*. Partikel yang dilepaskan saat fisi terjadi dan bertindak untuk memicu lebih banyak fisi, sehingga mempertahankan reaksi berantai. Fungsinya mempertahankan reaksi berantai yang menghasilkan panas, tetapi juga dapat berinteraksi dengan material lain.

Untuk Pembangkit Listrik, reaktor nuklir menghasilkan panas sebagai produk utamanya untuk membangkitkan listrik. Untuk Penelitian Ilmiah, produk fisi seperti isotop tertentu dapat digunakan sebagai penanda dalam penelitian ilmiah dan geologi. Untuk Kebutuhan Material, produk aktivasi berkontribusi pada tantangan material dalam reaktor, tetapi juga menjadi subjek penelitian untuk memahami dampak radiasi.

Produk utama fisi reaktor nuklir adalah unsur-unsur yang lebih ringan dari atom bahan bakar (seperti Uranium-235 atau Plutonium-239) yang terpecah, serta beberapa neutron dan energi panas. Unsur-unsur produk fisi ini dapat mencakup yodium (I), sesium (Cs), kripton (Kr), xenon (Xe), berilium (Ba), zirkonium (Zr), molibdenum (Mo), dan strontium (Sr), yang massanya berkisar antara sekitar 95 hingga 135 unit massa atom. Selain itu, produk fisi juga mencakup produk aktivasi yang terbentuk ketika neutron berinteraksi dengan material reaktor lainnya.

Produk Fisi Utama:
 Atom-atom yang lebih ringan: Fisi adalah pemecahan inti atom berat menjadi dua inti yang lebih ringan. Produk ini bervariasi tergantung bahan bakar yang digunakan. 
 Neutron: Reaksi fisi melepaskan beberapa neutron yang memicu reaksi fisi lebih lanjut, menciptakan reaksi berantai yang terkendali. 
 Energi Panas: Sebagian besar energi dari reaksi fisi dilepaskan dalam bentuk panas dan sinar gamma, yang kemudian digunakan untuk memanaskan air menjadi uap guna memutar turbin dan menghasilkan listrik.

Produk Fisi Radioaktif:
 Iodin-131 (I-131): Salah satu produk fisi yang paling umum dan sangat radioaktif. 
 Sesium-137 (Cs-137): Produk fisi lain yang melepaskan radiasi beta. 
 Strontium-90 (Sr-90): Produk fisi radioaktif lainnya yang dihasilkan selama reaksi. 
 Kripton (Kr), Xenon (Xe), Berilium (Ba), Zirkonium (Zr), dan Molibdenum (Mo): Beberapa contoh unsur lain yang dihasilkan dari fisi.

Selain produk fisi langsung, ada juga produk aktivasi yang terbentuk ketika neutron berinteraksi dengan material lain di sekitar inti reaktor, seperti komponen baja. Contoh produk aktivasi adalah kobalt-60 (Co-60) dan karbon-14 (C-14). Beberapa produk fisi, seperti Xenon-135 dan Smarium-149, memiliki kemampuan menyerap neutron yang tinggi. Penumpukan gas-gas ini dapat "meracuni" atau mematikan reaktor karena menyerap neutron yang diperlukan untuk reaksi berantai, dan ini adalah fenomena yang harus dikelola dalam operasional reaktor.

 Batang kendali  
Batang kendali atau control rods mengontrol reaksi berantai di reaktor nuklir dengan menyerap neutron. Dengan memasukkan batang lebih dalam, laju fisi berkurang, sementara menariknya akan meningkatkan laju reaksi, memungkinkan operator mengatur daya atau menghentikan reaktor saat dibutuhkan.

Batang kendali terbuat dari bahan penyerap neutron seperti kadmium, boron, atau hafnium. Ketika batang dimasukkan ke dalam inti reaktor, ia akan menyerap neutron bebas, sehingga mengurangi jumlah neutron yang tersedia untuk memicu reaksi fisi atom uranium atau plutonium. Dengan mengatur seberapa dalam batang kendali dimasukkan atau ditarik, operator dapat mengontrol jumlah neutron yang tersedia dan, dengan demikian, mengendalikan laju reaksi berantai.

Fungsi Utama Batang Kendali
 Pengaturan Daya: Untuk meningkatkan atau menurunkan output daya reaktor secara bertahap. 
 Penghentian Cepat (Scram): Untuk menghentikan reaksi berantai secara mendadak dalam situasi darurat dengan menjatuhkan atau memasukkan batang kendali sepenuhnya ke dalam inti reaktor, menurut Rincón educativo.

Contoh Material yang Digunakan
 Boron (B₂C): Sering digunakan karena sifat penyerap neutronnya yang tinggi dan kemudahan fabrikasi, menurut ScienceDirect.com. 
 Kadmium (Cd): Unsur lain dengan sifat penyerapan neutron yang baik. 
 Hafnium: Material yang juga memiliki kemampuan penyerap neutron yang tinggi.

 Moderer dan pendingin reaktor nuklir 
Dalam reaktor nuklir, moderer dan pendingin adalah dua komponen krusial yang sering menggunakan bahan yang sama untuk fungsi yang berbeda: moderator (seperti air atau grafit) memperlambat neutron hasil fisi agar bisa mempertahankan reaksi berantai, sementara pendingin (seringkali air atau gas) menyerap dan membawa panas dari teras reaktor untuk menghasilkan listrik.

Peran Moderator
 Memperlambat Neutron: Neutron yang dihasilkan dari fisi inti uranium memiliki energi sangat tinggi (cepat). Agar neutron ini dapat memicu reaksi fisi lagi pada inti bahan bakar, kecepatannya perlu diperlambat menjadi neutron termal. 
 Mempertahankan Reaksi Berantai: Dengan memperlambat neutron, bahan moderator memungkinkan terjadinya reaksi berantai yang berkelanjutan dalam reaktor.

Contoh Bahan: Bahan seperti air ringan (H₂O), air berat (D₂O), dan grafit sering digunakan sebagai moderator.

Peran Pendingin
 Menyerap Panas: Proses fisi menghasilkan panas yang sangat besar. Pendingin bertugas menyerap panas ini dari teras reaktor. 
 Mentransfer Panas: Panas yang diserap oleh pendingin kemudian dibawa ke luar teras reaktor untuk digunakan, misalnya memutar turbin dan generator untuk menghasilkan listrik. 
 Contoh Bahan: Air, gas seperti karbon dioksida (CO₂), atau bahkan air dalam keadaan superkritis dapat berfungsi sebagai pendingin.

Bagaimana Keduanya Berintegrasi
 Fungsi Ganda: Pada banyak reaktor, terutama reaktor air ringan (seperti Reaktor Air Bertekanan/PWR dan Reaktor Air Mendidih/BWR), air yang digunakan sebagai pendingin juga berfungsi sebagai moderator karena memiliki atom hidrogen yang efektif memperlambat neutron. 
 Fungsi Terpisah: Pada beberapa desain, seperti Reaktor Berpendingin Gas (AGR) di Inggris, moderatornya adalah grafit (padat) dan pendinginnya adalah gas (CO₂) yang bersirkulasi melaluinya. 
 Pendinginan Darurat: Sistem moderator juga memiliki fungsi darurat. Pompa dapat mengeluarkan moderator dari dasar tangki dan menyuntikkannya kembali ke dalam teras reaktor jika terjadi kekurangan pendingin.

 Moderator reaktor nuklir 
Moderator dalam reaktor nuklir adalah material (seperti air ringan, air berat, atau grafit) yang berfungsi memperlambat neutron cepat yang dihasilkan dari reaksi fisi. Perlambatan ini meningkatkan kemungkinan neutron menyebabkan fisi lebih lanjut pada atom bahan bakar, sehingga memungkinkan reaksi berantai yang terkendali dan berkelanjutan dalam reaktor termal.

Fungsi Moderator
 Perlambatan Neutron: Neutron yang dilepaskan dari reaksi fisi awal memiliki energi yang sangat tinggi (neutron cepat). Neutron ini cenderung tidak efisien untuk menyebabkan fisi lagi pada bahan bakar seperti Uranium-235. Moderator mengurangi energi kinetik neutron tersebut melalui tumbukan, mengubahnya menjadi neutron termal yang memiliki probabilitas lebih tinggi untuk diserap oleh inti bahan bakar dan memicu fisi lebih lanjut. 
 Mempertahankan Reaksi Berantai: Dengan memperlambat neutron, moderator memastikan bahwa neutron akan ditangkap dan menyebabkan lebih banyak fisi, sehingga reaksi berantai dapat terus berlangsung secara berkelanjutan dan terkendali. 
 Meningkatkan Efisiensi: Neutron yang diperlambat lebih efisien dalam menyebabkan fisi, memungkinkan reaktor menggunakan bahan bakar dengan tingkat pengayaan uranium yang lebih rendah atau bahkan uranium alami dalam beberapa kasus.

Sebagian besar reaktor nuklir yang beroperasi saat ini adalah reaktor termal yang membutuhkan moderator. Moderator memungkinkan reaktor untuk mempertahankan reaksi berantai secara efisien dengan mengubah neutron cepat menjadi neutron termal.

 Reaktor moderator air 
Reaktor moderator air adalah reaktor nuklir yang menggunakan air (air ringan atau air berat) sebagai moderator untuk memperlambat neutron dan menjaga reaksi berantai fisi tetap berlangsung, serta berfungsi sebagai pendingin. Contohnya adalah Reaktor Air Bertekanan (PWR), yang menjaga air tetap cair dan sangat panas, dan Reaktor Air Mendidih (BWR), yang membiarkan air mendidih di dalam teras reaktor.

Neutron yang dihasilkan dari reaksi fisi bergerak sangat cepat (neutron cepat). Air, yang kaya akan atom hidrogen, dapat memperlambat neutron ini dengan cara bertumbukan dengannya. Dengan memperlambat neutron menjadi neutron termal, kemungkinan neutron tersebut diserap dan memicu fisi pada atom uranium lain menjadi lebih besar, sehingga reaksi berantai dapat terus berlangsung. Air juga berperan sebagai pendingin, menyerap panas yang dihasilkan dari reaksi fisi di teras reaktor dan mengeluarkannya untuk digunakan menghasilkan listrik.

Jenis-jenis Reaktor Moderator Air
 Reaktor Air Bertekanan (Pressurized Water Reactor - PWR), menggunakan air ringan (air biasa) sebagai moderator dan pendingin. Air dalam teras reaktor dijaga dalam tekanan tinggi (sekitar 150 bar) untuk mencegahnya mendidih. Air panas yang dipompa keluar kemudian digunakan untuk memanaskan sumber air terpisah guna menghasilkan uap. 
 Reaktor Air Mendidih (Boiling Water Reactor - BWR), menggunakan air ringan sebagai moderator dan pendingin. Air dalam reaktor dididihkan langsung di dalam teras reaktor, menciptakan campuran uap dan air. Uap yang dihasilkan kemudian langsung dialirkan ke turbin untuk menghasilkan listrik. 
 Reaktor Air Berat (Heavy Water Reactor - HWR), menggunakan air berat (mengandung deuterium, isotop hidrogen yang lebih berat) sebagai moderator. Memiliki penyerapan neutron yang lebih rendah, memungkinkan penggunaan bahan bakar uranium alami (tanpa pengayaan) dan efisiensi neutron yang lebih baik.

 Reaktor moderator padat 
Reaktor moderator padat adalah jenis reaktor nuklir yang menggunakan bahan padat, seperti grafit, sebagai moderator untuk memperlambat neutron yang dihasilkan dari reaksi fisi. Berbeda dengan reaktor air ringan yang menggunakan air cair, reaktor moderator padat, seperti reaktor tipe RBMK atau Reaktor Berpendingin Gas Canggih (AGCR), mengintegrasikan bahan bakar nuklir dalam inti yang dikelilingi oleh blok-blok grafit padat untuk menciptakan reaksi berantai yang stabil.

Saat inti atom uranium mengalami fisi, ia akan melepaskan neutron yang bergerak sangat cepat (neutron cepat). Neutron cepat ini tidak efisien untuk menyebabkan fisi lebih lanjut. Oleh karena itu, mereka melewati moderator padat (misalnya, grafit). Tumbukan dengan atom-atom grafit akan mengurangi energi kinetik neutron, mengubahnya menjadi neutron termal (neutron lambat). Neutron termal memiliki probabilitas yang lebih tinggi untuk diserap oleh inti atom lain dan memicu reaksi fisi lebih lanjut, sehingga mempertahankan reaksi berantai yang terkendali.

Contoh Reaktor dengan Moderator Padat: 
 Reaktor RBMK: Salah satu desain reaktor yang menggunakan grafit sebagai moderator padat dan air sebagai pendingin.
 Reaktor Berpendingin Gas Canggih (AGCR): Menggunakan inti yang terbuat dari grafit padat sebagai moderator, dengan gas karbon dioksida sebagai pendingin yang menghilangkan panas.

Grafit adalah moderator yang efektif karena dapat memperlambat neutron secara efisien. Desain dengan moderator padat memungkinkan variasi dalam penggunaan bahan bakar dan sistem pendinginan, seperti penggunaan gas atau air.

 Reaktor moderator logam cair 
Reaktor moderator logam cair adalah reaktor nuklir yang menggunakan logam cair sebagai pendingin dan/atau moderator, beroperasi pada spektrum neutron cepat (tidak menggunakan moderator untuk memperlambat neutron) dan dapat mempertahankan reaksi berantai nuklir secara efisien. Reaktor ini menawarkan potensi kepadatan daya tinggi, kemampuan keselamatan pasif, serta siklus bahan bakar yang fleksibel dan berpotensi mandiri. Contoh logam cair yang umum digunakan adalah natrium cair dan logam cair lainnya seperti timbal.

Dalam reaktor ini, logam cair yang digunakan sebagai pendingin tidak berfungsi sebagai moderator (yaitu, tidak memperlambat neutron cepat), justru menjaga spektrum neutron tetap cepat untuk reaksi fisi yang efisien. Logam cair memiliki perpindahan panas yang baik, dapat beroperasi pada suhu tinggi, dan memiliki tekanan sistem yang rendah, memungkinkan reaktor beroperasi lebih efisien. Dengan tidak adanya moderator, neutron yang dihasilkan dari fisi dapat terus menyebabkan fisi lebih lanjut pada bahan bakar, termasuk bahan bakar yang kurang kaya atau bahkan bahan bakar sisa (bekas). Reaktor jenis ini sering digunakan sebagai reaktor pembiak cepat (fast breeder reactor) untuk mengubah bahan fisil menjadi bahan bakar yang dapat difisi, seperti plutonium-239. 
Keunggulan Reaktor Moderator Logam Cair. Reaktor ini enghasilkan energi dalam volume yang relatif kecil. Memiliki kemampuan keselamatan pasif, di mana reaktor dapat beroperasi dengan aman bahkan dalam kondisi tertentu tanpa intervensi manusia. Mampu beroperasi dengan berbagai siklus bahan bakar, termasuk memanfaatkan bahan bakar nuklir bekas atau bahkan bahan bakar terdeplesi (kurang kaya uranium). Memungkinkan penggunaan bahan bakar dengan lebih efisien dan berpotensi untuk siklus bahan bakar tertutup.

Reaktor berpendingin logam cair pertama kali digunakan dalam aplikasi kapal selam nuklir. Reaktor ini terus dikembangkan untuk pembangkit listrik tenaga nuklir, dengan berbagai desain yang sedang diteliti dan diterapkan di berbagai negara.

 Reaktor pendingin gas 
Reaktor moderator gas adalah jenis reaktor nuklir yang menggunakan gas (seperti karbon dioksida atau helium) sebagai pendingin dan grafit sebagai moderator untuk memperlambat neutron, sehingga memungkinkan terjadinya reaksi berantai nuklir secara efisien. Contoh jenis reaktor ini adalah reaktor berpendingin gas (GCR), termasuk reaktor gas lanjutan (AGR) dan reaktor berpendingin gas suhu tinggi (HTGR).

Grafit digunakan untuk memperlambat neutron cepat yang dihasilkan dari fisi atom, mengubahnya menjadi neutron termal yang lebih mungkin menyebabkan reaksi fisi nuklir lebih lanjut. Gas seperti karbon dioksida atau helium bersirkulasi melalui inti reaktor untuk menyerap panas yang dihasilkan dari reaksi nuklir. Panas dari gas kemudian ditransfer ke penukar panas (heat exchanger) untuk mengubah air menjadi uap, yang kemudian menggerakkan turbin untuk menghasilkan listrik. Reaktor ini bisa menggunakan uranium alam atau uranium yang diperkaya sebagai bahan bakar.  Batang kendali, seringkali menggunakan boron, dimasukkan ke dalam moderator untuk menyerap neutron dan mengendalikan laju reaksi.

Jenis dan Penggunaan
 Reaktor Berpendingin Gas (GCR): Ini adalah kategori luas yang menggunakan grafit sebagai moderator dan CO2 atau helium sebagai pendingin. 
 Reaktor Gas Lanjutan (AGR): Sebuah pengembangan dari GCR, menggunakan moderator grafit, CO2 sebagai pendingin, dan uranium oksida yang sedikit diperkaya sebagai bahan bakar. 
 Reaktor Berpendingin Gas Suhu Tinggi (HTGR): Jenis reaktor ini mencapai suhu keluaran yang sangat tinggi, menggunakan grafit sebagai moderator dan helium sebagai pendingin, dengan potensi aplikasi seperti produksi hidrogen atau panas proses.

Reaktor ini dirancang untuk operasi yang efisien dan memungkinkan pengembangan bahan bakar nuklir tanpa bergantung pada pasokan uranium yang diperkaya dari negara lain.

 Moderator reaktor nuklir Generasi IV 
Reaktor nuklir Generasi IV tidak memiliki satu pun jenis moderator air; justru, beberapa desainnya menggunakan moderator (seperti grafit pada reaktor VHTR dan MSR) atau tidak menggunakan moderator sama sekali (pada reaktor spektrum cepat seperti SFR dan LFR) untuk mencapai efisiensi yang lebih tinggi dan operasi pada suhu yang lebih panas. Enam jenis reaktor Generasi IV yang sedang diteliti adalah Reaktor Cepat Berpendingin Gas (GFR), Reaktor Cepat Berpendingin Timbal (LFR), Reaktor Garam Cair (MSR), Reaktor Cepat Berpendingin Natrium (SFR), Reaktor Berpendingin Air Superkritis (SCWR), dan Reaktor Gas Suhu Tinggi (VHTR).

Jenis Reaktor Generasi IV Berdasarkan Moderator:
 Menggunakan Moderator (Spektrum Termal/Epitermal) Reaktor Gas Suhu Tinggi (VHTR) menggunakan moderator grafit untuk memperlambat neutron dan mampu beroperasi pada suhu sangat tinggi. Reaktor Garam Cair (MSR) dapat menggunakan grafit sebagai moderator dan juga berfungsi sebagai moderator dan pendingin dengan bahan bakar yang dilarutkan dalam garam. 
 Tidak Menggunakan Moderator (Spektrum Cepat) Reaktor Cepat Berpendingin Natrium (SFR) menggunakan pendingin natrium cair dan tidak memerlukan moderator karena beroperasi pada spektrum neutron cepat. Reaktor Cepat Berpendingin Timbal (LFR) menggunakan timbal cair sebagai pendingin dan beroperasi pada spektrum neutron cepat. Reaktor Cepat Berpendingin Gas (GFR) beroperasi pada spektrum neutron cepat dan menggunakan gas helium sebagai pendingin.

Tujuan Utama Reaktor Generasi IV:
 Reaktor Generasi IV dirancang untuk mencapai peningkatan dalam beberapa area dibandingkan dengan reaktor generasi sebelumnya: 
 Peningkatan Keselamatan: Desain yang lebih aman dengan keselamatan inheren. 
 Efisiensi Energi yang Lebih Tinggi: Beroperasi pada suhu yang lebih tinggi untuk menghasilkan lebih banyak energi yang dapat digunakan. 
 Pengelolaan Limbah: Mampu membakar limbah transuranik dan memanfaatkan siklus bahan bakar tertutup. 
 Keekonomisan dan Keberlanjutan: Meningkatkan daya saing ekonomi dan keberlanjutan penggunaan bahan bakar nuklir.

 Pressurizer 
Pressurizer pada reaktor nuklir (khususnya PWR) adalah tangki besar untuk mengontrol tekanan sistem pendingin primer agar air tidak mendidih, dengan mengandalkan perubahan fase air-uap yang membantu menjaga stabilitas tekanan dalam prosesnya.

Pressurizer adalah komponen silinder besar di dalam sistem pendingin reaktor air bertekanan (PWR). Fungsinya adalah menjaga tekanan konstan di dalam sistem pendingin utama (pendingin primer).

Pressurizer berisi air cair di bagian bawah dan uap di bagian atas. Jika tekanan sistem turun, sebagian air di dalam pressurizer akan menguap menjadi uap, meningkatkan tekanan kembali ke tingkat yang diinginkan. Jika tekanan sistem naik, sebagian uap akan mengembun kembali menjadi air, sehingga menurunkan tekanan dan menjaga stabilitas. Pemanas listrik di dalam pressurizer juga digunakan untuk meningkatkan tekanan jika perlu, sedangkan katup semprot digunakan untuk menurunkan tekanan dengan cara mendinginkan uap.

Tujuannya adalah menjaga pendingin (air) di dalam reaktor tetap dalam keadaan cair meskipun temperaturnya sangat tinggi, sekitar 325 °C atau lebih. Dengan mengontrol tekanan secara pasif (melalui uap), pressurizer membantu menstabilkan sistem dan menyerap perubahan volume air dengan lembut. Pressurizer adalah ciri khas dari reaktor air bertekanan (PWR) dan membedakannya dari jenis reaktor lain seperti reaktor air mendidih (BWR).

 Pengaman reaktor 
kanan|thumb|300px|HPCI dan LPCI sebagai bagian dari ECCS aktif
kanan|thumb|300px|ECCS Pasif
Pengaman reaktor adalah sistem keselamatan multifaset yang dirancang untuk mencegah kecelakaan dan melindungi masyarakat dari pelepasan radioaktif, meliputi desain reaktor yang kuat, sistem kontrol dan pemantauan, pelindung fisik (bejana reaktor, kontainmen), sistem pendingin darurat, dan prosedur keselamatan operasional. Keselamatan ini dibangun berdasarkan prinsip pertahanan berlapis dengan lima lapis pada PLTN dan mematuhi standar Badan Tenaga Atom Internasional (IAEA).

Bejana Reaktor adalah lapisan pelindung pertama di sekitar bahan bakar, dirancang untuk menahan radiasi dan tekanan tinggi. Batang Kendali untuk menghentikan reaksi secara cepat. Transmitter (Suhu, Tekanan, Level) sensor untuk memantau parameter reaktor dan memicu alarm. Sistem Alarm memberikan notifikasi kepada operator saat parameter melewati batas aman, memungkinkan respons cepat. Sistem Pendinginan Darurat memastikan reaktor tetap dingin dan mencegah decay heat (panas sisa) dari reaktor mati.

Sistem Pendinginan Pasif menggunakan prinsip alami seperti konveksi untuk mendinginkan reaktor tanpa memerlukan daya listrik luar. Kontainmen (Struktur Pengaman) merupakan struktur yang dirancang untuk menahan potensi pelepasan zat radioaktif ke lingkungan, seperti pada Kubah Pengaman Baru Chernobyl. Sistem Pemantauan Kontainmen mengukur parameter seperti radiasi, tekanan, dan suhu di dalam struktur kontainmen untuk mendeteksi anomali.

Konsep keselamatan Berlapis yang menerapkan beberapa lapis pertahanan untuk mengisolasi bahan radioaktif dan mencegah dampak kecelakaan. IAEA (Badan Tenaga Atom Internasional) adalah organisasi internasional yang menerbitkan standar dan pedoman keselamatan untuk reaktor nuklir di seluruh dunia. Adaptasi praktik keamanan siber dari sektor lain untuk reaktor nuklir modern guna melindungi dari ancaman digital.

 Pengaman inti reaktor 
Pengaman inti reaktor adalah sistem keselamatan berlapis untuk mencegah pelepasan radiasi dari inti reaktor nuklir, yang terdiri dari penghalang fisik (bahan bakar, batang bahan bakar, bejana reaktor, dan bangunan penahan/kontainment) dan sistem keselamatan aktif/pasif yang mengendalikan reaktivitas dan mendinginkan inti. Tujuannya adalah menahan zat radioaktif, mendinginkan bahan bakar, dan mengendalikan reaktivitas reaksi fisi nuklir secara aman.

Bahan bakar uranium padat (pelet keramik) dikemas dalam tabung logam tertutup (batang bahan bakar), yang mampu menahan suhu sangat tinggi. Bejana Reaktor adalah lapisan baja yang menahan tekanan tinggi dan suhu ekstrem untuk melindungi inti reaktor. Bangunan Penahan (Kontainment) merupakan struktur beton berlapis baja yang kokoh untuk mencegah kebocoran dan menahan radiasi serta tekanan dari kecelakaan reaktor.

Batang Kendali vertikal (seringkali dari boron) yang menyerap neutron untuk mengontrol laju reaksi fisi. 
Pendinginan: Pendingin (Coolant) berupa cairan (biasanya air) yang bersirkulasi untuk menyerap panas dari inti reaktor dan memindahkannya ke luar. Sistem Pendingin Pasif adalah sistem keselamatan yang bekerja secara alami menggunakan prinsip fisika untuk mendinginkan reaktor tanpa bantuan daya eksternal, seperti pada Reaktor Garam Cair (MSR). Detektor Inti dipasang di dalam inti untuk mengukur fluks neutron, suhu, dan parameter fisi lainnya. Detektor Luar memantau radiasi, suhu, dan tekanan di luar inti reaktor di dalam bangunan penahan.

Tujuan pengaman adalah mengendalikan Reaktivitas juga memastikan reaksi fisi tetap dalam batas aman. Mencegah panas berlebih yang dapat merusak bahan bakar nuklir. Menjaga agar produk fisi radioaktif tetap berada di dalam inti reaktor dan tidak dilepaskan ke lingkungan.

 Pengaman radiasi 
Pengaman radiasi reaktor menggunakan material berbeda untuk menangkal jenis radiasi yang berbeda: kertas atau pakaian untuk radiasi alfa, plastik atau aluminium tipis untuk radiasi beta, dan timbal atau beton tebal untuk radiasi gamma, sementara air, beton khusus, atau polietilena digunakan untuk radiasi neutron yang sangat merusak.

 Partikel alfa adalah inti atom yang besar dan bermuatan positif, sehingga mudah dihentikan. Bahan Perisai adalah ertas, pakaian, atau lapisan luar kulit. Partikel alfa kehilangan energi dengan cepat dan tidak bisa menembus benda kecil seperti kertas atau pori-pori kulit. 
 Radiasi partikel beta adalah elektron yang bermuatan negatif dengan massa lebih kecil dari partikel alfa, sehingga lebih dapat menembus. Bahan Perisai berupa plastik, aluminium tipis, atau kayu. Perisai yang relatif tipis cukup untuk menghentikan partikel beta dan mencegahnya menembus ke jaringan yang lebih dalam. 
 Radiasi Gamma adalah foton energi tinggi, bukan partikel, yang sangat sulit dihentikan karena tidak memiliki massa atau muatan. Bahan Perisainya bahan padat seperti timbal, baja, atau beton tebal. Bahan-bahan ini menyerap energi foton gamma untuk memperlambat atau menghentikannya sebelum mencapai bagian tubuh yang sensitif. 
 Radiasi Neutron sangat energik dan merusak. Radiasi ini biasanya diserap dengan baik oleh material yang kaya hidrogen. Bahan Perisai adalah air, beton, polietilena berdensitas tinggi, atau parafin. Neutron dapat menabrak inti atom hidrogen, mentransfer energi, dan akhirnya berhenti setelah menyebabkan ionisasi.

Reaktor nuklir menggunakan struktur penahan beton bertulang yang masif untuk mengisolasi radiasi. Tangki air dan material lain yang kaya hidrogen sering digunakan untuk perlindungan terhadap neutron. Fungsi neutron dalam reaktor adalah mempertahankan reaksi berantai fisi nuklir untuk menghasilkan energi, baik untuk pembangkit listrik maupun untuk tujuan penelitian. Bahan bakar nuklir dibungkus dalam batang logam berongga untuk membantu mencegah interaksi radiasi dengan pendingin reaktor.

 Deteksi radiasi 
Untuk mendeteksi radiasi alfa, beta, gamma, dan neutron, peralatan yang berbeda dan metode pengukuran yang spesifik diperlukan karena setiap jenis radiasi memiliki sifat yang berbeda. Pencacah Geiger dapat mendeteksi alfa dan beta (dan secara tidak langsung gamma), detektor semikonduktor mengukur gamma dan energinya, sementara detektor khusus digunakan untuk neutron. Alat seperti monitor portabel dan detektor pribadi juga tersedia untuk jenis radiasi tertentu dan pemantauan area.

 Radiasi Alfa memiliki daya tembus rendah dan sulit menembus kertas atau pori-pori kulit. Alat Deteksi berupa monitor kontaminasi permukaan portabel (seperti AB3210) dapat mendeteksi kontaminasi alfa pada permukaan. Pencacah Geiger juga dapat digunakan. 
 Radiasi Beta memiliki daya tembus lebih besar dari alfa, mampu menembus kertas dan bagian luar kulit. Pencacah Geiger adalah alat umum untuk mendeteksi radiasi beta. Monitor portabel juga efektif. 
 Radiasi Gamma memiliki daya penetrasi yang jauh lebih baik dan dapat menembus material padat. Detektor semikonduktor (menggunakan kristal germanium) bisa mengukur radiasi gamma dan energinya. Pencacah Geiger dapat mendeteksi gamma, tetapi kurang andal. Detektor sintilasi juga dapat digunakan. 
 Radiasi Neutron membutuhkan detektor khusus karena sifatnya yang netral dan kemampuannya menembus. Detektor neutron energi luas (seperti WENDI FHT762) digunakan untuk mengukur laju dosis neutron. Detektor sintilasi juga bisa mendeteksi neutron.

Alat-alat ini bekerja berdasarkan prinsip ionisasi. Ketika radiasi pengion memasuki tabung (misalnya tabung Geiger-Müller), ia akan mengionisasi atom gas di dalamnya, menghasilkan lonjakan arus listrik yang kemudian dideteksi dan ditampilkan sebagai jumlah partikel. Detektor lain seperti semikonduktor dan sintilasi menghasilkan sinyal listrik atau cahaya yang kemudian dikonversi menjadi sinyal listrik untuk pengukuran.

Alat deteksi radiasi alpha, beta, gamma, dan neutron terutama menggunakan tabung Geiger-Müller (GM) untuk mendeteksi radiasi jenis α, β, dan γ, dengan beberapa model juga mampu mendeteksi neutron, dan semua ini dilakukan secara digital untuk pembacaan yang akurat dan mudah. Pencacah Geiger-Müller menghitung partikel alfa, beta, dan gamma (kurang andal). Monitor mengukur kontaminasi alfa dan beta pada permukaan. Detektor Radiasi Pribadi (PRD) adalah detektor gamma dan/atau neutron yang dapat dikenakan, memberikan alarm pada tingkat radiasi tinggi. Monitor Area digunakan untuk pemantauan radiasi berkelanjutan, seperti dalam pemantauan area sekitar atau di pabrik yang mendaur ulang logam.

Untuk memantau radiasi alfa, beta, gamma, dan neutron, pertimbangkan Ranger EXP untuk deteksi semua jenis, RAD100 atau MONITOR 4/4EC untuk survei serbaguna, dan TruDose EPD jika Anda membutuhkan dosimeter pribadi yang mendeteksi gamma, beta, dan neutron. Pemilihan bergantung pada kebutuhan Anda, apakah untuk pemantauan lingkungan, keamanan, atau paparan pribadi.

 Bejana reaktor 
upright=1.5|thumb|Skema diagram Advanced Gas-cooled Reactor. Catatan bahwa penukar panas heat exchanger terdiri dari beton bertulang baca yang dikombinasi dengan bejana tekan dan perisai radiasi. 
upright=1.5|thumb|Ukuran reaktor AGR dibandingkan dengan teknologi reaktor lain.Bejana reaktor adalah wadah baja tebal yang berfungsi sebagai tempat reaksi kimia atau nuklir berlangsung, dan juga sebagai penahan bahan radioaktif. Dalam pembangkit listrik tenaga nuklir, bejana ini menampung bahan bakar dan pendingin, menjaga keselamatan dengan bertindak sebagai penghalang terhadap radiasi dan material berbahaya. Bejana reaktor harus dirancang dengan standar teknis tinggi, terbuat dari material kuat seperti baja tahan karat, dan dilengkapi dengan berbagai fitur keselamatan untuk mencegah kebocoran atau ledakan.

Fungsi Utama sebagai tempat berlangsungnya reaksi kimia atau nuklir dalam reaktor nuklir juga sebagai penghalang utama yang menahan bahan bakar nuklir dan material radioaktif. Penahan kondisi ekstrem seperti tekanan dan suhu tinggi selama operasi reaktor.

Terbuat dari material yang sangat kuat dan tahan lama, sering kali menggunakan baja karbon atau stainless steel. Desain harus memenuhi standar dan kode teknis yang ketat untuk menjamin keamanannya, seperti standar ASME VIII. Inspeksi Rutin dan berkala oleh teknisi bersertifikat untuk mencegah potensi kecelakaan akibat kebocoran atau ledakan. Dalam nuklir, bejana ini merupakan bagian penting dari sistem penghalang keselamatan untuk mencegah pelepasan radiasi ke lingkungan.

 Bejana reaktor nuklir horizontal 
Bejana reaktor nuklir horizontal pada PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor) seperti CANDU adalah struktur silinder horizontal yang disebut Kalandria, yang berisi moderator air berat suhu dan tekanan rendah, serta tabung tekanan horizontal yang menampung bundel bahan bakar nuklir dan pendingin. Desain ini memfasilitasi pengisian bahan bakar ulang saat reaktor beroperasi dan memungkinkan penggunaan uranium alam sebagai bahan bakar.

Kalandria (Bejana Kalandria) berupa wadah utama reaktor yang berorientasi horizontal dan menampung moderator air berat. Moderator Air Berat berfungsi untuk memperlambat neutron agar reaksi fisi dapat berkelanjutan. Air berat digunakan karena efisiensinya yang tinggi dalam memoderasi neutron dan penyerapan neutron yang rendah, sehingga memungkinkan penggunaan uranium alam. Tabung-tabung konsentris yang membentang secara horizontal melalui kalandria. Susunan Bundel Bahan Bakar dari pelet bahan bakar uranium dalam tabung zirkaloy, yang ditempatkan di dalam saluran bahan bakar di tabung tekanan. Pendingin mengalir melalui saluran bahan bakar di dalam tabung tekanan untuk memindahkan panas dari reaktor. Desain horizontal memungkinkan pengisian ulang bahan bakar secara terus-menerus saat reaktor sedang beroperasi, yang meningkatkan ketersediaan daya reaktor. Kemampuan untuk menggunakan uranium alam yang tidak perlu diperkaya merupakan keuntungan ekonomis dan praktis dari reaktor PHWR.

 Bejana reaktor RBMK 
Bejana reaktor nuklir RBMK berbeda dari bejana reaktor standar, karena tidak berupa satu bejana tunggal yang menutupi inti reaktor. Sebaliknya, reaktor RBMK memiliki rakitan bahan bakar dalam saluran-saluran individual yang ditempatkan di dalam blok moderator grafit yang besar, dengan air mendidih langsung di saluran tersebut sebagai pendingin.

Bahan bakar uranium ditempatkan dalam rakitan bahan bakar yang kemudian dimasukkan ke dalam tabung-tabung tekanan vertikal (saluran bahan bakar Tekanan Individual).  Saluran-saluran ini disusun di dalam blok moderator grafit yang masif, yang bertindak sebagai moderator. Air biasa digunakan sebagai pendingin, mengalir ke atas melalui saluran dan mendidih langsung di dalamnya. Pengisian Ulang On-Load, desain modular ini memungkinkan pengisian ulang bahan bakar saat reaktor beroperasi, karena saluran bahan bakar dapat diangkat secara individual.

Berbeda dengan reaktor lain yang menggunakan satu bejana tekan besar yang menampung seluruh inti reaktor, RBMK menggunakan sistem saluran individu. Penggunaan moderator grafit sebagai pengganti air untuk memoderasi neutron adalah ciri khas desain RBMK. Desain RBMK sangat kompleks dan unik karena modularitasnya, dengan inti reaktor yang terdiri dari banyak saluran individual. Desain inilah yang berkontribusi pada masalah umpan balik positif yang dapat muncul selama pendidihan air berlebih, yang memainkan peran dalam kecelakaan Chernobyl,

 Penghalang bahan bakar 
Penghalang bahan bakar reaktor adalah struktur dan material yang dirancang untuk mencegah pelepasan produk fisi dan radioaktif ke lingkungan dari bahan bakar nuklir. Penghalang ini meliputi tabung selubung (cladding) pada batang bahan bakar itu sendiri, elemen bakar seperti partikel berlapis TRISO pada reaktor HTGR, tangki pengungkung, dan gedung reaktor.

Penghalang bahan bakar bekerja melalui beberapa tingkatan untuk memastikan keamanan reaktor. Tabung Selubung (Cladding) adalah lapisan terluar yang membungkus pelet bahan bakar di dalam batang bahan bakar (fuel rod). Fungsinya adalah menahan tekanan internal dan eksternal, serta mencegah pelepasan produk fisi berbahaya. Pada reaktor seperti HTGR (High-Temperature Gas-cooled Reactor), elemen bakar terdiri dari partikel-partikel yang sangat kuat dan berlapis (disebut partikel TRISO), yang juga berfungsi sebagai penghalang pertama untuk produk fisi. Reaktor suhu tinggi dirancang dengan penghalang ganda untuk mencegah keluarnya produk fisi ke lingkungan. Ini termasuk: 
 Coating bahan bakar: Lapisan di sekitar partikel bahan bakar. 
 Sistem pendingin: Mengalirkan panas dan menjaga suhu reaktor. 
 Tangki pengungkung: Penghalang tambahan yang menahan produk fisi dan mencegah masuknya udara yang dapat bereaksi dengan material reaktor. 
 Gedung reaktor: Struktur utama yang melingkupi seluruh komponen reaktor.

Material yang digunakan sebagai penghalang harus tahan terhadap kondisi ekstrem reaktor, seperti suhu tinggi dan radiasi. Contoh material yang digunakan meliputi: 
 Paduan logam: Digunakan untuk material cladding. 
 Partikel berlapis (TRISO): Material yang digunakan pada reaktor HTGR, termasuk lapisan IPyC, SiC, dan OPyC. 
 Beton dan baja: Digunakan pada kolam dan tong kering untuk menyimpan bahan bakar bekas, berfungsi sebagai penghalang radiasi.

 Bangunan penahan 
300px|jmpl|Gambar NRC bangunan penahanan dari reaktor air bertekanan
300px|jmpl| Angra Nuclear Power Plant, Brazil
Bangunan penahan (containment building) adalah struktur pelindung di sekitar reaktor nuklir yang bertugas sebagai penghalang terakhir untuk mencegah pelepasan bahan radioaktif ke lingkungan jika terjadi kecelakaan atau kegagalan pada reaktor. Bangunan ini umumnya terbuat dari beton bertulang baja yang tebal dan dirancang untuk menahan tekanan, suhu tinggi, serta ancaman eksternal seperti gempa bumi, tornado, dan benturan pesawat.

Fungsi utamanya adalah menampung dan mengisolasi zat radioaktif agar tidak menyebar ke lingkungan. Melindungi reaktor dan komponen pembangkit nuklir dari bencana alam dan kejadian yang disebabkan oleh manusia. Memberikan perisai tambahan terhadap radiasi, menjaga keselamatan operator dan lingkungan.

Umumnya terbuat dari beton bertulang baja dengan ketebalan yang signifikan untuk kekuatan struktural yang tinggi. Beberapa desain menggunakan lapisan baja di bagian dalam untuk mencegah kebocoran. 
Sistem Kedap Udara: Selama operasi normal, bangunan ini kedap udara, dengan personel yang masuk melalui pintu kedap udara untuk pemeliharaan. Dirancang untuk menahan kondisi ekstrem yang mungkin terjadi akibat kecelakaan. Mampu menahan kekuatan akibat gempa bumi, tornado, dan benturan pesawat. Wajib menjalani uji tingkat kebocoran di Amerika Serikat untuk memastikan kinerja kedap udaranya.

Keberadaan bangunan penahan sangat krusial untuk keselamatan reaktor nuklir. Kecelakaan Chernobyl, misalnya, dianggap sangat buruk sebagian karena reaktor RBMK Soviet pada saat itu tidak memiliki bangunan penahan yang memadai, yang seharusnya berfungsi sebagai pertahanan terakhir.

 Pendingin Reaktor 
Pendingin Reaktor merupakan komponen penting untuk menghilangkan panas dari inti reaktor nuklir dan mentransfernya untuk menghasilkan energi listrik atau tujuan lain, seperti penelitian. Sistem ini menggunakan fluida pendingin (seperti air, logam cair, atau gas) yang bersirkulasi untuk menyerap panas, lalu mengalirkannya ke generator uap atau penukar panas, dan akhirnya dibuang ke lingkungan melalui menara pendingin.

Fungsi Utama Sistem Pendingin Reaktor
 Menghilangkan Panas: Fungsi utamanya adalah untuk menyerap panas yang dihasilkan dari reaksi fisi nuklir di teras reaktor. 
 Mengubah Panas Menjadi Energi: Panas yang diserap kemudian dialirkan ke generator uap untuk menghasilkan uap, yang kemudian menggerakkan turbin dan menghasilkan listrik. 
 Mencegah Pemanasan Berlebih: Sistem ini memastikan reaktor tetap beroperasi pada suhu yang aman dengan mencegah pemanasan berlebih dan kerusakannya.

600px|jmpl|pus|Diagram skema yang menunjukkan perbedaan antara desain Pool dan Loop dari reaktor cepat berpendingin logam cair
600px|jmpl|pus|Pool type sodium-cooled fast reactor (SFR)

Inti Reaktor adalah bagian di mana reaksi fisi terjadi dan panas dihasilkan. Fluida Pendingin adalah zat yang bersirkulasi di inti reaktor untuk menyerap panas. Contohnya termasuk air, air berat, udara, karbon dioksida, helium, dan logam cair. Pompa digunakan untuk mengalirkan fluida pendingin secara terus-menerus di dalam sistem. Generator Uap memindahkan panas dari pendingin primer ke sistem sekunder untuk menghasilkan uap. Menara Pendingin membantu membuang panas yang berlebih dari sistem ke lingkungan.

Pada Sistem Sirkuit Ganda, pendingin primer menyerap panas dari reaktor, lalu mentransfernya ke generator uap untuk menghasilkan uap. Uap ini kemudian bisa langsung memutar turbin. Pada Sistem Sirkuit Tunggal, pendingin itu sendiri (misalnya, uap air atau gas) dapat langsung digunakan untuk menggerakkan turbin. Reaktor Riset sistemnya lebih sederhana karena tujuannya adalah penelitian, bukan pembangkit listrik, dan panas yang dihasilkan dibuang langsung ke air atau udara.

Jenis-jenis pendingin reaktor yang utama adalah air (ringan/berat), gas (helium/CO2), logam cair (natrium/timbal), dan garam cair. Reaktor yang menggunakan jenis pendingin yang berbeda memiliki desain, suhu operasi, dan tujuan yang berbeda pula, seperti Reaktor Air Bertekanan (PWR) yang menggunakan air ringan, atau Reaktor Berpendingin Gas (GCR) yang menggunakan gas helium atau CO2.

Berikut adalah jenis-jenis reaktor berdasarkan pendinginnya:
 Reaktor Berpendingin Air Ringan (Light Water Reactors - LWR), menggunakan air bertekanan tinggi sebagai pendingin dan moderator, mencegah air mendidih dalam reaktor. 
 Boiling Water Reactor (BWR, menggunakan air sebagai pendingin dan moderator, tetapi air diizinkan mendidih di dalam reaktor untuk menghasilkan uap. 
 Reaktor Berpendingin Air Berat (Heavy Water Reactors - HWR), menggunakan air berat (yang mengandung deuterium) sebagai pendingin dan moderator, seperti pada reaktor CANDU. 
 Reaktor Berpendingin Gas (Gas-Cooled Reactors - GCR), menggunakan gas seperti karbon dioksida atau helium sebagai pendingin. Contohnya adalah Very-high-temperature reactor (VHTR) atau High-temperature gas-cooled reactor (HTGR), yang dapat mencapai suhu sangat tinggi dan menggunakan helium sebagai pendingin. 
 Reaktor Berpendingin Logam Cair (Liquid Metal Fast Reactors - LMFR) menggunakan logam cair, seperti natrium, sebagai pendingin. 
 Reaktor Berpendingin Garam Cair (Molten Salt Reactors - MSR), menggunakan garam cair sebagai media pendingin dan terkadang sebagai bahan bakar.

Dalam desain reaktor nuklir, sistem pendingin primer terdapat dua jenis tata letak sirkuit pendingin utama: tipe loop (sirkuit tertutup) dan tipe pool (kolam terintegrasi).

Pada reaktor tipe loop, komponen-komponen utama sistem pendingin primer (seperti pompa pendingin, generator uap, dan pipa-pipa penghubung) terletak di luar bejana reaktor utama. Pendingin (umumnya air bertekanan tinggi pada Pressurized Water Reactor - PWR) dipompa melalui teras reaktor, menyerap panas, dan kemudian mengalir melalui pipa eksternal ke generator uap, di mana panas dipindahkan ke sirkuit sekunder. Air primer yang telah didinginkan kemudian kembali ke bejana reaktor untuk mengulangi siklus. Memerlukan jaringan perpipaan yang luas dan bejana tekan yang kuat untuk menahan tekanan tinggi, tetapi memungkinkan akses yang lebih mudah untuk pemeliharaan komponen eksternal.

Pada reaktor tipe pool (Kolam Terintegrasi), seluruh komponen sirkuit pendingin primer, termasuk teras reaktor, pompa, dan penukar panas (generator uap), ditempatkan di dalam satu bejana besar atau kolam yang berisi pendingin primer (biasanya natrium cair pada reaktor cepat atau air pada reaktor riset/penyimpanan bahan bakar bekas). Panas dipindahkan dari teras reaktor ke pendingin primer di dalam kolam, yang kemudian bersirkulasi secara alami (konveksi alami) atau dipompa melalui penukar panas yang juga berada di dalam kolam. Desain ini sering kali menggunakan sirkuit perantara (intermediate loop) untuk memindahkan panas dari kolam primer ke sistem sekunder. Desainnya lebih kompak, menghilangkan risiko kebocoran pipa primer eksternal yang besar, dan menyediakan inersia termal yang besar (volume pendingin yang banyak) yang meningkatkan keamanan pasif alami.

 Pendingin reaktor tersier 
Pendingin reaktor tersier adalah sistem sirkuit pendingin ketiga yang terhubung secara termal dengan sirkuit primer dan sekunder reaktor, yang fungsinya adalah memindahkan panas dari sirkuit sekunder ke luar fasilitas, biasanya melalui menara pendingin, sehingga panas yang dihasilkan reaktor nuklir dapat dilepaskan ke udara sekitar melalui penguapan.

Sistem pendingin reaktor sering menggunakan tiga sirkuit terpisah namun terhubung secara termal untuk efisiensi dan keamanan. Sirkuit tersier tidak bersentuhan langsung dengan inti reaktor, melainkan berfungsi untuk mentransfer panas dari sirkuit sekunder. Panas dari sirkuit sekunder berpindah ke sirkuit tersier melalui penukar panas. Sirkuit tersier kemudian mengalirkan panas ke luar, di mana ia dilepaskan ke udara sekitar melalui proses penguapan di menara pendingin. Panas yang dihasilkan oleh reaktor dapat terus dilepaskan ke lingkungan secara efektif dan berkelanjutan. Memisahkan sirkuit pendingin secara hidraulik mengurangi risiko pelepasan kontaminan radioaktif dari sirkuit primer atau sekunder ke lingkungan. Menjaga suhu operasi reaktor dalam batas yang aman dengan cara membuang kelebihan panas secara terkendali.

 Menara pendingin reaktor 
jmpl|Hope Creek NPP
jmpl|Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Doel adalah salah satu dari dua pembangkit listrik tenaga nuklir di Belgia. Pembangkit ini memiliki empat reaktor. Lokasinya terletak di tepi Sungai Scheldt.
Menara pendingin reaktor adalah menara (seringkali berbentuk hiperboloid besar) yang berfungsi membuang panas ke atmosfer dari sistem pendingin reaktor. Menara ini bekerja dengan mendinginkan air sirkulasi melalui penguapan sebagian kecil air, melepaskan panas ke udara. Air panas dari reaktor tidak bersentuhan langsung dengan air di dalam menara, yang memisahkan sistem tertutup reaktor dari lingkungan luar.

Panas dari reaktor pertama-tama diserap oleh sistem pendingin primer, yang kemudian mentransfer panas tersebut ke sistem pendingin sekunder. Air panas dari sistem sekunder kemudian dipompa ke dalam menara pendingin. Saat air panas bersentuhan dengan udara dingin di dalam menara, sejumlah kecil air menguap. Proses penguapan ini menyerap panas dari air, menurunkan suhu air yang bersirkulasi di dalam menara. Air yang telah didinginkan kemudian dikembalikan ke dalam sistem untuk digunakan kembali.

Fungsi Menara Pendingin pada Reaktor antara lain menjaga suhu reaktor agar tetap stabil dengan membuang panas buangan proses ke atmosfer. Memastikan reaktor dapat beroperasi secara aman dan menjaga integritas teras reaktor melalui pengelolaan panas yang efektif. Menara pendingin bekerja dengan sistem pendingin sekunder, sementara air di reaktor tetap dalam sistem tertutup, terpisah dari air di menara pendingin.

Banyak menara pendingin reaktor memiliki bentuk hiperboloid yang unik. Awan yang terlihat di puncak menara adalah uap air bersih, bukan asap berbahaya, yang merupakan hasil dari proses penguapan.

 Bahan bakar nuklir 
Bahan bakar nuklir adalah semua jenis material yang dapat digunakan untuk menghasilkan energi nuklir, demikian bila dianalogikan dengan bahan bakar kimia yang dibakar untuk menghasilkan energi. Hingga saat ini, bahan bakar nuklir yang umum dipakai adalah unsur berat fissil yang dapat menghasilkan reaksi nuklir berantai di dalam reaktor nuklir; Bahan bakar nuklir dapat juga berarti material atau objek fisik (sebagai contoh bundel bahan bakar yang terdiri dari batang bahan bakar yang disusun oleh material bahan bakar, bisa juga dicampur dengan material struktural, material moderator atau material pemantul (reflector) neturon. Bahan bakar nuklir fissil yang sering digunakan adalah 235U dan 239Pu, dan kegiatan yang berkaitan dengan penambangan, pemurnian, penggunaan dan pembuangan dari material-material ini termasuk dalam siklus bahan bakar nuklir. Siklus bahan bakar nuklir penting adanya karena terkait dengan PLTN dan senjata nuklir.

Tidak semua bahan bakar nuklir digunakan dalam reaksi fissi berantai. Sebagai contoh, 238Pu dan beberapa unsur ringan lainnya digunakan untuk menghasilkan sejumlah daya nuklir melalui proses peluruhan radioaktif dalam generator radiothermal, dan baterai atom. Isotop ringan seperti 3H (tritium) digunakan sebagai bahan bakar fusi nuklir. Bila melihat pada energi ikat pada isotop tertentu, terdapat sejumlah energi yang bisa diperoleh dengan memfusikan unsur-unsur dengan nomor atom lebih kecil dari besi, dan memfisikan unsur-unsur dengan nomor atom yang lebih besar dari besi.

 Jenis bahan bakar nuklir 
Bahan bakar nuklir dapat berwujud padat, cair, dan bahkan gas, meskipun bahan bakar padat adalah yang paling umum digunakan. Berikut adalah rinciannya: 
 Bahan bakar padat adalah jenis bahan bakar nuklir yang paling sering digunakan pada reaktor komersial saat ini. 
 Uranium Dioksida (UO2): Bahan bakar ini berbentuk pelet keramik yang terbuat dari uranium yang diperkaya, biasanya U-235. Pelet ini kemudian dimasukkan ke dalam tabung paduan zirkonium untuk membentuk batang bahan bakar.
 Bahan Bakar Campuran Oksida (MOX): Bahan bakar ini menggabungkan plutonium dan uranium yang telah didaur ulang dari bahan bakar bekas, kemudian dibentuk menjadi pelet.
 Logam:  Sejarahnya, bahan bakar logam uranium murni digunakan pada beberapa reaktor generasi awal. Saat ini, beberapa reaktor cepat bereksperimen dengan paduan logam seperti uranium–zirkonium.
 Torium: Torium adalah alternatif yang dapat digunakan pada siklus bahan bakar nuklir, meskipun penggunaannya belum meluas seperti uranium.
 Bahan Bakar TRISO: Bahan bakar ini terdiri dari inti uranium, plutonium, atau torium yang dilapisi dengan beberapa lapisan bahan keramik untuk menahan produk fisi. Bahan bakar ini digunakan pada reaktor suhu tinggi. 
 Bahan bakar nuklir cair
 Garam Cair: Bahan bakar nuklir terlarut dalam campuran garam cair, seperti fluorida. Reaktor garam cair (MSR) menggunakan jenis bahan bakar ini.
 Larutan Uranyl: Garam uranyl yang dilarutkan dalam air. Jenis bahan bakar ini biasanya digunakan pada reaktor riset dan eksperimen.
 Paduan Logam Cair: Paduan logam cair, seperti paduan plutonium-galium, juga telah dieksperimenkan sebagai bahan bakar. 
 Bahan bakar nuklir gas jarang digunakan. Namun, penelitian awal telah mengeksplorasi penggunaan bahan bakar gas untuk reaksi nuklir. 
 Uranium Hexafluoride (UF6): Ini adalah senyawa uranium yang berbentuk gas. Meskipun tidak digunakan langsung sebagai bahan bakar pada reaktor komersial, UF6 merupakan bagian penting dari proses pengayaan uranium.

 Massa kritis 
jmpl|Atas: Bahan fisi terlalu kecil, sehingga neutron mudah lepas dan reaksi berantai tidak dapat berjalan sendiri.

Tengah: Dengan meningkatkan massa bola menjadi suatu titik yang disebut massa kritis, reaksi berantai jadi dapat berjalan sendiri.

Bawah: Membungkus bola tersebut dengan pemantul neutron meningkatkan efisiensi reaksi dan massa kritikal dapat dicapai dengan bola yang lebih kecil.
Dalam fisika nuklir, massa kritis atau massa genting adalah jumlah terkecil bahan fisi yang memungkinan reaksi nuklir berantai yang berkelanjutan. Massa kritikal suatu bahan fisi tergantung beberapa faktor, di antaranya sifat inti atomnya (terutama penampang nuklir), kepadatan, dan bentuk. Bahan berbentuk bola memiliki massa kritis paling kecil (sehingga lebih mudah menjadi bahan reaksi nuklir), karena bola memiliki perbandingan luas permukaan:volume paling rendah sehingga mengurangi lepasnya neutron yang menjadi perantara reaksi berantai.Principles Of Atomic (Fission) Weapons: Critical mass and the fissile core, Encyclopædia Britannica

Sebagai contoh, massa kritis bola uranium-235 murni adalah sekitar 47 kg, sedangkan untuk plutonium-239 kira-kira 10 kg.

Masa kritis reaktor adalah kondisi stabil ketika setiap atom uranium yang terbelah melepaskan jumlah neutron yang cukup untuk mempertahankan reaksi berantai fisi yang berkelanjutan, sehingga reaktor dapat beroperasi secara mandiri. Ini dicapai ketika jumlah neutron yang dilepaskan dalam satu generasi sama dengan jumlah neutron pada generasi sebelumnya.

Reaksi berantai nuklir tidak akan terjadi jika jumlah bahan fisil terlalu kecil (di bawah massa kritis) karena terlalu banyak neutron akan lolos tanpa menyebabkan fisi. Jika massa bahan fisil melebihi massa kritis (massa superkritis), reaksi fisi dapat terjadi dengan sangat cepat dan tidak terkendali, menimbulkan risiko ledakan atau pelepasan energi yang terlalu besar. Dalam pembangkit listrik tenaga nuklir, reaktor dioperasikan dalam keadaan "kritis" (setelah massa kritis tercapai) untuk menghasilkan panas secara stabil guna menghasilkan listrik. Namun, mereka menggunakan batang kendali dan material penyerap neutron untuk mengelola laju reaksi agar tetap aman dan terkendali.

Faktor yang Memengaruhi Massa Kritis
 Jenis Material Fisi: Bahan fisil yang berbeda memiliki massa kritis yang berbeda. 
 Bentuk: Bahan berbentuk bola memiliki massa kritis yang lebih kecil karena perbandingan luas permukaan dan volumenya rendah, sehingga lebih sedikit neutron yang lolos. 
 Pemantul Neutron: Material tambahan di sekitar bahan fisi dapat memantulkan kembali neutron yang lolos, meningkatkan efisiensi reaksi dan memungkinkan massa kritis tercapai dengan jumlah bahan yang lebih sedikit. 
 Pengayaan dan Kemurnian: Tingkat pengayaan bahan fisil (seperti uranium) dan kemurniannya juga memengaruhi massa kritis.

Kondisi Reaktor
Ada tiga kondisi dasar status reaktor berdasarkan jumlah neutron yang dilepaskan: 
 Subkritis (k_eff < 1): Jumlah neutron berkurang dari waktu ke waktu, sehingga reaksi berantai tidak dapat dipertahankan. 
 Kritis (k_eff = 1): Reaktor berada pada kondisi stabil, di mana populasi neutron konstan dan reaksi berantai berkelanjutan dengan laju yang sama. 
 Superkritis (k_eff > 1): Jumlah neutron meningkat, sehingga reaktivitas sistem bertambah dan daya reaktor meningkat.

 Bola polos 
Bentuk dengan massa kritis minimal adalah bola. Massa kritis bola polos pada kepadatan normal beberapa aktinida tercantum dalam tabel berikut. Sebagian besar informasi tentang massa bola polos dianggap rahasia, karena sangat penting untuk desain senjata nuklir, tetapi beberapa dokumen telah dideklasifikasi.

 Nuklida  Waktu paruh(y)  Massa kritis(kg)  Diameter(cm)  Ref uranium-233  159.200  15  11  Desain & Material Senjata Nuklir, Situs web Inisiatif Ancaman Nuklir. uranium-235  704.000.000  52  17   neptunium-236  153.000  7  8.7  Laporan Akhir, Evaluasi data keselamatan kekritisan nuklir dan batasan aktinida dalam transportasi, Republik Perancis, Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire, Département de Prévention dan d'étude des Accidents. neptunium-237  2.144.000  60  18  Bab 5, Masalah di masa depan? Neptunium 237 dan Amerisium Terpisah, Tantangan Pengendalian Material Fisil (1999), isis-online.org plutonium-238  87,7  9,04–10,07  9,5–9,9  Estimasi Massa Kritis yang Diperbarui untuk Plutonium-238, Departemen Energi AS: Kantor Informasi Ilmiah & Teknis plutonium-239  24.110  10  9,9   plutonium-240  6561  40  15   plutonium-241  14.33  12  10.5  Amory B. Lovins, Senjata nuklir dan plutonium reaktor daya, Nature, Vol. 283, No. 5750, hlm. 817–823, 28 Februari 1980 plutonium-242  375.000  75–100  19–21   americium-241  432,6  55–77  20–23   americium-242m  141  9–14  11–13   americium-243  7350  180–280  30–35   curium-243  29.1  7.34–10  10–11   kurium-244  18.11  13.5–30  12.4–16   kurium-245  8250  9,41–12,3  11–12   kurium-246  4700  39–70,1  18–21   kurium-247  15.600.000  6,94–7,06  9,9   berkelium-247  1380  75,7  11,8–12,2  Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire: "Evaluasi data keamanan kekritisan nuklir dan batasan aktinida dalam pengangkutan", hal. 16 berkelium-249  0,896  192  16.1-16.6   kalifornium-249  351  6  9   kalifornium-251  900  5.46  8.5   californium-252  2,645  2,73  6,9  Carey Sublette, Pertanyaan Umum Senjata Nuklir: Bagian 6.0 Material Nuklir 20 Februari 1999 einsteinium-254  0,755  9,89  7,1  

 Bola dengan tamper 

Massa kritis dapat dikurangi secara signifikan dengan penggunaan tamper. Tabel berikut mencantumkan nilai untuk reflektor neutron umum, dengan λtamp adalah lintasan bebas rata-rata neutron di dalam material tamper sebelum hamburan elastis. Dalam desain senjata nuklir, uranium alami terutama digunakan. Karbida tungsten awalnya digunakan dalam Little Boy.
Massa kritis minimum (kg)Tamperλtamp (cm)U-235Pu-239Aluminium5,59522,09,7Berilium oksida2,5498,63,7Timbal5,42621,39,3Karbida tungsten3,15911,34,9Uranium terdeplesi/Uranium-2384,34216,57,2

 Bahan fisil dan fertil 
Bahan fisil adalah material yang atomnya dapat membelah diri secara spontan dan menyerap neutron lambat untuk menghasilkan reaksi fisi nuklir yang berkelanjutan, seperti Uranium-235 dan Plutonium-239. Sebaliknya, bahan fertil adalah material yang tidak dapat langsung mengalami fisi dengan neutron lambat, tetapi dapat berubah menjadi bahan fisil setelah menyerap neutron, contohnya Uranium-238 dan Thorium-232 yang menjadi Plutonium-239 dan Uranium-233 setelah diiradiasi di dalam reaktor nuklir.

 Bahan Fisil merupakan material yang dapat mengalami reaksi fisi nuklir ketika dibombardir oleh neutron, terutama neutron lambat (termal). Memiliki kemampuan untuk menghasilkan reaksi berantai nuklir yang berkelanjutan. Contohnya Uranium-235 (U-235) dan Plutonium-239 (Pu-239). Penggunaan sebagai bahan bakar utama dalam reaktor nuklir dan sebagai bahan utama dalam senjata nuklir. 
 Bahan Fertil adalah material yang tidak dapat mengalami fisi dengan neutron berenergi rendah, tetapi dapat mengalami perubahan menjadi bahan fisil setelah menyerap neutron. Berpotensi untuk dibiakkan (diubah) menjadi bahan bakar nuklir yang fisil di dalam reaktor nuklir. Contohnya Uranium-238 (U-238) dan Thorium-232 (Th-232). Ketika U-238 menyerap neutron, ia berubah menjadi Pu-239, dan ketika Th-232 menyerap neutron, ia berubah menjadi U-233, keduanya adalah bahan fisil.

Bahan fisil dapat langsung membelah, sedangkan bahan fertil tidak dapat langsung membelah tetapi dapat diubah menjadi bahan fisil. Bahan fisil digunakan sebagai bahan bakar karena langsung dapat fisi, sementara bahan fertil menjadi "bahan bakar" setelah proses iradiasi (penyerapan neutron) yang mengubahnya menjadi isotop fisil.

 Bahan fisil 
Bahan fisil adalah bahan bakar yang mampu mempertahankan reaksi berantai fisi nuklir dengan memanfaatkan energi termal neutron. Perubahan material pada bahan fisil digunakan untuk mengatur reaktivitas, optimasi dan pemuatan bahan bakar dalam teras reaktor nuklir serta menghasilkan bahan selongsong dan air pendingin yang berinteraksi dengan sinar gamma dan neutron. Sebagian besar bahan bakar nuklir mengandung elemen aktinida fisil berat yang mampu menjalani dan mempertahankan fisi nuklir. Tiga isotop fisil yang paling relevan adalah uranium-233 , uranium-235 dan plutonium-239.

Untuk menjadi bahan bakar yang berguna untuk reaksi berantai fisi nuklir, bahan tersebut harus:
 Berada di wilayah kurva energi ikat di mana reaksi berantai fisi dimungkinkan (yaitu, di atas radium)
 Memiliki probabilitas fisi yang tinggi pada penangkapan neutron
 Melepaskan rata-rata lebih dari satu neutron per penangkapan neutron. (Cukup pada setiap fisi, untuk mengkompensasi non-fisi dan penyerapan dalam bahan non-bahan bakar)
 Memiliki waktu paruh yang cukup lama
 Tersedia dalam jumlah yang sesuai

Nuklida fisil dalam bahan bakar nuklir meliputi:
 Uranium-233 dibiakkan dari thorium-232 dengan penangkapan neutron dengan langkah-langkah peluruhan menengah dihilangkan.
 Uranium-235 yang terdapat dalam uranium alam dan uranium yang diperkaya
 Plutonium-239 dibiakkan dari uranium-238 dengan penangkapan neutron dengan langkah-langkah peluruhan menengah dihilangkan.
 Plutonium-241 dibiakkan dari plutonium-240 secara langsung dengan penangkapan neutron.
Nuklida fisil tidak memiliki peluang 100% mengalami fisi pada penyerapan neutron. Kesempatan tergantung pada nuklida serta energi neutron.

Nuklida fisil tidak memiliki peluang 100% untuk mengalami fisi setelah menyerap neutron. Peluang ini bergantung pada nuklida dan energi neutron. Untuk neutron berenergi rendah dan menengah, penampang lintang penangkapan neutron untuk fisi (σF), penampang lintang penangkapan neutron dengan emisi sinar gamma (σγ), dan persentase non-fisi terdapat pada tabel di sebelah kanan.

Nuklida fertil dalam bahan bakar nuklir meliputi:
 Thorium-232, yang menghasilkan uranium-233 melalui penangkapan neutron dengan mengabaikan tahapan peluruhan antara.
 Uranium-238, yang menghasilkan plutonium-239 melalui penangkapan neutron dengan mengabaikan tahapan peluruhan antara.
 Plutonium-240, yang menghasilkan plutonium-241 secara langsung melalui penangkapan neutron.

Bahan fisil utama adalah isotop Uranium-235 (U-235) dan Plutonium-239 (Pu-239). Meskipun U-235 adalah satu-satunya isotop fisil yang ada di alam dan merupakan komponen kunci senjata nuklir serta bahan bakar reaktor, Pu-239 adalah bahan bakar yang paling banyak digunakan kedua dalam reaktor dan bahan bakar utama dalam senjata nuklir. Uranium-235 (U-235), merupakan isotop uranium yang bersifat fisil dan satu-satunya yang ditemukan di alam. Digunakan dalam senjata nuklir dan reaktor nuklir karena dapat mempertahankan reaksi rantai nuklir. Plutonium-239 (Pu-239), merupakan isotop fisil utama yang diproduksi dari Uranium-238 (U-238), isotop uranium yang paling melimpah di alam. Digunakan sebagai bahan bakar dalam reaktor nuklir dan sebagai bahan bakar utama dalam senjata nuklir.

Bahan fisil yang digunakan dalam reaktor (seperti reaktor BN yang kemungkinan merujuk pada reaktor pembiak/breeder reactor) meliputi Uranium-235 (U-235), Plutonium-239 (Pu-239), dan Uranium-233 (U-233). Reaktor BN, yang merupakan reaktor pembiak, dirancang untuk menghasilkan lebih banyak bahan fisil daripada yang dikonsumsinya dengan memanfaatkan material fertil yang lebih umum seperti Uranium-238 dan Torium-232, yang bertransmutasi menjadi bahan fisil di dalam reaktor.

Uranium-235 (U-235) terdapat secara alami di dalam uranium dan menjadi bahan bakar utama di banyak reaktor nuklir. Plutonium-239 (Pu-239) tidak terdapat di alam dalam jumlah signifikan, tetapi diproduksi melalui radiasi Uranium-238 dalam reaktor. Uranium-233 (U-233) dihasilkan dari Torium-232 melalui penangkapan neutron, dan juga merupakan bahan bakar nuklir yang penting. Bahan fisil memiliki kemampuan untuk memecah diri saat menyerap neutron, menghasilkan energi besar dan lebih banyak neutron, yang memicu reaksi berantai yang berkelanjutan. Reaktor pembiak (seperti reaktor BN) dirancang dengan ekonomi neutron yang tinggi untuk menghasilkan bahan fisil lebih banyak daripada yang dikonsumsi. Reaktor ini dapat mengubah material fertil seperti Uranium-238 menjadi bahan fisil yang dapat digunakan kembali sebagai bahan bakar.

Bahan fisil isotop MOX (Bahan Bakar Oksida Campuran) adalah bahan bakar nuklir yang terbuat dari campuran oksida plutonium dan uranium (termasuk plutonium-239 dan uranium-235) yang digunakan dalam reaktor nuklir untuk menghasilkan energi. Bahan bakar ini dibuat dari plutonium yang didaur ulang dari bahan bakar bekas atau senjata nuklir, dicampur dengan uranium yang telah dideplesi (uranium terdeplesi), dan berguna untuk mengurangi limbah nuklir, menghemat sumber daya uranium alam, serta menyalurkan plutonium militer ke dalam reaktor listrik.

Oksida Plutonium (PuO2) diperoleh dari daur ulang bahan bakar bekas reaktor nuklir atau dari material senjata nuklir. Oksida Uranium (UO2) biasanya menggunakan uranium terdeplesi, yaitu uranium alami yang sudah tidak mengandung cukup isotop fisil seperti uranium-235.

Plutonium dan uranium dipisahkan dari bahan bakar bekas melalui proses pemrosesan ulang seperti PUREX. Oksida plutonium dan oksida uranium dicampur dengan perbandingan tertentu dan diproses menjadi bubuk. Bubuk tersebut kemudian ditekan menjadi pelet-pelet kecil.  Pelet kemudian disinter (dipanaskan pada suhu tinggi) untuk membentuk bahan bakar oksida campuran (MOX) yang padat dan siap digunakan. Bahan Bakar MOX membantu mengelola jumlah plutonium yang berlebihan, termasuk plutonium tingkat senjata. Mengurangi kebutuhan akan uranium alam segar dengan menggunakan kembali uranium dan plutonium yang sudah ada. Mengurangi jumlah limbah akhir yang dihasilkan dalam industri nuklir. Bahan bakar MOX digunakan di beberapa reaktor nuklir, seperti reaktor air ringan dan reaktor pembiak neutron cepat, terutama di negara-negara seperti Prancis.

 Bahan fertil 
 Bahan fertil alami 
Bahan fertil alami yang dapat diubah menjadi bahan fisil melalui penyinaran dalam reaktor meliputi:
torium-232 yang diubah menjadi uranium-233
uranium-234 yang diubah menjadi uranium-235
uranium-238 yang diubah menjadi plutonium-239
Isotop buatan yang terbentuk dalam reaktor yang dapat diubah menjadi bahan fisil melalui satu penangkapan neutron meliputi:
plutonium-238 yang diubah menjadi plutonium-239
plutonium-240 yang diubah menjadi plutonium-241
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.
plutonium-242 menjadi amerisium-243 menjadi kurium-244 menjadi kurium-245
uranium-236 menjadi neptunium-237 menjadi plutonium-238 menjadi plutonium-239
amerisium-241 menjadi kurium-242 menjadi kurium-243 (atau, lebih mungkin, kurium-242 meluruh menjadi plutonium-238, yang juga membutuhkan satu neutron tambahan untuk mencapai nuklida fisil)

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 fertil 
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 fertil dalam selimut di sekitar inti, atau terkandung dalam batang bahan bakar khusus. Karena plutonium-238, plutonium-240, dan plutonium-242 adalah bahan fertil, 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 fertil, yang pada prinsipnya memungkinkan konsumsi aktinida tingkat sangat rendah (misalnya bahan bakar MOX bekas yang di mana kandungan -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.

 Reflektor neutron 
Bahan pemantul radiasi nuklir bervariasi tergantung jenis radiasinya. Untuk neutron, bahan seperti berilium, air, air berat, grafit, dan beton berfungsi sebagai reflektor. Sementara itu, untuk radiasi gamma dan sinar-X, bahan padat dengan densitas tinggi seperti timbal, besi, dan beton digunakan untuk penyerap (shielding), bukan pemantul, karena sifatnya yang menyerap radiasi.

Neutron yang dihasilkan dalam reaktor nuklir perlu dipantulkan kembali untuk menjaga reaksi berantai tetap berjalan. Bahan-bahan yang cocok sebagai reflektor neutron adalah: 
 Berilium (Be): Material yang efektif dalam memantulkan neutron. 
 Air Ringan dan Air Berat: Digunakan sebagai reflektor aksial dalam reaktor air bertekanan (PWR). 
 Grafit: Juga digunakan sebagai bahan reflektor neutron dalam reaktor nuklir. 
 Beton (khusus): Beton dapat memiliki formula khusus yang membuatnya efektif untuk memantulkan neutron, terutama dalam aplikasi perisai radiasi.

Penting untuk dicatat bahwa pemantulan berbeda dengan penyerapan. Reflektor (Pemantul) adalah bahan yang memantulkan partikel seperti neutron kembali ke sumbernya untuk meningkatkan efisiensi reaktor. Perisai (Shielding) adalah bahan yang digunakan untuk menyerap dan meredam radiasi agar tidak mencapai area yang tidak diinginkan, seperti dinding ruang reaktor, untuk melindungi manusia dan peralatan.

Contoh Bahan Perisai Radiasi
 Untuk radiasi gamma dan sinar-X, bahan yang digunakan adalah material dengan densitas tinggi dan nomor atom tinggi, seperti: 
 Timbal: Sangat efektif dalam menyerap dan meredam radiasi gamma dan sinar-X karena densitas dan nomor atomnya yang tinggi.
 Besi dan Beton: Juga efektif sebagai bahan perisai terhadap radiasi gamma karena densitasnya yang tinggi.

 Reaktor isotop 
Reaktor isotop adalah jenis reaktor nuklir yang dirancang khusus untuk memproduksi radioisotop (isotop radioaktif), seperti yang digunakan dalam kedokteran, industri, dan penelitian ilmiah. Reaktor ini mempertahankan reaksi berantai nuklir yang terkontrol untuk menghasilkan neutron dengan fluks tinggi, yang kemudian digunakan untuk mengubah unsur-unsur tertentu menjadi isotop yang tidak stabil yang memancarkan radiasi.

Reaktor isotop menggunakan reaksi fisi nuklir untuk menghasilkan sejumlah besar neutron. Unsur-unsur tertentu kemudian ditempatkan di dekat sumber neutron ini untuk diiradiasi. Proses ini mengubah unsur-unsur stabil menjadi isotop radioaktif atau radioisotop yang tidak stabil. Radioisotop sangat penting dalam prosedur diagnostik seperti pemindaian (misalnya, Teknesium-99m) dan terapi kanker. Radioisotop digunakan sebagai radiotracer dalam berbagai aplikasi industri dan untuk pemeriksaan non-destruktif. Reaktor ini mendukung penelitian ilmiah, termasuk eksperimen hamburan neutron dan studi kerusakan material akibat radiasi neutron.

Reaktor isotop breeder (pembiak) adalah jenis reaktor nuklir yang menghasilkan lebih banyak bahan nuklir yang dapat mengalami fisi (bahan fisil) daripada yang dikonsumsinya untuk menghasilkan energi, sehingga secara efektif "membiakkan" atau menambah stok bahan bakar nuklir. Ini dilakukan dengan mengubah isotop unsur yang lebih melimpah, seperti uranium-238 atau thorium-232, yang tidak dapat difisi dengan mudah, menjadi bahan fisil (misalnya, uranium-233) menggunakan neutron berenergi tinggi.

Reaktor ini menggunakan isotop yang melimpah, seperti uranium-238 atau thorium-232, yang tidak dapat mengalami fisi secara langsung tetapi disebut bahan fertil. Saat reaktor beroperasi, neutron yang dihasilkan dari fisi ditangkap oleh bahan fertil ini, mengubahnya menjadi isotop yang lebih berat dan tidak stabil. Isotop yang tidak stabil ini kemudian mengalami peluruhan radioaktif dan berubah menjadi isotop lain yang dapat mengalami fisi, seperti uranium-233 dari thorium-232 atau plutonium-239 dari uranium-238. Jumlah bahan fisil yang dihasilkan lebih banyak daripada jumlah bahan fisil yang dikonsumsi, sehingga melipatgandakan sumber daya bahan bakar nuklir dan dapat digunakan untuk reaktor lainnya. Reaktor breeder dapat mengeksploitasi hampir seluruh uranium, bukan hanya uranium-235 yang langka, yang dapat memperpanjang pasokan bahan bakar nuklir secara signifikan. Uranium-238, yang mencapai lebih dari 99% uranium alami, dapat digunakan dalam reaktor pembiak, sehingga meningkatkan efisiensi penggunaan bahan bakar secara drastis. Reaktor pembiak cepat (FBR) juga memiliki potensi untuk memfisi aktinida berumur panjang yang ditemukan dalam limbah nuklir, menghasilkan limbah yang lebih sedikit dan tidak terlalu berumur panjang.

 Reaktor breeder 
Reaktor breeder (reaktor pembiak) adalah jenis reaktor nuklir yang dirancang untuk menghasilkan lebih banyak bahan fisil daripada yang dikonsumsinya, sehingga memperluas pasokan bahan bakar nuklir yang tersedia. Reaktor ini menggunakan isotop yang melimpah seperti Uranium-238 atau Torium-232 dan mengubahnya menjadi bahan bakar fisil, tidak seperti reaktor konvensional yang hanya menggunakan Uranium-235 yang lebih langka. Dengan demikian, reaktor breeder berkontribusi pada keberlanjutan energi nuklir dan efisiensi penggunaan bahan bakar.

Reaktor breeder (terutama Fast Breeder Reactor atau FBR) menggunakan neutron berenergi tinggi, atau "cepat", untuk memicu reaksi fisi. Neutron cepat ini tidak diperlambat oleh moderator (seperti pada reaktor konvensional), melainkan digunakan untuk menumbuk atom bahan fertil yang melimpah, seperti Uranium-238 atau Thorium-232, di sekitar inti bahan bakar. Proses ini mengubah bahan fertil menjadi bahan fisil (seperti Plutonium atau Uranium-233), yang kemudian dapat digunakan sebagai bahan bakar, menciptakan "pembiakan" bahan bakar baru.

Cadangan Bahan Bakar akan bertambah dan memungkinkan penggunaan 70% Uranium-238 yang jumlahnya sangat besar di alam, bukan hanya kurang dari 1% seperti pada reaktor konvensional. Dengan mengubah bahan fertil menjadi bahan bakar, reaktor breeder secara efektif mengurangi jumlah limbah nuklir yang dihasilkan. Potensi untuk menyediakan sumber energi nuklir yang berkelanjutan untuk jangka waktu yang sangat lama.

Experimental Breeder Reactor I (EBR-I) adalah reaktor breeder pertama di dunia, yang mulai beroperasi di Amerika Serikat pada tahun 1951 dan menjadi salah satu pembangkit listrik tenaga nuklir pertama yang menghasilkan listrik. Reaktor Berpendingin Natrium (Sodium-Cooled Fast Reactor - SFR), desain umum yang telah digunakan, termasuk di reaktor Rusia seperti BN-800. Negara-negara seperti Rusia, Tiongkok, dan India telah mengoperasikan reaktor breeder.

 Reaksi panas isotop nuklir 
Reaksi panas isotop nuklir dapat merujuk pada dua proses utama: fisi nuklir (pembelahan inti atom seperti U-235 yang menghasilkan panas untuk menghasilkan listrik) dan peluruhan radioaktif (isotop radioaktif melepaskan energi panas dan energi lainnya seiring waktu, digunakan untuk daya perangkat seperti generator radioisotop). Keduanya melibatkan perubahan pada inti atom dan pelepasan energi panas, meskipun mekanisme dan aplikasinya berbeda.

 Fisi Nuklir. Inti atom berat seperti Uranium-235 dibombardir dengan neutron, menyebabkan inti tersebut terbelah menjadi dua bagian yang lebih kecil (produk fisi). Proses ini melepaskan energi panas dalam jumlah besar, serta neutron-neutron baru yang kemudian dapat memicu reaksi berantai lebih lanjut. Panas dari fisi nuklir digunakan untuk mendidihkan air, memutar turbin, dan menghasilkan listrik di reaktor nuklir. Bahkan setelah reaksi berantai berhenti, produk fisi yang radioaktif akan terus memancarkan panas, yang dikenal sebagai panas peluruhan. 
 Peluruhan Radioaktif. Isotop radioaktif yang tidak stabil secara alami memancarkan partikel dan energi, termasuk panas. Peluruhan ini melepaskan energi dalam bentuk panas dan bentuk energi lainnya secara terus-menerus seiring waktu. Peluruhan radioaktif ini dapat dimanfaatkan untuk menghasilkan listrik secara langsung atau digunakan untuk mengisi daya baterai (baterai nuklir) yang dapat memberi daya pada perangkat lain.

Fisi merupakan pembelahan inti atom yang diinduksi, melepaskan energi besar secara tiba-tiba dan sangat cepat untuk reaksi berantai. Peluruhan adalah proses alami di mana isotop melepaskan energi secara terus-menerus, memberikan sumber daya energi yang stabil tetapi lebih kecil dibandingkan fisi.

 Pengendalian panas reaksi nuklir 
Pengendalian panas dari reaksi nuklir dilakukan dengan tiga cara utama: batang kendali untuk menyerap neutron dan mengatur laju fisi, moderator untuk memperlambat neutron agar fisi lebih efisien, dan pendingin untuk menyerap panas dan memindahkannya keluar dari reaktor untuk menghasilkan uap. Sistem ini memastikan reaksi berantai tetap terkontrol dan aman.

 Batang Kendali (Control Rods). Batang kendali terbuat dari material penyerap neutron, seperti boron. Dengan mengatur posisi batang kendali di dalam inti reaktor, operator dapat mengontrol jumlah neutron yang diserap dan, akibatnya, mengendalikan laju reaksi fisi. Semakin dalam batang kendali dimasukkan ke dalam inti reaktor, semakin banyak neutron yang diserap, sehingga semakin sedikit reaksi fisi yang terjadi dan panas yang dihasilkan.
 Moderator Neutron. Fungsi nya untuk menjaga efisiensi reaksi fisi, neutron cepat yang dihasilkan perlu diubah menjadi neutron termal yang lebih lambat. Moderator, yang bisa berupa air atau grafit, berfungsi untuk memperlambat neutron ini tanpa menyerapnya. Moderator akan memantulkan neutron, mengurangi kecepatannya hingga menjadi neutron termal yang lebih mungkin menyebabkan fisi lagi pada uranium, sehingga menjaga agar reaksi berantai terus berlangsung secara efisien.
 Pendingin (Coolant). Fungsi utama pendingin adalah menyerap panas yang dihasilkan dari reaksi fisi dan memindahkannya ke bagian lain dari reaktor, seperti sistem penukar panas atau turbin generator. Pendingin, yang sering kali berupa air, akan mengalir melewati inti reaktor untuk menyerap panas. Panas ini kemudian digunakan untuk menghasilkan uap yang dapat memutar turbin untuk menghasilkan listrik, atau dibuang ke lingkungan melalui menara pendingin.

 Reaksi panas plutonium 
Reaksi panas pada isotop nuklir plutonium disebabkan oleh peluruhan radioaktif, bukan fisi nuklir, terutama pada isotop Pu-238 yang digunakan sebagai sumber daya untuk pesawat ruang angkasa dan penjelajah luar angkasa, seperti pada generator termoelektrik radioisotop (RTG). Plutonium-238 memancarkan energi panas secara stabil saat meluruh melalui peluruhan alfa menjadi uranium-234, menjadikannya sumber panas yang andal dan tahan lama, berbeda dengan fisi yang merupakan reaksi pelepasan energi besar yang digunakan pada senjata nuklir.

Isotop plutonium tidak stabil dan mengalami peluruhan radioaktif secara spontan untuk mencapai keadaan yang lebih stabil, dan proses ini melepaskan energi dalam bentuk panas. Energi yang dihasilkan dari peluruhan ini disebut panas peluruhan (Decay Heat). Jumlah panas yang dihasilkan bervariasi tergantung pada jenis isotop plutonium. Plutonium-238 sangat berguna sebagai sumber panas dalam Generator Termoelektrik Radioisotop (RTG). RTG mengubah panas peluruhan ini langsung menjadi energi listrik untuk mengoperasikan satelit dan pesawat ruang angkasa. Misi seperti misi Cassini ke Saturnus dan penjelajah Mars menggunakan RTG bertenaga plutonium untuk menghasilkan daya.

Proses Peluruhan Radioaktif (Pu-238) adalah peluruhan alami yang tenang dan stabil, menghasilkan panas yang konsisten dan digunakan sebagai sumber daya yang tahan lama. Fisi Nuklir (Pu-239 dan Pu-241) adalah reaksi nuklir yang melepaskan energi dalam jumlah besar. Plutonium-239 dan Pu-241 digunakan dalam senjata nuklir karena kemampuannya untuk mengalami fisi yang dapat memicu reaksi berantai yang eksplosif.

Produksi isotop plutonium dilakukan dengan menyinari uranium-238 dengan neutron di dalam reaktor nuklir, yang kemudian membentuk uranium-239, diikuti oleh serangkaian reaksi nuklir untuk menghasilkan plutonium-239. Isotop plutonium lainnya seperti plutonium-238 diproduksi dengan membombardir uranium-238 dengan deuteron, menciptakan neptunium-238, yang kemudian mengalami peluruhan beta menjadi plutonium-238. Setelah produksi dalam reaktor, plutonium dipisahkan dan dimurnikan secara kimiawi dari bahan bakar bekas.

Proses Produksi Plutonium-239, awalnya ahan bakar uranium-238 diradiasi dalam reaktor nuklir akan menangkap neutron. Uranium-238 berubah menjadi uranium-239. Uranium-239 mengalami peluruhan beta dengan melepaskan elektron, berubah menjadi neptunium-239. Neptunium-239 kemudian mengalami reaksi serupa untuk menghasilkan plutonium-239.

Proses Produksi Plutonium-238, awalnya target Uranium-238 dibombardir dengan deuteron. Ini menciptakan neptunium-238. Neptunium-238 kemudian mengalami peluruhan beta dengan melepaskan elektron dan neutron untuk menghasilkan plutonium-238.

Setelah produksi, plutonium dipisahkan dari uranium, produk fisi, dan unsur transuranik lain yang terkandung dalam limbah bahan bakar melalui proses kimiawi yang disebut pemrosesan ulang. Plutonium kemudian dimurnikan menjadi bubuk oksida.

 Reaksi panas uranium 
Reaksi panas pada isotop nuklir uranium terjadi melalui proses fisi nuklir, di mana inti atom uranium-235 yang tidak stabil menyerap neutron, lalu membelah menjadi dua inti yang lebih kecil, dan melepaskan sejumlah besar energi dalam bentuk panas dan radiasi. Reaksi ini berlanjut dalam bentuk reaksi berantai, di mana neutron-neutron baru yang dilepaskan akan memicu lebih banyak atom uranium untuk mengalami fisi, menghasilkan energi panas yang sangat besar.

Inti atom uranium-235 yang fisil (mudah terbelah) menangkap sebuah neutron. Inti uranium menjadi sangat tidak stabil dan terbelah menjadi dua fragmen fisi. Pembelahan ini melepaskan sejumlah besar energi dalam bentuk panas dan radiasi. Fisi ini juga melepaskan dua atau tiga neutron tambahan, yang kemudian dapat menghantam inti uranium lain. Jika cukup banyak neutron yang dilepaskan dari satu fisi menghantam inti uranium-235 lainnya, maka fisi berikutnya akan terjadi. Proses ini akan berulang terus-menerus dalam sebuah reaksi berantai, yang menghasilkan pelepasan panas dalam jumlah besar dari sejumlah kecil uranium. Dalam reaktor nuklir, panas yang dihasilkan dari reaksi berantai ini digunakan untuk memanaskan air dan menghasilkan uap. Uap kemudian digunakan untuk memutar turbin dan menghasilkan listrik.

Uranium-238: Isotop uranium-238 (U-238) bersifat fertil, yang berarti ia dapat menangkap neutron dan berubah menjadi plutonium-239 (Pu-239), yang juga fisil dan dapat digunakan untuk fisi lebih lanjut.

 Reaksi panas torium 
Reaksi panas isotop nuklir torium melibatkan reaksi nuklir di mana Torium-232 menyerap neutron dan berubah menjadi Uranium-233 (U-233), sebuah isotop fisil yang dapat memicu reaksi berantai dan menghasilkan energi panas untuk pembangkit listrik. Proses ini terjadi dalam siklus bahan bakar torium, seringkali dalam reaktor garam cair, di mana energi panas yang dihasilkan digunakan untuk memanaskan garam, yang kemudian menggerakkan turbin guna menghasilkan listrik.

Torium alami, yaitu Torium-232 (Th-232), bersifat "fertil", bukan "fisil". Artinya, Th-232 sendiri tidak dapat langsung memicu reaksi berantai. Namun, ketika Th-232 menyerap neutron, ia mengalami serangkaian reaksi nuklir.  Th-232 menangkap neutron, membentuk Torium-233 (Th-233). Th-233 kemudian mengalami dua peluruhan beta (pancaran partikel beta). Serangkaian peluruhan beta ini mengubah Th-233 menjadi Uranium-233 (U-233), yang bersifat fisil.

Pemicuan Reaksi Berantai dan Produksi Energi
 Isotop Fisil: U-233 yang dihasilkan sangat baik untuk digunakan sebagai bahan bakar karena bersifat fisil, yaitu dapat membelah (fisi) saat menyerap neutron dan melepaskan energi serta neutron baru. 
 Reaksi Berantai: Neutron baru yang dilepaskan ini kemudian dapat memicu lebih banyak atom U-233 untuk melakukan fisi, menciptakan reaksi berantai yang menghasilkan energi panas yang signifikan.

Produksi isotop torium melibatkan proses ekstraksi dan pemurnian dari bijih seperti monasit untuk menghasilkan torium murni, serta produksi isotop spesifik melalui reaksi nuklir atau pemisahan dari peluruhan nuklida lain. Misalnya, Thorium-228 diproduksi di Laboratorium Nasional Oak Ridge untuk digunakan dalam pengembangan generator radium-224/timbal-212 untuk terapi kanker. Isotop torium seperti 232Th, 230Th, 228Th, dan 234Th ada di alam sebagai produk peluruhan uranium dan torium itu sendiri.

Isotop Torium yang Ada di Alam
 Thorium-232 (232Th): Isotop torium yang paling melimpah secara alami dan berumur paling panjang, dengan waktu paruh 14 miliar tahun, dan merupakan pemancar alfa. 
 Thorium-230 (230Th): Ditemukan sebagai produk peluruhan uranium alami. 
 Thorium-228 (228Th): Ditemukan sebagai produk peluruhan 232Th. 
 Thorium-234 (234Th): Ditemukan sebagai produk peluruhan 238U. 
 Thorium-229 (229Th): Isotop yang dihasilkan dari peluruhan uranium-233, digunakan dalam produksi isotop medis seperti aktinium-225.

Produksi isotop torium dapat dilakukan melalui beberapa cara, yaitu:
 Ekstraksi dari Mineral. Torium diperoleh dari bijih seperti monasit, torit, dan torianit. Prosesnya meliputi pencernaan bijih dengan alkali panas, pelarutan hidroksida torium dalam asam, dan ekstraksi selektif menggunakan pelarut organik seperti metil isobutil keton atau tributil fosfat. Untuk 234Th, ia dapat diperoleh dari larutan uranil nitrat dengan menambahkan sedikit air untuk memindahkan 234Th ke fase air, diikuti dengan proses kolom penukar kation. 
 Reaksi Nuklir. Produksi Thorium-228 dibuat di Laboratorium Nasional Oak Ridge, Amerika Serikat, dan digunakan untuk membuat generator radium-224/timbal-212 untuk penelitian terapi alfa. Produksi Thorium-229 dihasilkan dari peluruhan uranium-233 dan dimanfaatkan untuk menghasilkan aktinium-225 dan bismut-213. 
 Logam torium dapat diproduksi secara komersial melalui reduksi tetrafluorida dan dioksida, atau elektrolisis tetraklorida.

Thorium-228 digunakan untuk membuat generator radium-224/timbal-212 untuk terapi alfa tertarget pada kanker. Thorium-232 merupakan bahan subur yang dapat diubah menjadi bahan fisil uranium-233 untuk digunakan dalam reaktor nuklir, meskipun penggunaan komersial skala besar belum terjadi hingga saat ini. Torium oksida (toria) digunakan untuk membuat kaca dengan indeks bias tinggi untuk aplikasi optik. Sebelum tahun 2000-an, thorium digunakan dalam pembuatan mantel lampu gas untuk memberikan cahaya terang.

 Reaksi panas bahan bakar MOX 
Reaksi panas pada bahan bakar MOX melibatkan fisi uranium dan plutonium yang menyebabkan pelepasan panas, tetapi juga menghasilkan panas peluruhan dari isotop-isotop aktinida lain yang terbentuk, seperti kurium. Kandungan isotop-isotop ini, terutama kurium, memberikan kontribusi signifikan terhadap total panas yang dihasilkan.

Bahan bakar MOX adalah campuran oksida uranium dan plutonium (UO2-PuO2) yang digunakan sebagai alternatif bahan bakar uranium dalam reaktor nuklir. Reaksi fisi nuklir dalam bahan bakar MOX menghasilkan energi panas. 
Panas Peluruhan: Selain panas dari fisi, terdapat juga panas yang dihasilkan dari proses peluruhan radioaktif isotop-isotop lain yang terbentuk selama reaksi, seperti:
 Produk Fisi: Ketika atom uranium dan plutonium mengalami fisi, akan terbentuk produk-produk fisi yang juga radioaktif. 
 Aktinida Minor: Bahan bakar MOX juga mengandung aktinida minor seperti neptunium, amerisium, dan kurium. 
 Kontribusi Kurium: Isotop-isotop kurium memberikan kontribusi yang signifikan terhadap total panas peluruhan pada bahan bakar MOX, dan besarnya panas ini bergantung pada kandungan kurium dalam bahan bakar tersebut.

Singkatnya, bahan bakar MOX menghasilkan panas tidak hanya dari fisi inti, tetapi juga dari peluruhan berbagai produk sampingan radioaktif yang terbentuk selama operasi reaktor.

Produksi bahan bakar nuklir MOX (Mixed Oxide) adalah proses daur ulang material nuklir bekas yang mengubah plutonium dari bahan bakar reaktor bekas menjadi bahan bakar baru, mengurangi limbah nuklir, dan menjaga sumber daya uranium dengan bahan bakar campuran plutonium dan uranium terdeplesi. Proses ini melibatkan daur ulang bahan bakar bekas di fasilitas khusus seperti yang dimiliki oleh Orano Group, menciptakan bahan bakar yang digunakan kembali dalam reaktor, meskipun ada kekhawatiran tentang risiko proliferasi dan keamanan.

Produksi MOX adalah metode daur ulang yang efektif untuk memulihkan material nuklir berharga dari bahan bakar reaktor yang sudah digunakan. Daur ulang bahan bakar bekas mengurangi jumlah limbah tingkat tinggi, melestarikan sumber daya uranium, dan menangani masalah plutonium yang sangat radioaktif. Proses ini dapat menimbulkan masalah keamanan dan proliferasi nuklir karena meningkatkan pemisahan plutonium.

Bahan bakar MOX menawarkan cara untuk menggunakan kelebihan plutonium yang ada, baik dari bahan bakar reaktor maupun dari material senjata nuklir, sebagai alternatif penyimpanan yang aman. Memanfaatkan kelebihan senjata plutonium yang tidak diinginkan dan menjauhkannya dari penggunaan dalam senjata nuklir, meningkatkan keamanan dan non-proliferasi. Normalisasi penggunaan komersialnya dapat mendorong peningkatan pemisahan plutonium dalam siklus bahan bakar, yang justru meningkatkan risiko proliferasi.

Produksi MOX melibatkan beberapa langkah kunci. Bahan bakar nuklir bekas dikirim ke fasilitas daur ulang untuk diproses. Plutonium dipisahkan dari material lain dalam bahan bakar bekas melalui proses daur ulang, seringkali menggunakan larutan asam nitrat. Plutonium yang dipulihkan kemudian dicampur dengan uranium terdeplesi atau uranium alami dan uranium oksida untuk membentuk pelet keramik MOX. Pelet MOX dimasukkan ke dalam rakitan bahan bakar yang digunakan untuk mengisi reaktor.

 Reaksi panas Stronsium-90 
Reaksi panas isotop nuklir Stronsium-90 (Sr-90) adalah proses peluruhan beta di mana inti Sr-90 tidak stabil meluruh menjadi Yttrium-90 (Y-90), memancarkan partikel elektron (beta) dan energi dalam jumlah besar. Energi kinetik dari partikel beta ini dikonversi menjadi panas, memberikan daya sebesar 0,92 watt per gram pada Sr-90 murni.

Stronsium-90 mengalami peluruhan beta (β⁻), yang berarti inti atomnya memancarkan sebuah elektron dan berubah menjadi inti atom Yttrium-90. Partikel beta yang dipancarkan membawa energi kinetik yang besar, yaitu sekitar 0,546 MeV (Mega-elektron volt). Ketika partikel beta ini berinteraksi dengan materi di sekitarnya, energi kinetiknya diserap oleh materi tersebut dan dilepaskan sebagai panas lokal.

Penggunaan dan Konsekuensi:
 Sumber Energi: Panas signifikan dari peluruhan Sr-90 telah digunakan dalam generator termoelektrik radioisotop (RTG) untuk memasok energi ke mercusuar dan pelampung di lokasi terpencil di Siberia. 
 Limbah Nuklir: Pelepasan panas ini penting dalam pengelolaan limbah nuklir tingkat tinggi, di mana pendinginan selama bertahun-tahun diperlukan sebelum limbah dapat dikubur dengan aman. 
 Dampak Kesehatan: Karena Sr-90 dapat menggantikan kalsium di tulang, penyerapan zat ini dapat menyebabkan kanker tulang, leukemia, dan kerusakan jaringan lunak di sekitar tulang.

 Reaksi panas bahan bakar pebble bed 
Bahan bakar reaktor pebble bed menggunakan partikel uranium mikro yang dilapisi keramik dan dikemas dalam bola grafit, yang memungkinkan pengisian dan pengosongan bahan bakar berkelanjutan serta keamanan pasif karena ketahanan bahan bakar terhadap suhu tinggi. Neutron (partikel dari reaksi nuklir) yang terus-menerus dilepaskan dari bahan bakar ini berinteraksi dengan neutron lain, dan juga dengan moderator (misalnya grafit) dan bahan bakar lainnya, sehingga menghasilkan reaksi berantai yang terkontrol dan menghasilkan panas.  Desain ini unik karena menggunakan kerikil bahan bakar (pebble) bukan batang, dengan satu-satunya fasilitas operasional komersial ada di Tiongkok. Partikel Bahan Bakar Bertipe TRISO (Tristructural-Isotropic) adalah elemen inti dari fuel pebble. Mengandung inti uranium yang sangat kuat dengan lapisan-lapisan khusus yang melindunginya. Lapisan ini berfungsi sebagai segel kedap udara, menahan produk fisi (gas dan partikel radioaktif), dan memastikan keamanan pada suhu tinggi sekalipun. Partikel ini hampir tidak dapat dihancurkan, menjadikannya sangat aman dalam kondisi operasional reaktor, bahkan saat kecelakaan terparah. Partikel-partikel bahan bakar TRISO ini kemudian dimasukkan ke dalam matriks material seperti grafit untuk membentuk bola kerikil. Dibuat dalam bentuk bola-bola kecil yang ukurannya kira-kira seukuran bola biliar.Memungkinkan pengisian bahan bakar terus-menerus ke dalam reaktor dan membuang bahan bakar bekas secara berkala.

Bahan bakar nuklir (misalnya, uranium) terdiri dari partikel mikro yang sangat kecil, yang kemudian dilapisi berlapis-lapis secara berurutan dengan keramik dan grafit pirolitik untuk membentuk Partikel Bahan Bakar Isotropik (TRISO). Ribuan partikel TRISO ini dikemas dalam bola grafit berdiameter sekitar 7 cm, membentuk "kerikil" atau "pebble" yang berfungsi sebagai elemen bakar. Kerikil baru dimasukkan dari atas inti reaktor, sementara kerikil yang lebih tua dikeluarkan dari bawah. Bahan bakar ini dapat melewati inti reaktor beberapa kali sebelum digunakan sepenuhnya. Gas helium, yang tidak melarutkan kontaminan dan tidak menyerap neutron, mengalir melalui celah antar kerikil. Helium ini berfungsi sebagai fluida pendingin, menyerap panas dari reaksi nuklir. Gas helium panas kemudian dialirkan ke turbin untuk menghasilkan listrik, dan gas yang sudah dingin didaur ulang kembali ke reaktor.

Lapisan pelindung pada partikel bahan bakar TRISO (yang ukurannya sebanding dengan bola biliar) menahan produk fisi dan gas, bahkan jika pendingin terputus, sehingga mencegah pelelehan bahan bakar. Reaktor ini beroperasi pada suhu sangat tinggi, menghasilkan efisiensi termal yang lebih baik (sekitar 50%) dibandingkan dengan reaktor nuklir konvensional. Sistem ini memungkinkan pengisian dan pembuangan bahan bakar saat reaktor beroperasi, sehingga menghemat waktu henti operasional. Reaktor pebble bed dapat mendinginkan dirinya sendiri secara alami dan menahan skenario kecelakaan parah tanpa perlu campur tangan manusia dalam jangka pendek atau menengah.

Penggunaan dan Pengembangan
 Teknologi Generasi IV: Desain ini adalah salah satu kelas reaktor dalam inisiatif Generasi IV, yang mengutamakan keselamatan pasif dan peningkatan efisiensi energi. 
 Pabrik Operasional: Pembangkit listrik pebble bed pertama yang beroperasi secara komersial terletak di Tiongkok, yaitu HTR-PM. 
 Pengembangan Lanjutan: Desain lain sedang dikembangkan oleh berbagai institusi dan perusahaan, seperti X-energy di Amerika Serikat.

 Isotop termal 
Isotop termal umum yang digunakan atau dipertimbangkan untuk aplikasi seperti eksplorasi ruang angkasa meliputi Plutonium-238 (Pu-238), Strontium-90 (Sr-90), Amerisium-241 (Am-241), dan isotop Curium (misalnya, Cm-242, Cm-244). Isotop-isotop ini utamanya merupakan pemancar alfa atau beta yang menghasilkan panas melalui peluruhan radioaktif, dengan pemancar alfa umumnya membutuhkan lebih sedikit perisai karena radiasi eksternalnya yang lebih rendah.

Isotop dan Karakteristiknya
 Plutonium-238 (Pu-238), sebagai pemancar alfa yang kuat, ia memiliki waktu paruh sekitar 88 tahun, sehingga cocok untuk misi jangka panjang. Ini adalah pilihan paling umum untuk RTG NASA, menawarkan radiasi eksternal yang rendah dan kepadatan daya yang tinggi.
 Amerisium-241 (Am-241): Pemancar alfa lain dengan waktu paruh yang lebih panjang (sekitar 432 tahun). Meskipun menghasilkan radiasi gamma lembut yang signifikan bersama partikel alfa, unsur ini telah dipertimbangkan sebagai alternatif Pu-238.
 Stronsium-90 (Sr-90). Pemancar beta dengan waktu paruh sekitar 29 tahun. Unsur ini membutuhkan perisai yang lebih kuat daripada pemancar alfa karena foton bremsstrahlung yang dihasilkan oleh partikel beta. Unsur ini telah digunakan dalam generator termoelektrik radioisotop (RTG).
 Polonium-210 (Po-210). Pemancar alfa berumur pendek dengan waktu paruh sekitar 138 hari.
 Isotop Curium (Cm-242, Cm-244). Pemancar alfa dipertimbangkan karena potensinya dalam menghasilkan panas.
 Cesium-137 (Cs-137). Pemancar beta dan gamma dengan waktu paruh sekitar 30 tahun. Meskipun tidak seluas Pu-238 atau Sr-90, bahan ini telah dipertimbangkan.

 Isotop fisil termal 
Isotop fisil termal utama adalah U-233, U-235, dan Pu-239. U-235 adalah satu-satunya isotop yang terdapat secara alami dalam jumlah yang signifikan. U-233 dapat dibiakkan dari Torium-232 (Th-232), dan Pu-239 dari Uranium-238 (U-238) melalui penangkapan neutron dan peluruhan beta berikutnya, sehingga isotop-isotop ini tersedia sebagai bahan bakar. Reaktor termal memanfaatkan neutron berenergi rendah (termal), yang diserap secara efisien oleh isotop-isotop ini untuk mempertahankan reaksi berantai. Material Fisil dapat mengalami fisi (terbelah) ketika dihantam oleh neutron berenergi rendah (termal) dan mempertahankan reaksi berantai. Material Fertil sendiri tidak fisil tetapi dapat menyerap neutron untuk menjadi isotop fisil. Misalnya, U-238 menyerap neutron menjadi U-239, yang kemudian meluruh menjadi Pu-239.

Isotop Fisi Termal Utama
 Uranium-235 (U-235). Satu-satunya isotop fisil yang ditemukan di alam. Komponen utama bahan bakar nuklir, digunakan setelah pengayaan untuk meningkatkan konsentrasinya dari tingkat alami.
 Plutonium-239 (Pu-239), dihasilkan dalam reaktor nuklir ketika U-238 menyerap neutron. Sebuah isotop fisil utama yang dapat digunakan sebagai bahan bakar, seringkali dalam siklus bahan bakar lanjutan.
 Uranium-233 (U-233), diproduksi melalui penangkapan neutron dalam Torium-232 (Th-232), material fertil lainnya. Bahan bakar yang sangat efektif dalam reaktor termal karena penampang fisi yang tinggi dan rasio penangkapan terhadap fisi yang lebih rendah dibandingkan dengan U-235.

Reaktor yang menggunakan moderator (seperti air) memperlambat neutron energik yang dihasilkan oleh fisi. Neutron "termal" yang bergerak lambat ini sangat efektif dalam menyebabkan fisi pada U-233, U-235, dan Pu-239, sehingga memungkinkan reaksi berantai yang terkendali dalam reaktor termal.

 Isotop termal neutron 
Neutron termal menyebabkan berbagai reaksi nuklir dengan berbagai isotop, dengan yang paling umum adalah penangkapan neutron, di mana inti atom menyerap neutron untuk menjadi isotop yang lebih berat. Beberapa isotop spesifik terkenal karena penampang lintang penangkapan neutron termalnya yang tinggi, termasuk Emas-197 (Au-197), Yodium-127 (I-127), Paladium-108 (Pd-108), Samarium-152 (Sm-152), dan Uranium-238 (U-238), yang sering digunakan sebagai bahan referensi untuk analisis aktivasi neutron. Reaksi lain, seperti reaksi litium-6 (⁶Li(n,α)³H) dan oksigen-18 (¹⁸O(³H,n)¹⁸F), juga dapat diinduksi oleh neutron termal, yang menghasilkan reaksi lebih lanjut.

Penangkapan Neutron (n,γ): Sebuah neutron insiden diserap oleh inti target, membentuk inti majemuk yang kemudian memancarkan sinar gamma. Ini adalah reaksi yang sangat umum untuk banyak isotop, misalnya:
 ¹²⁷I(n,γ)¹²⁸I
 ¹⁹⁷Au(n,γ)¹⁹⁸Au
 ¹⁵²Sm(n,γ)¹⁵³Sm
 ¹⁰⁸Pd(n,γ)¹⁰⁹Pd
 ²³⁸U(n,γ)²³⁹U
 ¹⁶O(n,γ)¹⁷O
 ¹⁸O(n,γ)¹⁹O

Reaksi Lain:
 Produksi tritium dari ⁶Li: ⁶Li(n,α)³H
 Reaksi Oksigen-18: ¹⁸O(³H,n)¹⁸F

Contoh Isotop dengan Reaksi Neutron Termal yang Signifikan
 Emas-197 (¹⁹⁷Au): Memiliki penampang lintang tangkapan neutron termal yang sangat besar dan sering digunakan sebagai pemantau fluks neutron dalam eksperimen.
 Iodin-127 (¹²⁷I): Menunjukkan penampang lintang tangkapan neutron termal yang tinggi, sehingga berguna untuk analisis aktivasi.
 Paladium-108 (¹⁰⁸Pd): Penampang lintang tangkapan neutron termal dan integral resonansinya telah diukur untuk digunakan dalam analisis aktivasi.
 Samarium-152 (¹⁵²Sm): Menunjukkan penampang lintang tangkapan neutron termal yang signifikan, sehingga cocok untuk analisis aktivasi.
 Uranium-238 (²³⁸U): Dapat menangkap neutron termal, yang menghasilkan pembentukan Uranium-239, sebuah langkah krusial dalam proses nuklir tertentu.
 Oksigen-18 (¹⁸O): Terlibat dalam reaksi penangkapan neutron di mana triton yang dihasilkan dapat berpartisipasi dalam reaksi nuklir lebih lanjut, seperti ¹⁸O(³H,n)¹⁸F.

 Radiasi isotop reaktor 
Jenis radiasi dari isotop inti dalam reaktor dapat berupa radiasi alfa (α), beta (β), gamma (γ), dan radiasi neutron. Isotop reaktor, seperti 235U dan 239Pu, mengalami fisi nuklir yang melepaskan partikel dan energi dalam bentuk radiasi ini, yang digunakan untuk menghasilkan energi atau radioisotop medis dan industri.

Jenis Radiasi yang Dihasilkan: 
 Radiasi Alfa (α): Terdiri dari dua proton dan dua neutron, seperti inti helium. Daya tembusnya rendah tetapi berbahaya jika terhirup atau tertelan.
 Radiasi Beta (β): Berupa elektron atau positron berenergi tinggi yang bergerak cepat. Daya tembusnya lebih tinggi dari alfa dan bisa menembus kulit.
 Radiasi Gamma (γ): Gelombang elektromagnetik berenergi sangat tinggi, mirip dengan sinar-X tetapi lebih kuat. Memiliki kemampuan penetrasi yang sangat tinggi dan sangat berbahaya.
 Radiasi Neutron: Melibatkan pelepasan neutron dari inti atom, seringkali dalam reaksi berantai fisi nuklir.

Isotop seperti Uranium-235 (235U) digunakan sebagai bahan bakar dalam reaktor nuklir. Reaktor penelitian digunakan untuk memproduksi berbagai radioisotop yang digunakan untuk tujuan medis (misalnya, untuk mendeteksi kanker) dan industri.

Radioisotop yang umum digunakan dalam inti reaktor adalah Uranium-235 (U-235) sebagai bahan bakar utama dan Thorium-232 (Th-232) serta Uranium-238 (U-238) sebagai bahan subur yang diubah menjadi bahan bakar baru. Reaktor juga dapat menghasilkan radioisotop lain seperti Teknesium-99m dan Molibdenum-99 untuk aplikasi medis dan industri, serta Plutonium-239 sebagai produk fisisi.

Uranium-235 (U-235), ini adalah isotop uranium yang mudah mengalami fisi dan berperan sebagai bahan bakar utama dalam banyak reaktor nuklir, menurut Wikipedia dan Wikipedia. Uranium-238 (U-238), merupakan komponen utama uranium alami, U-238 tidak mudah mengalami fisi tetapi dapat mengubah neutron menjadi Plutonium-239, yang selanjutnya dapat digunakan sebagai bahan bakar. Dalam reaktor tertentu, Torium-232 dapat diserap neutron dan diubah menjadi Uranium-233 yang fisil, menurut Wikipedia.

Radioisotop yang Dihasilkan dari Reaktor
 Plutonium-238 (Pu-238) dan Plutonium-239 (Pu-239): Plutonium-239 dihasilkan dari U-238 dan digunakan sebagai bahan bakar, menurut Universitas Sains dan Teknologi Komputer dan Wikipedia. 
 Molibdenum-99 dan Teknesium-99m (Tc-99m): Reaktor nuklir digunakan untuk memproduksi radioisotop seperti Molybdenum-99 yang kemudian meluruh menjadi Technetium-99m, yang umum digunakan dalam pencitraan kedokteran nuklir, menurut ANSTO dan Radiology Cafe.

 Keselamatan radiasi reaktor 
Bahaya radiasi inti reaktor adalah paparan radiasi yang sangat tinggi yang dapat menyebabkan efek kesehatan akut seperti mual, muntah, kerontokan rambut, sindrom radiasi akut, cedera radiasi (luka bakar), bahkan kematian. Keselamatan reaktor tenaga nuklir meliputi desain yang inheren pasif untuk mencegah kecelakaan seperti kebocoran inti dan pelanggaran penahanan, serta penerapan standar perlindungan radiasi nasional yang ditetapkan oleh ICRP. Perangkat keselamatan dan perlindungan radiasi termasuk surveymeter radiasi, dosimeter, dan pakaian proteksi radiasi seperti apron timbal (Pb).

Paparan radiasi tingkat tinggi dapat mengganggu fungsi jaringan dan organ, menyebabkan gejala seperti mual, muntah, kemerahan pada kulit, kerontokan rambut, dan sindrom radiasi akut. Pada dosis yang sangat tinggi, cedera radiasi lokal (luka bakar radiasi) atau kematian dapat terjadi. Bahaya besar muncul dari risiko pelelehan inti dan pelanggaran struktur penahanan, yang dapat melepaskan radiasi ke lingkungan.

Reaktor modern dirancang dengan sistem pasif yang bergantung pada fenomena fisika seperti gravitasi dan konveksi, alih-alih bergantung pada listrik atau komponen mekanis yang memerlukan perintah. Ini dapat mencegah hilangnya pendinginan dan potensi kecelakaan. Standar Perlindungan Radiasi, ICRP menetapkan batas dosis maksimum radiasi. Dosis maksimum 20 milisievert (mSv) per tahun, dengan rata-rata lima tahun 100 mSv. Dosis maksimum 1 mSv per tahun, dengan rata-rata lima tahun. Penggunaan peralatan proteksi radiasi sangat penting, termasuk Surveymeter gamma dan neutron, alat ukur kontaminasi, dan pemantau radioaktivitas cerobong. Dosimeter perorangan, film badge, Thermoluminescence Dosimeter (TLD), dan Optical Stimulated Luminescence (OSL) badge untuk mengukur paparan radiasi. Apron Pb, sarung tangan, kacamata Pb, dan glove box untuk melindungi dari paparan radiasi.

Penanggung jawab instalasi atau pengusaha instalasi bertanggung jawab untuk mencegah kecelakaan, melaporkan kejadian abnormal, dan melakukan upaya penanggulangan.Kejadian abnormal atau kecelakaan harus dilaporkan kepada Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) melalui telepon atau faksimili dalam 24 jam, diikuti dengan laporan tertulis lengkap paling lambat tiga hari kemudian.

 Efisiensi reaktor nuklir 
Efisiensi reaktor nuklir, yang diukur dari energi panas yang dihasilkan menjadi listrik, umumnya berkisar antara 33% hingga 37%, mirip dengan pembangkit listrik berbahan bakar fosil. Namun, ada teknologi reaktor yang lebih canggih, seperti Reaktor Air Berpendingin Natrium atau Advanced Gas-cooled Reactor, yang dapat mencapai efisiensi lebih tinggi, hingga 42%. Selain efisiensi termal, energi nuklir memiliki keunggulan dalam kepadatan energi bahan bakar yang sangat tinggi dan faktor kapasitas yang tinggi, menjadikannya sumber energi yang sangat efisien dan andal.

Faktor yang Memengaruhi Efisiensi Reaktor Nuklir
 Jenis Reaktor: Reaktor yang berbeda memiliki suhu operasi yang berbeda, yang berdampak langsung pada efisiensi termal. Reaktor Air Bertekanan (PWR): Efisiensi sekitar 33–35%. Reaktor Pembiak Berpendingin Natrium: Suhu operasi lebih tinggi, sehingga efisiensi mencapai 39%. Advanced Gas-cooled Reactor (AGR): Dengan suhu operasi yang jauh lebih tinggi, AGR memiliki efisiensi 42%. 
 Kepadatan Energi Bahan Bakar: Uranium memiliki kepadatan energi yang sangat tinggi, yang berarti jumlah energi yang jauh lebih besar dihasilkan per massa bahan bakar dibandingkan sumber lain. 
 Teknologi Generasi Lanjut: Pengembangan teknologi reaktor modular kecil (SMR) dan reaktor Generasi IV berpotensi meningkatkan efisiensi secara signifikan di masa depan.

Reaktor nuklir tidak menghasilkan emisi gas rumah kaca selama operasi, menjadikan energi nuklir sebagai opsi rendah karbon yang penting dalam transisi energi bersih. Dengan faktor kapasitas yang sangat tinggi, reaktor nuklir dapat menyediakan pasokan listrik dasar (baseload) yang andal dan stabil. Desain reaktor yang lebih efisien dapat memanfaatkan bahan bakar nuklir secara lebih efektif, menghasilkan lebih sedikit limbah radioaktif dan memperpanjang siklus bahan bakar.

Reaktor air yang paling efisien saat ini termasuk Reaktor Air Bertekanan (PWR) (dengan efisiensi termal sekitar 33-35%) dan desain Generasi III seperti Reaktor Air Mendidih Lanjut (ABWR) yang menawarkan peningkatan efisiensi dan keselamatan dibandingkan reaktor Generasi II. Namun, untuk efisiensi yang lebih tinggi, jenis reaktor non-air seperti reaktor cepat berpendingin logam cair dan reaktor garam cair (yang tidak berbasis air) memiliki efisiensi yang lebih tinggi karena beroperasi pada suhu yang lebih ekstrem dan tidak bergantung pada air sebagai moderator neutron.

Reaktor Air Bertekanan (PWR) (Pressurized Water Reactor), merupakan jenis reaktor yang paling umum digunakan, dengan efisiensi termal sekitar 33-35%. PWR dianggap stabil dan mudah dioperasikan. Reaktor Air Mendidih (BWR) (Boiling Water Reactor), jenis reaktor air ringan yang paling banyak digunakan kedua setelah PWR. Reaktor BWR memiliki efisiensi termal sekitar 33-34%. Reaktor Air Mendidih Lanjut (ABWR), desain Generasi III dari BWR yang menawarkan peningkatan efisiensi termal dan daya listrik yang lebih tinggi dibandingkan desain BWR generasi awal.

Meskipun masih berupa desain konseptual, Reaktor Berpendingin Air Superkritis (SCWR) merupakan kemajuan dari PWR dan BWR yang sudah ada. SCWR adalah jenis reaktor air yang paling efisien, dengan proyeksi efisiensi termal sebesar 44-48%, jauh lebih tinggi daripada Reaktor Air Ringan (LWR) yang ada saat ini. Dengan beroperasi di atas titik kritis air, SCWR dapat mencapai suhu dan tekanan yang lebih tinggi, serupa dengan pembangkit listrik berbahan bakar fosil yang paling efisien, sehingga menghasilkan konversi energi yang lebih baik. Meskipun masih berupa desain konseptual, SCWR merupakan kemajuan dari PWR dan BWR yang sudah ada. SCWR adalah konsep reaktor Generasi IV, yang berarti merupakan desain generasi mendatang yang canggih dan masih dalam tahap pengembangan. Reaktor ini belum dibangun atau dioperasikan.

Reaktor nuklir paling efisien saat ini adalah reaktor spektrum neutron cepat BN-800 dan BN-600 Rusia karena dapat melakukan fisi hampir seluruh bahan bakarnya, alih-alih hanya sebagian seperti Reaktor Air Bertekanan (PWR) pada umumnya. Konsep canggih seperti Reaktor Berpendingin Air Superkritis (SCWR) dan Reaktor Berpendingin Gas Suhu Tinggi (HTGR) bertujuan untuk mencapai efisiensi termal yang lebih tinggi, dengan SCWR berpotensi mencapai 45% dibandingkan dengan Reaktor Air Ringan (LWR) saat ini yang sekitar 33%.

Tidak seperti reaktor saat ini yang menggunakan spektrum neutron "lambat", reaktor cepat memanfaatkan neutron tanpa memperlambatnya. Hal ini memungkinkan reaktor untuk melakukan fisi pada rentang isotop yang lebih luas, termasuk material yang jarang digunakan dan bahan bakar bekas, sehingga mencapai pemanfaatan bahan bakar yang lebih tinggi. Reaktor Cepat Berpendingin Natrium (SFR), seperti seri BN Rusia, menggunakan natrium cair sebagai pendingin. Hal ini memungkinkan reaktor beroperasi pada suhu yang lebih tinggi dan tekanan yang lebih rendah, sehingga meningkatkan efisiensi sistem secara keseluruhan. Reaktor Generasi IV sedang menjajaki desain yang menawarkan efisiensi termal yang lebih tinggi.

Reaktor thorium cepat adalah jenis reaktor nuklir hipotetis yang menggunakan neutron cepat dan membakar bahan bakar berbasis torium untuk menghasilkan energi. Meskipun konsepnya menarik karena potensi pengurangan limbah berumur panjang, efisiensi neutron reaktor cepat kurang cocok untuk siklus torium dibandingkan dengan uranium-plutonium, sehingga siklusnya lebih lambat. China telah memulai proyek reaktor cepat bertenaga torium pertama di dunia, yaitu Molten Salt Fast Reactor (MSFR), yang bertujuan memanfaatkan torium yang lebih melimpah dibandingkan uranium.

Torium (Th-232) bukanlah bahan bakar nuklir langsung, tetapi dapat diubah menjadi bahan bakar fisil (U-233) setelah menyerap neutron. Reaktor cepat tidak menggunakan moderator untuk memperlambat neutron, tetapi menggunakan neutron berkecepatan tinggi untuk mempertahankan reaksi berantai. Dalam reaktor cepat berbasis torium, torium yang terlarut dalam garam cair akan diubah menjadi U-233 saat reaktor beroperasi. 
Keunggulan dan Tantangan. Reaktor torium menghasilkan limbah yang jauh lebih sedikit dengan waktu radioaktif yang lebih pendek dibandingkan reaktor uranium. Torium tiga hingga empat kali lebih umum daripada uranium di kerak bumi. Reaktor garam cair dapat beroperasi pada tekanan atmosfer, yang menghilangkan risiko ledakan. Siklus torium kurang efisien dalam reaktor cepat dibandingkan dengan siklus uranium-plutonium. Reaktor thorium cepat masih dalam tahap pengembangan, meskipun beberapa proyek percontohan dan komersial sedang berjalan, seperti yang ada di Tiongkok. Proyek ini adalah reaktor cepat pertama yang bertenaga torium dan reaktor garam cair komersial pertama di dunia, yang bertujuan memanfaatkan potensi energi torium. KAMINI (Kalpakkam Miniature Reactor) India, reaktor eksperimental berbasis torium yang ada di India, tetapi merupakan reaktor termal, bukan cepat. Reaktor cepat berbasis torium menawarkan potensi besar untuk masa depan energi nuklir, tetapi penelitian dan pengembangan lebih lanjut masih diperlukan untuk mengatasi tantangan teknologi dan mencapai potensinya secara penuh.

 Tekanan pembangkit listrik tenaga nuklir 
Pada pembangkit listrik tenaga nuklir, sistem primer, sekunder, dan tersier merupakan sirkuit terpisah yang mentransfer panas dari inti reaktor untuk menghasilkan listrik, masing-masing dengan tekanan dan fungsi yang berbeda. Sistem primer menggunakan tekanan tinggi untuk mensirkulasikan pendingin melalui inti reaktor, mencegah air mendidih. Sistem sekunder menerima panas dari sistem primer melalui penukar panas untuk menghasilkan uap, yang menggerakkan turbin. Sistem tersier kemudian mendinginkan uap dalam kondensor, biasanya menggunakan sumber air eksternal yang besar, untuk mengembunkannya kembali menjadi air agar sistem sekunder dapat digunakan kembali.

 Loop Primer (Sistem Pendingin Reaktor). Untuk mensirkulasikan pendingin (biasanya air bertekanan tinggi) melalui inti reaktor untuk menyerap panas yang dihasilkan dari fisi nuklir. Tekanan yang sangat tinggi dipertahankan untuk mencegah pendingin mendidih pada suhu operasi yang tinggi. Ini adalah sistem radioaktif tertutup yang sepenuhnya terisolasi dari sistem sekunder dan tersier untuk menahan radioaktivitas apa pun.
 Loop Sekunder (Sistem Uap/Turbin) Untuk mengubah panas dari loop primer menjadi uap. Proses: Air panas dari loop primer mentransfer panasnya ke loop sekunder dalam penukar panas (generator uap), mengubah air di loop sekunder menjadi uap. Uap ini kemudian dialirkan ke turbin untuk menghasilkan listrik.
 Loop Tersier (Sistem Pendingin)r Untuk mengembunkan uap dari sistem sekunder kembali menjadi air cair. Air dingin, biasanya dari sumber alami seperti laut atau sungai, bersirkulasi melalui tabung kondensor, mendinginkan uap. Sistem tersier juga terpisah dari yang lain, karena sumber airnya (seperti Samudra Atlantik) bersentuhan dengan kondensor tetapi tidak dengan sirkuit lainnya.

Pembagian menjadi tiga sistem terpisah dan terisolasi memastikan bahwa setiap bahan radioaktif dari sistem primer tertampung dan tidak bersentuhan dengan sistem sekunder atau lingkungan publik.

Dalam tenaga nuklir, "sirkuit" primer, sekunder, dan tersier adalah loop pendingin yang dirancang untuk mentransfer panas dan menghasilkan listrik, dengan BWR menghasilkan uap di sirkuit primer, dan PWR menggunakan sirkuit primer dan sekunder yang terpisah. Sistem reaktor pada dasarnya adalah sistem perpindahan panas di mana sirkuit primer membawa pendingin panas dari teras reaktor, dan sirkuit sekunder menggunakan panas ini untuk menghasilkan uap untuk turbin. Sistem tersier biasanya ditemukan di gardu induk listrik, bukan langsung di reaktor nuklir, untuk mengendalikan tegangan pada saluran transmisi.

Reaktor Air Mendidih (BWR), uap dihasilkan langsung di sirkuit primer di dalam teras reaktor. Pendingin sirkuit primer mendidih, dan uap yang dihasilkan dikeringkan dan dikirim langsung ke turbin. Reaktor Air Bertekanan (PWR), air bertekanan tinggi dari sirkuit primer tidak mendidih, melainkan mentransfer panas ke sirkuit sekunder dalam generator uap. Sirkuit primer membawa air panas ke generator uap terpisah, di mana ia memanaskan dan mendidihkan air di sirkuit sekunder untuk menghasilkan uap bagi turbin. Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalnyy (RBMK), jenis reaktor ini menggunakan beberapa tabung bertekanan, masing-masing dengan air mendidihnya sendiri, untuk menghasilkan uap di sirkuit primer. Pendingin sirkuit primer mendidih di dalam tabung bertekanan tersebut.

Pada pembangkit listrik tenaga nuklir, turbin tekanan tinggi (HP) menerima uap pada tekanan yang sangat tinggi, biasanya sekitar 610 psig (4,2 MPa) pada beban penuh untuk sistem Reaktor Air Bertekanan (PWR), meskipun angka pastinya bervariasi tergantung desain reaktor. Uap ini, yang dihasilkan oleh penukar panas di loop sekunder PWR, berekspansi melalui turbin, menggerakkan generator untuk menghasilkan listrik. Tekanan tinggi diperlukan untuk menjaga air pendingin primer agar tidak mendidih di teras reaktor dan untuk mentransfer panas secara efisien ke sistem pembangkit uap.

Turbin tekanan tinggi beroperasi dengan uap pada tekanan yang jauh lebih tinggi daripada turbin konvensional, sehingga membutuhkan desain yang kokoh dan teknologi sudu khusus untuk menangani aliran uap dan kadar air. Dalam PWR, pendingin primer reaktor dijaga di bawah tekanan tinggi (sekitar 155 bar atau 2.250 psi) untuk mencegahnya mendidih. Air panas bertekanan tinggi ini kemudian mengalir melalui penukar panas (generator uap) untuk memanaskan sumber air terpisah di sirkuit sekunder, menghasilkan uap yang menggerakkan turbin HP. Tekanan dalam turbin bervariasi tergantung beban. Pada beban penuh, tekanannya mungkin sekitar 610 psig, sementara pada beban nol, tekanannya mendekati tekanan kondensor. Kemajuan dalam desain bilah turbin HP bertujuan untuk meningkatkan efisiensi, terutama dalam mengelola uap basah (uap dengan kelembapan), yang merupakan karakteristik umum siklus uap nuklir.

Tekanan tinggi  adalah Kunci, di loop primer PWR menjaga air pendingin reaktor tetap mendidih, bahkan pada suhu tinggi. Pendingin primer bertekanan tinggi ini mentransfer panas ke air sekunder di generator uap untuk menghasilkan uap bagi turbin. Uap bertekanan tinggi yang keluar dari generator uap menyediakan energi yang dibutuhkan untuk memutar tahapan turbin bertekanan tinggi dan, pada akhirnya, generator untuk menghasilkan listrik.

Reaktor torium, khususnya Reaktor Garam Cair (MSR), beroperasi pada tekanan mendekati atmosfer karena penggunaan pendingin garam cair. Hal ini berbeda dengan tekanan tinggi (misalnya, 7 MPa hingga 15 MPa) yang terdapat pada Reaktor Air Ringan (LWR) yang menggunakan air sebagai pendingin. Operasi tekanan rendah pada MSR ini mengurangi kebutuhan akan material dan infrastruktur yang kompleks dan bertekanan tinggi, sehingga menghasilkan desain yang lebih sederhana dan berpotensi menurunkan biaya.

Dalam Reaktor Air Bertekanan (PWR), air dalam loop pendingin primer dijaga di bawah tekanan tinggi (sekitar 150-157 bar atau 2250 psi) untuk mencegah pendidihan pada suhu hingga sekitar 325 °C. Air super panas ini kemudian mentransfer panasnya ke loop air sekunder dalam generator uap, tempat air berubah menjadi uap untuk menggerakkan generator turbin. Sebaliknya, tekanan turbin gas dihasilkan dengan mengompresi udara yang masuk melalui beberapa tahap, dengan tekanan akhir biasanya berkisar antara 200-300 psig (sekitar 14-21 bar). Reaktor Air Mendidih (BWR) pada umumnya beroperasi pada tekanan sekitar 70–75 bar (7–7,5 MPa), yang jauh lebih rendah daripada tekanan ~155 bar yang terdapat pada Reaktor Air Bertekanan (PWR). Tekanan yang lebih rendah ini memungkinkan air mendidih langsung di dalam bejana tekan reaktor pada suhu sekitar 286 °C. Uap yang dihasilkan kemudian diarahkan untuk menggerakkan turbin, yang menghasilkan listrik.

Dalam reaktor air berat (PHWR), tekanan tinggi digunakan di sirkuit primer untuk mencegah pendingin air berat mendidih pada suhu operasinya sekitar 300 °C, serupa dengan Reaktor Air Bertekanan (PWR). Khusus untuk PHWR, tekanan air di sirkuit primer sekitar 9,3 MPa (93 bar). Air berat bertekanan dan bersuhu tinggi ini kemudian mengalir ke generator uap untuk mentransfer energinya ke air biasa, yang menguap untuk menggerakkan turbin. Dalam reaktor CANDU, uap bertekanan tinggi dari generator uap yang menggerakkan turbin biasanya berada pada tekanan jenuh sekitar 4,6 MPa (46 bar). Tekanan ini dihasilkan dengan memanaskan air berat di dalam generator uap dan kemudian dialirkan ke turbin untuk menghasilkan listrik.

Dalam tenaga nuklir, "turbin gas" biasanya merujuk pada reaktor berpendingin gas, yang beroperasi pada tekanan tinggi, seringkali sekitar 40-50 bar (580-725 psi) untuk sistem berpendingin karbon dioksida (CO2), dan jauh lebih tinggi (puluhan megapascal) untuk reaktor berpendingin gas suhu tinggi (HTGR) berpendingin helium (He). Gas bertekanan tersebut kemudian berekspansi melalui turbin untuk menghasilkan listrik, dalam desain yang berbeda dari reaktor berpendingin air yang beroperasi pada tekanan jauh lebih tinggi untuk mencegah air mendidih.

Reaktor torium seperti pada reaktor garam cair ThorConIsle yang beroperasi pada 3 bar, atau reaktor turbin gas (seperti pada THTR-300) yang bisa mencapai 40-50 bar. Tekanan dalam reaktor torium bervariasi tergantung pada jenis reaktornya; reaktor garam cair beroperasi pada tekanan relatif rendah, sementara reaktor berpendingin gas memerlukan tekanan tinggi untuk efisiensi operasionalnya.

Reaktor Torium dan Tekanan Operasi
 Reaktor Garam Cair (Molten Salt Reactors) menggunakan garam cair sebagai pendingin dan bahan bakar. Contohnya adalah ThorConIsle, yang beroperasi pada tekanan relatif rendah, yaitu 3 bar. 
 Reaktor Berpendingin Gas (Gas-Cooled Reactors), reaktor seperti THTR-300 (yang menggunakan torium) beroperasi pada tekanan yang jauh lebih tinggi, seringkali antara 40-50 bar atau lebih, untuk meningkatkan efisiensi termal melalui ekspansi gas melalui turbin. 
 Reaktor Air Berat (Pressurized Heavy Water Reactors - PHWR), desain yang bisa menggunakan thorium, seperti pada reaktor CANDU India, memerlukan tekanan tinggi dalam sirkuit primer untuk mencegah air berat mendidih pada suhu operasi tinggi.

Dalam reaktor yang menggunakan air sebagai pendingin, tekanan tinggi diperlukan untuk mencegah air mendidih di dalam reaktor pada suhu operasinya, yang mirip dengan Reaktor Air Bertekanan (PWR). Untuk reaktor berpendingin gas, tekanan tinggi memungkinkan gas untuk memuai lebih efisien saat melewati turbin, yang pada gilirannya meningkatkan efisiensi pembangkit listrik. Tekanan operasi adalah faktor desain penting yang membedakan jenis-jenis reaktor dan memengaruhi pemilihan bahan serta konfigurasi sistem pendingin.

 Proses Rankine generator uap 
Proses Rankine untuk generator uap mengubah energi panas menjadi listrik melalui empat tahap utama: pompa menaikkan tekanan air cair, boiler memanaskan air hingga menjadi uap bertekanan tinggi, turbin menggerakkan generator dengan ekspansi uap, dan kondensor mendinginkan uap kembali menjadi air untuk siklus berikutnya, menghasilkan listrik melalui generator yang terhubung dengan poros turbin.

Siklus Rankine berjalan dalam empat proses berulang menggunakan air sebagai fluida kerja:
 Pompa (Kompresi Cairan). Air cair bertekanan rendah dari kondensor dipompa ke tekanan tinggi menggunakan sebuah pompa. Proses ini membutuhkan input energi yang relatif kecil untuk mengubah air menjadi cairan bertekanan tinggi. 
 Boiler (Penambahan Panas). Air cair bertekanan tinggi dari pompa memasuki boiler. Di dalam boiler, panas ditambahkan ke air untuk menaikkan suhunya hingga mencapai titik didih dan menguapkannya menjadi uap jenuh pada tekanan yang sama. Jika uap yang dihasilkan memiliki suhu sangat tinggi, ini disebut uap super panas dan meningkatkan efisiensi. 
 Turbin (Ekspansi Uap). Uap panas bertekanan tinggi mengalir menuju turbin dan memutar bilah-bilahnya. Energi kinetik uap berubah menjadi kerja mekanis (gerakan turbin). Poros turbin terhubung ke generator, yang kemudian menghasilkan listrik. Saat uap bergerak melalui turbin, tekanan dan temperaturnya menurun. 
 Kondensor (Penolakan Panas). Uap yang telah keluar dari turbin memasuki kondensor. Di sini, panas dari uap dihilangkan dan ditransfer ke air pendingin, menyebabkan uap berubah fase menjadi cairan (air) pada tekanan tetap. Air cair hasil kondensasi kemudian kembali dipompa untuk memulai siklus lagi.

Proses Rankine merupakan dasar dari hampir semua pembangkit listrik tenaga uap yang mengubah panas, yang dihasilkan dari berbagai sumber seperti batu bara atau bahan bakar nuklir, menjadi listrik.

 Perbedaan Pembangkit Uap Berbahan Bakar Batu Bara dan Nuklir 
Pembangkit uap berbahan bakar batu bara menggunakan siklus Rankine untuk mengubah energi kimia dari batu bara menjadi listrik, dengan turbin uap dan generator yang sebagian besar tetap konsisten di berbagai jenis bahan bakar. Sementara itu, pembangkit uap nuklir juga menggunakan siklus ini, tetapi menghasilkan panas melalui fisi nuklir, bukan pembakaran. Perbedaan utama terletak pada sumber panas awal (pembakaran batu bara vs. reaksi nuklir), penanganan bahan bakar (penghancuran batu bara vs. penanganan bahan bakar nuklir), emisi (CO2, SOx, NOx untuk batu bara; tidak ada emisi untuk nuklir), dan produk limbah (abu terbang untuk batu bara; limbah radioaktif untuk nuklir).

 Pembangkit Uap Berbahan Bakar Batu Bara. Batubara dibakar dalam ketel uap untuk menghasilkan panas. Panas ini mengubah air menjadi uap bertekanan tinggi. Uap tersebut memutar turbin, yang menggerakkan generator untuk menghasilkan listrik. Uap bekas kemudian didinginkan, dikondensasikan kembali menjadi air, dan dikembalikan ke ketel uap.
 Pembangkit Uap Nuklir. Fissi nuklir dalam reaktor menghasilkan panas. Panas ini digunakan untuk menghasilkan uap, mengikuti siklus Rankine yang dimodifikasi, mirip dengan pembangkit listrik tenaga batu bara. Uap menggerakkan turbin yang terhubung ke generator, menghasilkan listrik. Proses selanjutnya berlanjut dengan mengembunkan uap dan mengembalikannya ke reaktor.

Pembangkit listrik tenaga batu bara dapat beroperasi pada tekanan uap yang jauh lebih tinggi (3.000 psi atau lebih) dibandingkan Reaktor Air Bertekanan (PWR) nuklir, yang dibatasi sekitar 900-1.000 psi karena keterbatasan suhu kelongsong bahan bakar. Tekanan yang lebih tinggi pada pembangkit listrik tenaga batu bara ini menghasilkan uap super panas, yang menyebabkan penurunan entalpi yang lebih besar, peningkatan daya keluaran turbin, dan efisiensi pembangkit secara keseluruhan yang lebih tinggi dibandingkan dengan PWR, yang menghasilkan uap jenuh.

Pembakaran batu bara dapat menghasilkan uap super panas bertekanan tinggi yang sangat panas, seringkali melebihi 3.000 psi (pon per inci persegi). Beberapa pembangkit listrik tenaga batu bara canggih beroperasi dalam rezim superkritis, menggunakan tekanan uap sedikit di atas 3.200 psi dan suhu yang lebih tinggi untuk mencapai efisiensi maksimum. Penurunan entalpi yang tinggi pada uap super panas di turbin menghasilkan daya yang lebih besar, sehingga menghasilkan efisiensi keseluruhan yang lebih tinggi untuk pembangkit listrik. PWR beroperasi pada tekanan yang lebih rendah, biasanya berkisar antara 900 hingga 1.000 psi. Tekanan ini sesuai dengan batas suhu jenuh untuk kelongsong bahan bakar di dalam reaktor, sehingga menghasilkan uap jenuh, bukan uap super panas. Tekanan dan suhu uap yang lebih rendah pada loop sekunder PWR menghasilkan penurunan entalpi yang lebih kecil dan daya keluaran turbin yang lebih rendah dibandingkan dengan pembangkit listrik tenaga batu bara yang beroperasi pada tekanan yang lebih tinggi.

Pembangkit listrik tenaga batu bara menggunakan pembakaran langsung untuk menghasilkan uap bersuhu dan bertekanan tinggi. PWR menggunakan fisi nuklir untuk memanaskan air guna menghasilkan uap. Pembangkit listrik tenaga batu bara dapat menghasilkan uap super panas, yang memiliki potensi energi lebih tinggi. PWR menghasilkan uap jenuh karena batasan keamanan pada suhu kelongsong bahan bakar. Tekanan dan suhu yang lebih tinggi pada pembangkit listrik tenaga batu bara memungkinkan konversi energi yang lebih besar dan efisiensi termal yang lebih tinggi daripada pada PWR.

 Reaktor dengan tekanan rendah atau tanpa tekanan 
Reaktor beroperasi dengan tekanan rendah atau tanpa tekanan ketika dirancang untuk fitur keselamatan pasif, seperti pada Reaktor Garam Leleh (MSR) yang pada dasarnya merupakan sistem bertekanan rendah, atau untuk tujuan penelitian tertentu, seperti reaktor aliran aerosol dalam penelitian atmosfer dan kimia. Reaktor nuklir juga dapat mengalami kehilangan tekanan jika pressurizer rusak, yang dapat menyebabkan kondisi berbahaya jika tidak dikontrol dengan benar.

Reaktor yang dirancang untuk operasi bertekanan rendah atau tanpa tekanan merupakan konsep reaktor Generasi IV yang menggunakan pendingin seperti garam cair atau logam cair (natrium, timbal), alih-alih air bertekanan tinggi, sehingga menghilangkan kebutuhan akan bejana tekan yang besar dan tebal. Desain ini, seperti reaktor cepat berpendingin timbal dan reaktor cepat berpendingin natrium, menawarkan fitur keselamatan pasif dan suhu operasi yang lebih tinggi untuk efisiensi termodinamika yang lebih baik dengan memanfaatkan konveksi alami untuk pembuangan panas setelah penghentian.

Alih-alih menggunakan air sebagai pendingin bertekanan, reaktor ini menggunakan garam cair atau logam cair.
Pendingin ini memiliki titik didih yang jauh lebih tinggi daripada air, sehingga dapat digunakan pada suhu operasi tinggi tanpa tekanan. Tidak adanya tekanan internal yang tinggi memungkinkan penggunaan bejana reaktor yang jauh lebih tipis dan kurang kokoh. Dalam keadaan darurat, panas yang dihasilkan dari panas peluruhan dapat dihilangkan melalui konveksi alami melalui saluran udara, sehingga menghilangkan kebutuhan akan pompa aktif atau sistem kontrol.

 Sistem Keselamatan Pasif, contoh paling signifikan adalah MSR, yang mengandalkan sifat inheren pendingin garam cairnya untuk beroperasi dengan aman pada tekanan rendah, sehingga menghilangkan kebutuhan akan sistem penahanan bertekanan tinggi.
 Risiko Mendidih yang Berkurang, dalam MSR, pendingin tetap berada di bawah titik didihnya, mencegah pelepasan material yang meledak bahkan dalam skenario kecelakaan.
 Penelitian dan Aplikasi Spesifik, pada beberapa reaktor khusus, seperti reaktor aliran aerosol, dirancang khusus untuk operasi bertekanan rendah guna mempelajari interaksi aerosol dan gas dalam kondisi yang mirip dengan atmosfer.

Pada Reaktor Air Bertekanan (PWR), hilangnya kontrol tekanan, yang seringkali disebabkan oleh masalah pada pressurizer, dapat menyebabkan suhu pendingin reaktor naik. Jika tekanan turun hingga titik jenuh (titik di mana cairan mendidih), pengeringan pendingin dapat terjadi di saluran reaktor, situasi berbahaya yang menyebabkan panas berlebih. PWR biasanya menggunakan pressurizer, semprotan, dan katup pelepas untuk mengelola tekanan, yang menyoroti pentingnya sistem ini dalam menjaga kondisi operasi yang aman. Singkatnya, meskipun beberapa desain reaktor pada dasarnya beroperasi pada tekanan rendah demi keselamatan, hilangnya tekanan pada jenis reaktor lain, terutama PWR, dapat mengindikasikan malafungsi berbahaya yang memerlukan perhatian segera untuk mencegah konsekuensi yang parah.

Contoh
 Reaktor Cepat Berpendingin Natrium (SFR): Menggunakan natrium cair sebagai pendingin, yang bersifat konduktif dan memungkinkan pompa elektromagnetik.
 Reaktor Cepat Berpendingin Timbal (LFR): Menggunakan timbal cair sebagai pendingin, yang memiliki inersia termal tinggi dan tidak mudah terbakar.
 Reaktor Garam Cair (MSR): Konsep Generasi IV yang dapat beroperasi pada suhu tinggi dan tekanan rendah.

 Startup sumber neutron 
Startup sumber neutron atau sumber neutron awal atau startup neutron source adalah sumber neutron yang digunakan untuk inisiasi reaksi berantai nuklir yang stabil dan andal dalam reaktor nuklir, ketika diisi dengan bahan bakar nuklir baru, yang fluks neutronnya dari fisi spontan biasa tidak cukup untuk memulai yang andal, atau setelah periode penghentian yang berkepanjangan. Sumber neutron memastikan populasi neutron minimal yang konstan di inti reaktor, cukup untuk memulai dengan lancar. Tanpa mereka, reaktor dapat mengalami ekskursi daya yang cepat selama pengaktifan dari keadaan dengan terlalu sedikit neutron yang dihasilkan sendiri (inti baru atau setelah pematian yang diperpanjang).

Sumber neutron utama dalam reaktor nuklir yang sedang beroperasi adalah fisi nuklir dari bahan bakar seperti Uranium-235, yang melepaskan neutron saat inti atom terbelah. Selain itu, reaktor memerlukan sumber neutron awal saat startup, yang berupa campuran pemancar alfa (misalnya, Amerisium-Berilium) atau pemancar neutron (misalnya, Kalifornium-252) untuk memulai reaksi berantai.

Sumber Neutron dari Fisi Nuklir (Sumber Intrinsik)
 Fisi Spontan: Beberapa nuklida berat seperti Uranium-238, Uranium-235, dan Plutonium-239 dapat mengalami pembelahan spontan yang menghasilkan fragmen fisi dan neutron bebas. 
 Reaksi Berantai: neutron bebas yang dihasilkan dari reaksi fisi awal akan menumbuk atom bahan bakar lainnya, menyebabkan pembelahan lebih lanjut dan menghasilkan lebih banyak neutron. Proses ini membentuk reaksi berantai yang menghasilkan aliran neutron yang stabil selama reaktor beroperasi.

Sumber Neutron Awal (External/Startup Source)
Ketika reaktor diisi dengan bahan bakar baru atau setelah periode penghentian yang lama, fluks neutron dari fisi spontan tidak cukup untuk memulai reaksi berantai yang andal. Untuk itu, sumber neutron eksternal dibutuhkan. 
 Pemancar Alfa (Alpha Emitters): Sumber ini terdiri dari campuran pemancar alfa seperti Amerisium (Am) atau Plutonium (Pu) dengan isotop ringan seperti Berilium (Be). Ketika partikel alfa berenergi tinggi dari Am atau Pu menumbuk atom Berilium, neutron akan dipancarkan. 
 Pemancar Neutron: Sumber lain adalah pemancar neutron seperti Kalifornium-252 (Cf-252) yang secara spontan membelah dan menghasilkan neutron.

Untuk menyalakan dan pengoperasian reaktor secara garis besar membutuhkan bahan dan alat: pelet bahan bakar (uranium diperkaya atau MOX campuran uranium plutonium), sumber neutron startup pereaksi nuklir, dan pengatur moderator ditempatkan dalam wadah bejana reaktor berisi air bertekanan tinggi dan dilapisi bahan anti radiasi. Bahan bakar dan startup bereaksi menghasilkan panas yang memanaskan pendingin biasanya air bertekanan. Intensitas eaksi nuklir antara bahan bakar dan sumber neutron diatur oleh moderator.

Sumber startup biasanya dimasukkan dalam posisi spasi teratur di dalam teras reaktor, di tempat beberapa batang bahan bakar.

Sumber penting untuk memulai reaktor dengan aman. Fisi spontan dan sinar kosmik berfungsi sebagai sumber neutron yang lemah, tetapi ini terlalu lemah untuk dideteksi oleh instrumentasi reaktor; mengandalkan mereka dapat menyebabkan awal "buta", yang merupakan kondisi yang berpotensi tidak aman. Oleh karena itu, sumber ditempatkan sedemikian rupa sehingga fluks neutron yang dihasilkannya selalu dapat dideteksi oleh instrumen pemantauan reaktor. Saat reaktor dalam keadaan mati, sumber neutron berfungsi untuk memberikan sinyal bagi detektor neutron yang memantau reaktor, untuk memastikannya beroperasi. Tingkat kesetimbangan fluks neutron dalam reaktor subkritis bergantung pada kekuatan sumber neutron; tingkat minimum tertentu dari aktivitas sumber oleh karena itu harus dipastikan untuk mempertahankan kendali atas reaktor ketika dalam keadaan sangat subkritis, yaitu selama penyalaan.

Sumber dapat terdiri dari dua jenis:
 Sumber primer, digunakan untuk menyalakan teras reaktor baru; sumber neutron konvensional digunakan. Sumber primer dikeluarkan dari reaktor setelah kampanye bahan bakar pertama, biasanya setelah beberapa bulan, karena tangkapan neutron yang dihasilkan dari fluks neutron termal dalam reaktor yang beroperasi mengubah komposisi isotop yang digunakan, dan dengan demikian mengurangi masa manfaatnya sebagai sumber neutron.
 Californium-252 (Pembelahan spontan)
 Plutonium-238 & berilium, (α,n) reaksi
 americium-241 & berilium, (α,n) reaksi
 polonium-210 & berilium, (α,n) reaksi
 radium-226 & berilium, (α,n) reaksi
Ketika sumber primer plutonium-238/berilium digunakan, mereka dapat ditempelkan pada batang kendali yang dikeluarkan dari reaktor ketika diberi daya, atau dibalut dalam paduan kadmium, yang buram terhadap neutron termal (mengurangi transmutasi plutonium-238 oleh penangkapan neutron) tetapi transparan hingga neutron cepat yang dihasilkan oleh sumbernya. 
 Sumber sekunder, awalnya inert, menjadi radioaktif dan penghasil neutron hanya setelah aktivasi neutron dalam reaktor. Karena ini, mereka cenderung lebih murah. Paparan neutron termal juga berfungsi untuk mempertahankan aktivitas sumber (isotop radioaktif dibakar dan dihasilkan dalam fluks neutron).
 Sb-Be sumber fotoneutron ; antimon menjadi radioaktif dalam reaktor dan emisi gamma yang kuat (1,7 MeV untuk 124 Sb) berinteraksi dengan berilium-9 melalui reaksi (γ,n) dan menghasilkan fotoneutron. Dalam reaktor PWR satu batang sumber neutron mengandung 160 gram antimon, dan tetap berada di dalam reaktor selama 5–7 tahun. Sumber sering dibangun sebagai batang antimon yang dikelilingi oleh lapisan berilium dan dibalut baja tahan karat. Paduan antimon-berilium juga dapat digunakan.

Reaksi berantai di reaktor kritis pertama, CP-1, diprakarsai oleh sumber neutron radium-berilium. Demikian pula, dalam reaktor modern (setelah dinyalakan), emisi neutron yang tertunda dari produk fisi cukup untuk mempertahankan reaksi amplifikasi sambil menghasilkan waktu pertumbuhan yang terkendali. Sebagai perbandingan, sebuah bom didasarkan pada neutron langsung dan tumbuh secara eksponensial dalam nanodetik.

 Pengoperasian PLTN 
 Pengaktifan Reaktor 
Pengaktifan reaktor adalah prosedur yang mencakup banyak titik dan perubahan parameter operasional, dan berbeda secara signifikan tergantung pada jenis reaktor tertentu. Misalnya, setiap pengaktifan reaktor daya nol (misalnya, reaktor riset) dapat diklasifikasikan menjadi tiga kategori:

 Pengaktifan Normal . Pengaktifan normal adalah pengaktifan ulang reaktor secara rutin. Pengaktifan ulang dimungkinkan jika semua karakteristik reaktivitas (bahan bakar, batang kendali, kanal eksperimen) tetap ada, dan semua karakteristik reaktivitas ini serta posisi batang kendali pada kondisi kritis reaktor diketahui.
 Eksperimen Startup Komprehensif . Hal ini diperlukan untuk startup reaktor yang aman setelah perubahan material atau geometri minor yang tidak memerlukan eksperimen kritis.
 Eksperimen Kritis . Eksperimen kritis harus dilakukan jika semua karakteristik reaktivitas (misalnya, massa kritis, karakteristik reaktivitas batang kendali, reaktivitas berlebih, dll.) berubah dan semua karakteristik reaktivitas ini serta posisi batang kendali dalam kondisi kritis reaktor belum terkonfirmasi secara eksperimental (hanya diketahui secara komputasi). Hal ini berlaku, dalam hal apa pun, untuk pengaktifan pertama reaktor baru dan pengaktifan selanjutnya setelah variasi perakitan, yang memungkinkan perubahan signifikan dalam perilaku reaktivitas.

Untuk reaktor daya, seperti PWR, penyalaan reaktor biasanya juga diklasifikasikan ke dalam tiga kategori:
 Pengaktifan Reaktor setelah Shutdown Normal . Terkadang, reaktor harus dimatikan tanpa pengisian ulang bahan bakar. Dalam hal ini, pengaktifan reaktor merupakan hal rutin karena semua karakteristik reaktivitas dan perkiraan kondisi kritis telah diketahui dengan baik. Pengaktifan seperti itu biasanya (misalnya, pengaktifan kembali setelah turbin trip) tidak memerlukan pendinginan dan penurunan tekanan pada Sistem Pendingin Reaktor (RCS). Oleh karena itu, mungkin hanya membutuhkan beberapa jam karena pengaktifan dari kondisi panas tidak memerlukan pemanasan instalasi dan uji fisika.
 Pengaktifan Reaktor setelah Pengisian Ulang . Selama pengisian ulang, setiap 12 hingga 18 bulan, sebagian bahan bakar – biasanya sepertiga atau seperempat teras – dipindahkan ke kolam bahan bakar bekas . Pada saat yang sama, sisanya dipindahkan ke lokasi teras yang lebih sesuai dengan tingkat pengayaan yang tersisa. Perubahan pola pembebanan secara signifikan mengubah parameter neutronik teras, terutama parameter neutroniknya. Bersamaan dengan setiap pengisian ulang atau pergantian teras reaktor yang signifikan, uji fisika diperlukan untuk menentukan apakah karakteristik operasional teras sesuai dengan perhitungan desain teras (yang telah dihitung sebelumnya). Proses ini dapat memakan waktu beberapa hari.
 Pengaktifan Awal Reaktor . Pengaktifan awal reaktor harus dilakukan agar komisioning PLTN berhasil, dan mencakup banyak uji lainnya, seperti uji hidraulik dan tekanan. Proses ini dapat memakan waktu beberapa bulan.

Sebagaimana dijelaskan dalam poin-poin berikut, proses startup ini berlaku untuk startup reaktor setelah pengisian bahan bakar. Prosedur ini menjelaskan secara singkat proses startup instalasi dari kondisi shutdown dingin. Diasumsikan bahwa semua uji tekanan telah berhasil.

 Prosedur dari Cold Zero Power (CZP) ke Hot Full Power (HFP) 
 Pemanasan Pabrik .
 Memulai dengan Beban Minimum .
 Muat Ulang Uji Fisika Startup .
 Sinkronisasi Generator
 Operasi Normal – Daya Penuh

 Heatup Pabrik 
Secara umum, pengaktifan reaktor setelah pengisian bahan bakar adalah pengaktifan dari kondisi dingin karena pengisian bahan bakar mengharuskan Sistem Pendingin Reaktor (RCS) didinginkan dan didekompresi. Kondisi awal adalah NSSS – Sistem Pasokan Uap Nuklir berada dalam mode "pematian dingin", yang berarti T rata-rata = 30 °C, tekanan = mendekati atmosfer, konsentrasi boron cukup untuk menghasilkan margin penghentian 10%, dan RCP – Pompa Pendingin Reaktor mati. Sebelum setiap poin prosedur di atas, kepatuhan terhadap Spesifikasi Teknis instalasi harus diverifikasi.

Pemanasan NSSS dari Mati Dingin (MODE 5) ke Siaga Panas (MODE 3) dilakukan oleh pompa pendingin reaktor yang sangat kuat (masing-masing dapat mengonsumsi daya hingga 6 MW). Oleh karena itu, kerja pompa ini bersama dengan panas peluruhan dapat digunakan untuk memanaskan pendingin primer sebelum reaktor dinyalakan. Tekanan sistem pendingin reaktor harus ditingkatkan untuk memenuhi persyaratan head hisap positif bersih guna mengoperasikan pompa pendingin reaktor. Pompa pendingin reaktor dinyalakan secara berurutan. Laju pemanasan instalasi primer dibatasi hingga sekitar 30 °C per jam untuk meminimalkan tekanan internal pada material bejana tekan , pipa primer, dan komponen lainnya.

RCP digunakan karena reaktor air bertekanan mungkin memiliki koefisien suhu moderator positif pada suhu rendah. Operasi ( kekritisan reaktor ) dengan koefisien suhu moderator positif yang disebabkan oleh jumlah boron terlarut dalam moderator (lihat:  MTC ) dilarang.  Oleh karena itu, pemanasan melalui reaksi fisi berantai dilarang. Pembangkit dibawa ke suhu operasi mendekati (misalnya, T dalam ~ 275 °C) dengan panas pompa pendingin reaktor sebelum reaktor dibuat kritis. Penukar panas dari sistem pembuangan panas sisa dilewati untuk memungkinkan pemanasan. Karena volume pendingin meningkat (karena ekspansi termal) selama pemanasannya, kelebihannya harus dikeluarkan dari sistem pendingin reaktor.Tekanan dalam pressurizer dikontrol dengan memvariasikan suhu pendingin di dalamnya. Untuk tujuan ini, dua sistem dipasang: sistem semprotan air dan sistem pemanas listrik . Pemanas listrik terendam dirancang untuk meningkatkan tekanan dengan menguapkan air di dalam bejana dan memanaskan pressurizer. Tekanan air dalam sistem tertutup melacak suhu air secara langsung; seiring kenaikan suhu, tekanan pun meningkat.

Ketika suhu dan tekanan pendingin reaktor mencapai nilai target (misalnya, 275 °C dan 16 MPa), pemanasan RCS selesai. Suhu pendingin kemudian dipertahankan melalui penggunaan masukan panas pompa pendingin reaktor yang seimbang dan sistem pembuangan uap yang melepaskan uap ke kondensor utama . Langkah selanjutnya dalam startup pembangkit adalah menangani reaktor pada kondisi kritis.

 Pendekatan Kekritisan – Startup hingga Beban Minimum 
Proses mencapai kekritisan (yaitu, k eff = 1) dikenal sebagai pendekatan kekritisan atau startup hingga beban minimum . Sebelum proses ini, konsentrasi boron biasanya cukup (setelah pengisian ulang) untuk menghasilkan margin shutdown sekitar 10% (yaitu, k eff = 0,90), dan batang kendali dimasukkan sepenuhnya ke dalam teras. Jika diizinkan, konsentrasi boron dapat disesuaikan dengan nilai yang dibutuhkan sebelum startup.

Untuk pendekatan kekritisan, parameter yang dikenal sebagai estimasi kondisi kritis harus diketahui. Estimasi kondisi kritis telah dihitung sebelumnya untuk setiap pola pemuatan bahan bakar dan biasanya terdiri dari:

 Perkiraan posisi batang kritis (misalnya, kemiringan batang kendali terakhir pada 90% tinggi inti)
 Perkiraan konsentrasi boron kritis (misalnya, c B = 9 g/kg = 1573 ppm)
 Perkiraan suhu masuk inti kritis (misalnya, T masuk = 275 °C)

Ketiga parameter ini bersama-sama menentukan estimasi kondisi kritis. Batang kendali harus memenuhi persyaratan yang dikenal sebagai batas penyisipan batang, dan batas penyisipan batang memastikan persyaratan margin shutdown. Ada banyak cara untuk mencapai kondisi kritis, tetapi biasanya, dua prosedur berikut digunakan:

 Pendekatan dengan penarikan batang kendali . Ketika konsentrasi boron yang ada mendekati kritis yang diestimasi, pendekatan hanya dapat dilakukan dengan penarikan batang kendali. Kadang-kadang konsentrasi boron dapat disesuaikan dengan nilai yang diperlukan sebelum memulai, dan kemudian prosedur ini dapat digunakan. Batang kendali ditarik dari teras dalam beberapa langkah berturut-turut. Bank batang shutdown ditarik secara berurutan, dan kemudian bank kendali ditarik secara manual untuk mencapai kekritisan. Setelah setiap langkah, laju hitungan neutron dicatat. Secara eksperimental laju hitungan neutron diukur dengan detektor neutron rentang sumber (biasanya tiga dalam simetri 120°) yang terletak di posisi yang berbeda di luar reaktor. Tingkat neutron setelah setiap penambahan reaktivitas harus dibiarkan stabil untuk mendapatkan indikasi perkalian asimtotik yang akurat sebelum melanjutkan dengan penambahan reaktivitas berikutnya. Waktu stabilisasi ini menjadi semakin besar saat kekritisan didekati.
 Pendekatan dengan pengenceran boron . Ketika konsentrasi boron yang ada jauh dari kondisi kritis yang diperkirakan, dan penyesuaian tidak memungkinkan, kondisi kritis harus didekati dengan pengenceran boron. Sebelum pengenceran boron, batang shutdown dan batang kendali ditarik ke kondisi kritis yang diperkirakan (misalnya, semua pada posisi ARO kecuali batang kendali terakhir, yang ditarik hingga 90% dari tinggi teras). Kemudian, konsentrasi boron dapat diturunkan dengan memasukkan kondensat ke dalam sistem pendingin reaktor. Proses ini tidak dilakukan secara bertahap. Oleh karena itu, tidak ada stabilisasi untuk mendapatkan indikasi akurat perkalian asimtotik. Selain itu, dalam kasus ini, laju hitungan neutron diukur dengan detektor neutron rentang sumber.

Bukti kekritisan ditunjukkan oleh laju startup positif yang berkelanjutan atau oleh reactimeter tanpa gerakan batang dan peningkatan jumlah rentang sumber. Setelah kekritisan tercapai, laju startup positif tercapai (reaktor sedikit superkritis ), dan tingkat daya meningkat hingga " beban minimum ". Peningkatan daya ini kemudian distabilkan pada beban minimum dengan penyisipan batang kendali. Pada beban minimum, tingkat daya tidak memengaruhi kekritisan (k eff ) reaktor daya kecuali umpan balik reaktivitas termal bekerja (operasi reaktor daya tanpa umpan balik reaktivitas berada di antara 10E-8% – 1% dari daya pengenal). Reaktor berperilaku sebagai " reaktor daya nol ".

Sangat penting untuk memperhatikan instruksi keselamatan. Karena reaktor berada pada daya rendah, reaktor jauh dari umpan balik suhu , sehingga meningkatkan  stabilitas reaktor . Ada kemungkinan terjadi penghentian otomatis, yang dapat diaktifkan oleh sistem proteksi reaktor jika reaktivitas yang dimasukkan terlalu tinggi.

Stabilitas daya inheren tidak efektif di bawah titik yang dikenal sebagai "titik penambahan panas". Misalkan, ekskursi daya dimulai dari tingkat daya yang sangat rendah. Dalam hal ini, daya akan terus meningkat tanpa terkendali hingga titik penambahan panas tercapai, dan kenaikan suhu selanjutnya menambah reaktivitas negatif untuk memperlambat kenaikan daya reaktor.

 Uji Fisika Startup Muat Ulang 
Bersamaan dengan setiap pengisian bahan bakar atau pergantian teras reaktor yang signifikan, uji fisika startup reaktor diperlukan untuk menentukan apakah karakteristik operasi teras sesuai dengan perhitungan desain teras (yang telah dihitung sebelumnya). Oleh karena itu, parameter keselamatan nuklir utama juga harus diverifikasi secara eksperimental selama uji fisika pada daya rendah .

Parameter keselamatan nuklir utama dipilih sebagai serangkaian parameter minimal yang menggambarkan perilaku inti reaktor selama transien dan kecelakaan yang diasumsikan dalam analisis keselamatan (SAR).

Seperangkat parameter keselamatan nuklir utama yang dipilih untuk uji fisika daya rendah meliputi:
 Keseimbangan reaktivitas
 Pengukuran konsentrasi boron kritis
 Pengukuran simetri fluks
 Koefisien reaktivitas seperti:
 Koefisien suhu moderator
 Koefisien reaktivitas kepadatan moderator
 Koefisien reaktivitas boron
 Kontrol reaktivitas:
 Nilai batang kendali
 Reaktivitas langsung setelah trip reaktor
Setelah uji fisika daya rendah, distribusi daya harus diverifikasi. Uji distribusi daya dilakukan pada tingkat daya yang lebih tinggi (misalnya, antara 30% – 50% dari daya terukur).

 Sinkronisasi Generator 
Setelah uji fisika daya rendah, daya reaktor ditingkatkan dengan penarikan batang kendali lebih lanjut hingga sekitar 10-30% dari daya termal terukur. Reaktor kini berada pada beban listrik nol, dan seluruh energi termal yang dihasilkan dialirkan oleh sistem bypass turbin (TBS) langsung ke kondensor utama .

Pada titik ini, turbin dipercepat hingga mencapai kecepatan sinkron dan terhubung ke jaringan. Sinkronisasi adalah proses pencocokan kecepatan dan frekuensi generator atau sumber lain dengan jaringan yang sedang berjalan. Turbin-generator harus memiliki tegangan saluran, frekuensi, urutan fasa, sudut fasa, dan bentuk gelombang yang sama dengan sistem yang disinkronisasi. Saat pembebanan turbin-generator dimulai (katup kontrol turbin terbuka), katup pintas turbin akan menutup secara rampa dengan kecepatan yang mempertahankan tekanan uap hingga tertutup sepenuhnya.

Pada titik ini, peningkatan daya tambahan biasanya dialihkan ke kontrol otomatis. Setelah memastikan bahwa semua sistem (NSSS dan Turbin-generator) berfungsi dengan baik pada beban awal, pembebanan pembangkit dilanjutkan hingga daya penuh dengan laju terbatas. Laju ini biasanya tidak melebihi 5 persen dari daya terukur per menit. Setelah pengisian bahan bakar, peningkatan daya dapat dibatasi lebih lanjut untuk meminimalkan tegangan pada lapisan bahan bakar.

 Kondisi Sinkronisasi Generator 
Sebagaimana telah dijelaskan, sinkronisasi adalah proses pencocokan kecepatan dan frekuensi generator atau sumber daya lain dengan jaringan listrik yang sedang beroperasi. Turbin-generator harus memiliki tegangan saluran, frekuensi, urutan fasa, sudut fasa, dan bentuk gelombang yang sama dengan sistem yang disinkronkan. Sinkronisasi yang tidak tepat dapat mengakibatkan transien listrik dan mekanis yang merusak generator, transformator, dan komponen sistem tenaga listrik lainnya.

Biasanya generator utama beroperasi pada kecepatan sekitar:
 3000 RPM untuk sistem 50 Hz untuk generator 2 kutub (atau 1500 RPM untuk generator 4 kutub),
 1800 RPM untuk sistem 60 Hz untuk generator 4 kutub (atau 3600 RPM untuk generator 2 kutub).
Dengan tegangan keluaran 24.000 volt (yaitu, 24 kV), nilai nominal – 1111 MVA, daya efektif – 1000 MWel, faktor daya – 0,9, dan efisiensi – 99%.

Oleh karena itu, sinkronisasi memerlukan kondisi berikut dari generator yang masuk:
 Urutan fase dan bentuk gelombang yang benar. Persyaratan ini harus diverifikasi selama pemasangan awal generator atau setelah perawatan. Menghubungkan generator dengan urutan fase yang salah akan mengakibatkan korsleting karena tegangan sistem berlawanan dengan tegangan terminal generator.
 Frekuensinya hampir sama persis dengan frekuensi sistem . Generator dinaikkan mendekati kecepatan sinkron dengan memasok lebih banyak energi mekanis ke porosnya – misalnya, dengan membuka katup kontrol pada turbin uap. Pencocokan frekuensi yang tidak tepat mengakibatkan akselerasi dan deselerasi turbin yang tinggi.
 Sudut fasa nol . Sudut fasa antara tegangan generator masuk dan tegangan busbar harus nol.
 Tegangan terminal mesin kira-kira sama dengan tegangan sistem.
 Tegangan fasa sefasa dengan tegangan sistem. Tegangan terminal mesin dan tegangan fasa dapat diatur oleh eksitasi dan harus dikontrol setiap kali generator terhubung ke jaringan listrik.

Seperti yang dapat dilihat, sinkronisasi mencocokkan berbagai parameter dari satu generator dengan generator lain atau busbar. Akibatnya, semua generator yang terhubung dalam jaringan berputar secara identik dengan kecepatan yang sama dan dalam urutan fase yang sama. Proses sinkronisasi juga disebut sebagai paralelisasi alternator .

 Produksi isotop dengan reaktor nuklir 

 Radionuklida 
Radionuklida adalah isotop dari suatu unsur yang tidak stabil dan memancarkan radiasi (seperti partikel alfa, beta, atau sinar gamma) untuk menjadi lebih stabil. Sifat radioaktif ini dapat terjadi secara alami atau disebabkan oleh aktivitas manusia, dan radionuklida memiliki berbagai kegunaan di bidang kedokteran, industri, dan ilmu pengetahuan, meskipun paparan jangka panjangnya bisa berbahaya.

Peluruhan radioaktif adalah proses acak pada tingkat atom tunggal : mustahil untuk memprediksi kapan satu atom tertentu akan meluruh.  Namun, untuk kumpulan atom dari satu nuklida, laju peluruhan (dianggap sebagai rata-rata statistik), dan dengan demikian waktu paruh ( t 1/2 ) untuk nuklida itu, dapat dihitung dari pengukuran peluruhan. Rentang waktu paruh atom radioaktif tidak memiliki batas yang diketahui dan mencakup rentang waktu lebih dari 55 orde besaran.

Radionuklida terjadi secara alami dan diproduksi secara artifisial dalam reaktor nuklir , siklotron , akselerator partikel , atau generator radionuklida . Ada 735 radionuklida yang diketahui dengan waktu paruh lebih dari satu jam (lihat daftar nuklida ); 35 di antaranya adalah radionuklida primordial yang keberadaannya di Bumi telah bertahan sejak pembentukannya, dan 62 lainnya dapat dideteksi di alam, terus diproduksi baik sebagai produk anak radionuklida primordial maupun oleh radiasi kosmik . Lebih dari 2400 radionuklida memiliki waktu paruh kurang dari 60 menit . Sebagian besar hanya diproduksi secara artifisial, dan memiliki waktu paruh yang sangat pendek. Sebagai perbandingan, ada 251 nuklida stabil .
Semua unsur kimia memiliki radionuklida - bahkan unsur paling ringan, hidrogen , memiliki satu radionuklida yang terkenal, tritium (meskipun helium , litium , dan boron tidak memiliki satu pun dengan waktu paruh lebih dari satu detik). Unsur yang lebih berat daripada timbal ( Z > 82), dan unsur teknesium serta prometium , hanya memiliki radionuklida dan tidak berada dalam bentuk stabil, meskipun bismut dapat dianggap stabil dengan waktu paruh isotop alaminya lebih dari satu triliun kali lebih lama daripada usia alam semesta saat ini .

Metode produksi buatan radionuklida meliputi sumber neutron seperti reaktor nuklir , serta akselerator partikel seperti siklotron .

Paparan radionuklida umumnya, karena radiasinya, memiliki efek berbahaya pada organisme termasuk manusia , meskipun paparan tingkat rendah terjadi secara alami. Tingkat bahaya akan bergantung pada sifat dan tingkat radiasi yang dihasilkan ( alfa , beta , gamma , atau neutron ), jumlah dan sifat paparan (kontak dekat, inhalasi , atau konsumsi ), dan sifat biokimia unsur ( toksisitas ). Peningkatan risiko kanker dianggap tidak dapat dihindari, dan kasus yang lebih buruk mengalami kanker akibat radiasi , sindrom radiasi kronis , atau sindrom radiasi akut . Radionuklida dipersenjatai oleh efek kejatuhan senjata nuklir dan oleh senjata radiologi .

Radionuklida dengan sifat yang sesuai digunakan dalam kedokteran nuklir untuk diagnosis dan pengobatan. Pelacak pencitraan yang terbuat dari radionuklida disebut pelacak radioaktif . Terapi radionuklida adalah salah satu bentuk radioterapi . Obat farmasi yang terbuat dari radionuklida disebut radiofarmasi .

 Contoh 
Tabel berikut mencantumkan sifat-sifat radionuklida terpilih yang menggambarkan berbagai sifat dan kegunaannya.
IsotopZNwaktu paruhDMDE
keVCara pembentukanKomentarTritium ( 3H )1212,3 tahunβ −19KosmogenikRadionuklida paling ringan, digunakan dalam fusi nuklir buatan , juga digunakan untuk radioluminesensi dan sebagai pelacak transien samudra. Disintesis dari pemboman neutron litium-6 atau deuterium.Berilium-10461.387.000 tahunβ −556Kosmogenikdigunakan untuk memeriksa erosi tanah, pembentukan tanah dari regolith, dan usia inti esKarbon-14685.700 tahunβ −156Kosmogenikdigunakan untuk penanggalan radiokarbonFluor-1899110 menitβ + , EC633/1655Kosmogeniksumber positron, disintesis untuk digunakan sebagai radiotracer medis dalam pemindaian PET .Aluminium-261313717.000 tahunβ + , EC4004Kosmogenikpenanggalan paparan batuan, sedimenKlorin-361719301.000 tahunβ − , EC709Kosmogenikpenanggalan paparan batuan, pelacak air tanahKalium-4019211,24 × 109 tahunβ − , ECTahun 1330/1505Purbadigunakan untuk penanggalan kalium-argon , sumber argon atmosfer , sumber panas radiogenik , sumber radioaktivitas alami terbesarKalsium-41202199.400 tahunECKosmogenikpenanggalan paparan batuan karbonatKobalt-6027335,3 tahunβ −2824Sintetismenghasilkan sinar gamma berenergi tinggi, digunakan untuk radioterapi, sterilisasi peralatan, iradiasi makananKrypton-813645229.000 tahunβ +Kosmogenikpenanggalan air tanahStronsium-90385228,8 tahunβ −546Produk fisiproduk fisi berumur menengah ; mungkin komponen paling berbahaya dari kejatuhan nuklirTeknesium-994356210.000 tahunβ −294Produk fisiisotop paling umum dari unsur paling ringan yang tidak stabil, produk fisi paling signifikan yang berumur panjangTeknesium-99m43566 jamγ ,IC141Sintetisradioisotop medis yang paling umum digunakan, digunakan sebagai pelacak radioaktifYodium-129537615.700.000 tahunβ −194Kosmogenikproduk fisi berumur paling panjang ; pelacak air tanahYodium-13153788 hariβ −971Produk fisibahaya kesehatan jangka pendek paling signifikan dari fisi nuklir, digunakan dalam kedokteran nuklir, pelacak industriXenon-13554819,1 jamβ −tahun 1160Produk fisi"racun nuklir" terkuat yang diketahui (penyerap neutron), dengan efek besar pada operasi reaktor nuklir.Sesium-137558230,2 tahunβ −tahun 1176Produk fisiproduk fisi jangka menengah utama lainnya yang perlu diperhatikanGadolinium-1536489240 hariECSintetisKalibrasi peralatan nuklir, pemeriksaan kepadatan tulangBismut-209831262,01 × 1019 tahunsebuah3137Purbasudah lama dianggap stabil, pembusukan baru terdeteksi pada tahun 2003Polonium-21084126138 harisebuah5307Produk peluruhanSangat beracun, digunakan dalam keracunan Alexander LitvinenkoRadon-222861363,8 harisebuah5590Produk peluruhangas, yang bertanggung jawab atas sebagian besar paparan radiasi pengion di masyarakat, penyebab kedua paling sering terjadinya kanker paru-paruTorium-232901421,4 × 1010 tahunsebuah4083Purbadasar siklus bahan bakar thoriumUranium-235921437 × 108 tahunsebuah4679Purbafisil , bahan bakar nuklir utamaUranium-238921464,5 × 109 tahunsebuah4267PurbaIsotop Uranium UtamaPlutonium-2389414487,7 tahunsebuah5593Sintetisdigunakan dalam generator termoelektrik radioisotop (RTG) dan unit pemanas radioisotop sebagai sumber energi untuk pesawat ruang angkasaPlutonium-2399414524.110 tahunsebuah5245Sintetisdigunakan untuk sebagian besar senjata nuklir modernAmerisium-24195146432 tahunsebuah5486Sintetisdigunakan dalam detektor asap rumah tangga sebagai agen pengionKalifornium-252981542,64 tahunα/SF6217Sintetismengalami fisi spontan (3% peluruhan), menjadikannya sumber neutron yang kuat, digunakan sebagai inisiator reaktor dan untuk perangkat deteksi
Keterangan: Z  =  nomor atom ; N  =  nomor neutron ; DM = mode peluruhan; DE = energi peluruhan; EC =  penangkapan elektron

 Metode Produksi Radionuklida 
Produksi radionuklida melibatkan pembuatan isotop radioaktif untuk berbagai aplikasi di bidang kedokteran, industri, dan penelitian. Proses ini dapat dicapai melalui beberapa metode, termasuk produksi berbasis reaktor, produksi siklotron, dan sistem generator. Setiap metode memiliki kelebihan, keterbatasan, dan kegunaan spesifiknya masing-masing. Artikel ini membahas metode-metode produksi ini, aplikasinya, pertimbangan keselamatan, dan prospek masa depan produksi radionuklida.

Radionuklida, atau isotop radioaktif, adalah atom dengan inti tidak stabil yang melepaskan radiasi ke bentuk stabil selama peluruhannya. Isotop-isotop ini memiliki aplikasi penting di berbagai bidang seperti kedokteran, industri, dan penelitian ilmiah. Produksi radionuklida merupakan proses kompleks yang melibatkan beragam teknik dan teknologi. Artikel ini mengulas berbagai metode produksi radionuklida, aplikasinya, langkah-langkah keamanannya, dan masa depan industri vital ini.

Produksi berbasis reaktor merupakan salah satu metode utama untuk menghasilkan radionuklida. Reaktor nuklir dirancang untuk mempertahankan reaksi berantai nuklir yang terkendali, menghasilkan energi dan neutron dalam jumlah besar. Neutron ini penting untuk menghasilkan radionuklida melalui aktivasi neutron.

Aktivasi neutron melibatkan pemboman isotop stabil dengan neutron, mengubahnya menjadi isotop radioaktif. Misalnya, kobalt-59 yang stabil dapat diubah menjadi kobalt-60 yang radioaktif melalui aktivasi neutron. Metode ini banyak digunakan untuk menghasilkan berbagai radionuklida, termasuk molibdenum-99, yang meluruh membentuk teknesium-99m, sebuah isotop penting dalam pencitraan medis.

Pendekatan lain dalam produksi berbasis reaktor adalah ekstraksi produk fisi . Ketika inti berat, seperti uranium-235, mengalami fisi, ia terpecah menjadi inti yang lebih kecil, melepaskan energi dan neutron. Inti yang lebih kecil ini, yang dikenal sebagai produk fisi, seringkali mengandung radionuklida berharga. Iodin-131 dan xenon-133 adalah contoh produk fisi yang digunakan dalam aplikasi medis dan industri.

Produksi siklotron melibatkan penggunaan akselerator partikel, khususnya siklotron, untuk menghasilkan radionuklida . Siklotron mempercepat partikel bermuatan, seperti proton atau deuteron, ke energi tinggi dan mengarahkannya ke material target. Interaksi antara partikel yang dipercepat dan inti target menghasilkan radionuklida melalui reaksi nuklir.

Salah satu teknik umum dalam produksi siklotron adalah penembakan proton. Proton dipercepat dan diarahkan ke material target, menyebabkan reaksi nuklir yang menghasilkan radionuklida. Misalnya, penembakan oksigen-18 dengan proton dapat menghasilkan fluorin-18, yang banyak digunakan dalam pencitraan tomografi emisi positron (PET).

Deuteron, yang merupakan inti deuterium (isotop hidrogen dengan satu proton dan satu neutron), juga dapat digunakan dalam produksi siklotron. Membombardir nitrogen-14 dengan deuteron, misalnya, menghasilkan karbon-11, isotop penting lainnya dalam pencitraan PET.

Sistem generator, atau generator radionuklida, menyediakan sumber radionuklida berumur pendek yang praktis dan andal. Sistem ini mengandung radionuklida induk yang meluruh menghasilkan radionuklida anak. Radionuklida anak tersebut kemudian dapat dengan mudah diekstraksi dan digunakan untuk berbagai aplikasi.

Generator Teknesium-99m merupakan salah satu sistem generator yang paling banyak digunakan dalam kedokteran nuklir. Generator ini mengandung molibdenum-99 , yang meluruh menghasilkan teknesium-99m. Berkat sifat fisik dan kimianya yang ideal, teknesium-99m dapat dielusi dari generator dan digunakan dalam prosedur pencitraan diagnostik.

Contoh lain dari sistem generator adalah generator strontium-82/rubidium-82. Strontium-82 meluruh menjadi rubidium-82, yang digunakan dalam pencitraan jantung untuk menilai perfusi miokard.

 Radionuklida diproduksi di reaktor nuklir 
Radionuklida diproduksi di reaktor nuklir melalui proses aktivasi neutron (penangkapan neutron) dan reaksi fisi. Reaktor menghasilkan radionuklida yang kaya neutron, yang kemudian dapat diubah menjadi radionuklida tertentu dengan mengaktivasi material target menggunakan fluks neutron yang tinggi. Contoh radionuklida yang dihasilkan termasuk iridium-192 dari aktivasi iridium dan molibdenum-99 (induk dari teknesium-99m) dari fisi uranium.

 Badan Riset dan Inovasi Nasional (BRIN): Lembaga ini memiliki reaktor nuklir di beberapa lokasi, yaitu di Bandung (Reaktor Triga), Yogyakarta (Reaktor Kartini), dan Serpong (Reaktor G.A. Siwabessy). 
 Reaktor G.A. Siwabessy di Serpong: Reaktor riset terbesar di Asia Tenggara ini, yang juga disebut sebagai Reaktor Serba Guna - G. A. Siwabessy (RSG-GAS), menjadi pusat utama produksi radioisotop melalui iradiasi di terasnya. Penelitian terus dilakukan untuk mengoptimalkan reaktor ini menjadi Reaktor Produksi Isotop (RPI). 
 Fasilitas Produksi Radioisotop dan Radiofarmaka (FPRR): Fasilitas ini berlokasi di Serpong dan berfungsi untuk memproses radioisotop yang dihasilkan dari reaktor, seperti Tc-99m dan I-131, untuk digunakan di rumah sakit dan industri.

Proses produksi

 Aktivasi neutron, unsur stabil di dalam reaktor dibombardir dengan neutron, yang kemudian ditangkap oleh inti atom target, mengubahnya menjadi isotop radioaktif. Contohnya adalah produksi iridium-192 dari aktivasi iridium.  
 Reaksi fisi, dalam proses ini, nuklida seperti uranium akan terpecah menjadi fragmen-fragmen yang lebih kecil, yaitu produk fisi, yang banyak di antaranya bersifat radioaktif. Contoh produk fisi adalah molibdenum-99.

Contoh radionuklida yang dihasilkan

 Teknesium-99m, salah satu radionuklida yang paling sering digunakan dalam kedokteran nuklir. Molibdenum-99, yang diproduksi di reaktor melalui fisi, meluruh
 Iodium-123, digunakan untuk pencitraan diagnostik, diproduksi dengan mengaktivasi target tertentu di reaktor.  
 Iodium-125 , digunakan dalam terapi dan diagnostik.  
 Iridium-192, diproduksi dari aktivasi iridium di reaktor, digunakan untuk pengobatan kanker.

Perbedaan dengan produksi melalui akselerator

 Reaktor nuklir cenderung menghasilkan radionuklida kaya neutron, sementara akselerator (seperti siklotron) menghasilkan radionuklida kaya proton melalui pemboman dengan partikel berenergi tinggi seperti proton. Contoh radionuklida dari siklotron adalah fluorin-18.

 Aplikasi Radionuklida 
Radionuklida memainkan peran penting dalam pengobatan modern , terutama dalam pencitraan diagnostik dan terapi.

Teknik pencitraan diagnostik banyak menggunakan radionuklida seperti teknesium-99m, fluorin-18, dan iodin-123. Isotop-isotop ini dimasukkan ke dalam radiofarmasi, yang diberikan kepada pasien. Radiasi yang dipancarkan dideteksi oleh perangkat pencitraan, menghasilkan gambar organ dan jaringan yang detail. Hal ini membantu dalam diagnosis dan pemantauan berbagai kondisi medis .

Radionuklida juga digunakan dalam pengobatan penyakit. Misalnya, iodin-131 digunakan untuk mengobati kanker tiroid dan hipertiroidisme. Lutetium-177 dan yttrium-90 digunakan dalam terapi radionuklida tertarget untuk mengobati jenis kanker tertentu, dengan memberikan radiasi langsung ke sel tumor tanpa merusak jaringan sehat di sekitarnya.

Dalam industri, radionuklida digunakan untuk berbagai tujuan, termasuk pengujian tak merusak, pengendalian proses, dan analisis material.

Teknik pengujian non-destruktif (NDT) memanfaatkan radionuklida untuk memeriksa integritas material dan struktur tanpa menyebabkan kerusakan. Radiografi gamma, misalnya, menggunakan isotop seperti iridium-192 untuk menghasilkan gambar las, pipa, dan komponen lainnya, mendeteksi cacat, dan memastikan kontrol kualitas.

Radionuklida juga digunakan dalam pengendalian dan otomatisasi proses untuk memantau dan mengoptimalkan proses industri. Misalnya, kripton-85 digunakan dalam pengukur aliran untuk mengukur aliran cairan dan gas dalam pipa, memastikan operasi yang efisien dan mengurangi pemborosan.

Radionuklida merupakan alat yang sangat berharga dalam penelitian ilmiah. Radionuklida memungkinkan studi berbagai fenomena di bidang-bidang seperti kimia, biologi, dan ilmu lingkungan.

Studi pelacak melibatkan penggunaan radionuklida untuk melacak pergerakan dan interaksi zat-zat dalam suatu sistem. Misalnya, karbon-14 digunakan dalam penanggalan radiokarbon. untuk menentukan usia sampel arkeologi dan geologi. Dalam biologi, isotop radioaktif digunakan untuk melacak jalur metabolisme dan mempelajari perilaku molekul dalam organisme hidup.

Radionuklida juga digunakan dalam pemantauan lingkungan untuk menilai tingkat polusi dan mempelajari proses lingkungan. Misalnya, tritium dan karbon-14 digunakan untuk mempelajari pergerakan air dan karbon dalam ekosistem, memberikan wawasan tentang perubahan iklim dan isu-isu lingkungan lainnya.

Produksi dan penggunaan radionuklida melibatkan pertimbangan keselamatan yang signifikan untuk melindungi pekerja, masyarakat, dan lingkungan dari paparan radiasi.

Langkah-langkah proteksi radiasi sangat penting di fasilitas produksi radionuklida untuk meminimalkan paparan radiasi pengion. Hal ini mencakup penggunaan pelindung radiasi, alat penanganan jarak jauh, dan pakaian pelindung. Pemantauan dan pengendalian tingkat radiasi di tempat kerja sangat penting untuk memastikan keselamatan personel.

Produksi radionuklida menghasilkan limbah radioaktif, yang harus dikelola dengan aman untuk mencegah pencemaran lingkungan. Hal ini mencakup pemilahan, pengolahan, dan pembuangan limbah radioaktif sesuai standar peraturan. Radionuklida berumur panjang memerlukan penanganan dan pembuangan yang cermat di fasilitas khusus untuk memastikan keamanan jangka panjang.

Produksi dan penggunaan radionuklida tunduk pada peraturan dan pedoman yang ketat untuk memastikan keselamatan dan keamanan. Badan pengatur, seperti Badan Tenaga Atom Internasional, (IAEA) dan otoritas pengatur nuklir nasional, menetapkan standar untuk proteksi radiasi, pengelolaan limbah, dan pengangkutan bahan radioaktif. Kepatuhan terhadap peraturan ini wajib dilakukan untuk melindungi kesehatan masyarakat dan lingkungan.

Produksi radionuklida merupakan proses yang kompleks dan vital dengan beragam aplikasi medis, industri, dan penelitian. Metode produksinya, termasuk sistem berbasis reaktor, siklotron, dan generator, masing-masing memiliki keunggulan dan aplikasi yang unik. Pertimbangan keselamatan, termasuk proteksi radiasi, pengelolaan limbah, dan kepatuhan regulasi, sangat penting untuk memastikan penggunaan radionuklida yang aman dan berkelanjutan. Masa depan produksi radionuklida menjanjikan, dengan kemajuan teknologi dan aplikasi yang baru muncul mendorong pertumbuhan dan inovasi dalam industri ini. Seiring kita terus mengeksplorasi potensi radionuklida, perannya dalam meningkatkan kesehatan manusia, memajukan pengetahuan ilmiah, dan mendukung proses industri niscaya akan semakin luas.

 Proses industri dengan reaktor nuklir 
Proses industri menggunakan reaktor nuklir utamanya menghasilkan panas untuk proses industri, bukan hanya listrik, melalui reaksi fisi yang memanaskan zat pendingin menjadi uap. Uap ini kemudian bisa digunakan langsung atau memutar turbin untuk menggerakkan peralatan industri. Beberapa aplikasi termasuk desalinasi air, produksi hidrogen, dan pembuatan bahan kimia seperti polietilena.

Reaksi Fisi Nuklir, di dalam inti reaktor, atom-atom seperti Uranium-235 dipecah melalui reaksi fisi, melepaskan sejumlah besar energi dalam bentuk panas. Panas dari fisi ini digunakan untuk memanaskan zat pendingin reaktor, yang bisa berupa air (pada reaktor air ringan/PWR) atau gas pada reaktor suhu tinggi (HTR). Uap bertekanan tinggi dihasilkan dari pemanasan zat pendingin ini.

Uap atau fluida panas dari reaktor dapat langsung dialirkan untuk kebutuhan panas dalam berbagai proses industri, seperti penyulingan minyak, desalinasi, atau produksi hidrogen. Desalinasi Air yang menggunakan panas untuk menghilangkan garam dari air laut, memproduksi air bersih untuk industri dan rumah tangga. Produksi Hidrogen, sebuah bahan bakar bersih, dengan suhu tinggi yang dihasilkan reaktor. 
Proses ini juga igunakan dalam proses pembuatan produk kimia seperti polietilena yang digunakan dalam kemasan dan busa. Membantu dalam produksi minyak sintetis dan tidak konvensional. 
Pemanasan Distrik dan Proses: Menyediakan panas untuk pemanasan bangunan dan proses industri lainnya.

Energi nuklir adalah salah satu opsi yang kredibel untuk menyediakan panas tanpa emisi karbon bagi industri. Reaktor nuklir dapat menghasilkan panas dalam jumlah besar yang dibutuhkan untuk proses industri yang intensif energi.

Proses industri dengan Reaktor Gas Suhu Tinggi
Proses industri yang menggunakan reaktor suhu tinggi, seperti Reaktor Gas Suhu Tinggi (HTGR), meliputi produksi hidrogen melalui siklus termokimia, industri petrokimia untuk perengkahan hidro dan polimerisasi, serta produksi pupuk dan amonia, di mana suhu tinggi sangat penting untuk efisiensi reaksi. Selain itu, desain masa depan reaktor ini juga memungkinkan aplikasi seperti desalinasi air laut dan pemanasan distrik karena panas bersih yang efisien.

Reaktor suhu tinggi digunakan dalam proses perengkahan hidro untuk mengubah fraksi minyak bumi yang lebih berat menjadi produk yang lebih ringan seperti bensin dan solar. Proses ini juga digunakan untuk memproduksi HDPE, di mana etilen diubah menjadi polimer dalam kondisi suhu tinggi. Reaktor sangat tinggi, seperti VHTR, mampu menghasilkan panas yang dibutuhkan untuk produksi hidrogen, termasuk metode inovatif seperti siklus Sulfur Iodin, serta untuk sintesis amonia dan pupuk. Reaktor pirolisis bekerja pada suhu tinggi (300-900 °C) di lingkungan bebas oksigen untuk menguraikan limbah yang mengandung hidrokarbon menjadi cairan (minyak pirolisis), gas (syngas), dan residu padat. Reaktor gas suhu tinggi (VHTR) dapat menyediakan panas proses untuk aplikasi industri yang intensif energi, seperti manufaktur baja.

 Generator termoelektrik radionuklida 

Generator termoelektrik radioisotop (RTG, RITEG) adalah sebuah generator listrik yang menggunakan sebuah array termokopel untuk mengubah panas yang dilepaskan oleh peluruhan radioaktif yang cocok menjadi listrik oleh efek Seebeck. Jadi, RTG tidak menggunakan fisi nuklir, dan tidak menggunakan siklus termodinamika dan uap. RTG telah digunakan sebagai sumber listrik di satelit, pesawat antariksa berawak dan seperti fasilitas remote sebagai serangkaian mercusuar Uni Soviet yang didirikan di dalam Lingkaran Arktik.

 Propulsi kelautan nuklir 
Propulsi kelautan nuklir adalah penggunaan reaktor nuklir untuk menghasilkan panas yang mengubah air menjadi uap, yang kemudian menggerakkan turbin untuk memutar baling-baling kapal atau generator listrik. Sistem ini memungkinkan kapal beroperasi untuk waktu yang sangat lama tanpa perlu mengisi bahan bakar, menghasilkan emisi gas rumah kaca nol, dan memberikan kepadatan daya yang tinggi. Penggunaan utama propulsi nuklir adalah untuk kapal militer, seperti kapal selam dan kapal induk, tetapi ada juga beberapa kapal eksperimental sipil dan kapal pemecah es bertenaga nuklir.

Saat ini, penerapan utama propulsi nuklir kelautan terbatas pada sektor militer. 
 Kapal Selam: Penggunaan yang paling umum dan sukses untuk aplikasi pertahanan. 
 Kapal Induk: Kapal induk bertenaga nuklir juga telah berhasil dikembangkan. 
 Kapal Pemecah Es: Beberapa kapal pemecah es, seperti yang ada di Rusia, juga menggunakan reaktor nuklir.

Reaktor nuklir melakukan reaksi fisi terkontrol untuk menghasilkan panas. Panas dari reaktor digunakan untuk memanaskan air pada sistem primer, yang kemudian memompa air panas tersebut ke generator uap. Di generator uap, panas dari sistem primer ditransfer ke sistem sekunder untuk menghasilkan uap. Uap kemudian mengalir melalui turbin, yang memutar generator listrik untuk menghasilkan listrik dan turbin propulsi utama untuk memutar baling-baling kapal. Uap yang telah digunakan dikondensasikan kembali menjadi air dan disirkulasikan kembali ke generator uap, menciptakan sistem tertutup.

Kapal tidak perlu mengisi bahan bakar selama masa pakainya karena bahan bakar terkandung di dalam reaktor. Sistem ini tidak membutuhkan udara atau oksigen untuk beroperasi, memungkinkan kapal beroperasi di bawah air dalam waktu lama. Propulsi nuklir tidak menghasilkan emisi gas rumah kaca, menjadikannya alternatif yang lebih bersih untuk bahan bakar fosil. Kepadatan Daya dan energi yang sangat besar dari ukuran reaktor yang relatif kecil, memungkinkan kecepatan yang lebih tinggi dan manuver yang lebih lincah.

Propulsi nuklir memiliki biaya investasi dan infrastruktur yang tinggi. Kekhawatiran tentang risiko keselamatan dan dampak lingkungan telah membatasi penggunaan komersialnya. Hingga saat ini, penerapan propulsi nuklir terutama terbatas pada aplikasi militer. Seiring dengan meningkatnya perhatian terhadap emisi karbon dan regulasi lingkungan, propulsi nuklir mungkin menjadi lebih luas dalam aplikasi pelayaran komersial di masa depan.

Reaktor nuklir untuk kapal selam dan kapal permukaan yang lebih besar dapat memiliki daya hingga sekitar 500 MWt (sekitar 165 MWe).Beberapa kapal selam yang lebih kecil menggunakan reaktor dengan daya hingga 48 MW, yang tidak memerlukan pengisian bahan bakar selama puluhan tahun, seperti reaktor pada kapal selam kelas Rubis Prancis.

Reaktor kapal induk nuklir menghasilkan daya termal tinggi, seperti reaktor A1B pada kapal induk kelas Gerald R. Ford menghasilkan sekitar 700 MWt (Megawatt termal), dan reaktor A4W pada kapal induk kelas Nimitz menghasilkan sekitar 500 MWt. Daya termal ini digunakan untuk menghasilkan uap yang memutar turbin untuk penggerak baling-baling dan sistem kelistrikan kapal.

Daya reaktor kapal selam nuklir bervariasi, tetapi umumnya berkisar antara puluhan hingga sekitar 200 MWt, dengan beberapa kapal selam yang lebih kecil atau khusus seperti Losharik bertenaga reaktor 5 MWt, dan kapal selam nuklir Amerika Serikat kelas Virginia yang diperkirakan menghasilkan sekitar 210 MW. Daya ini, seringkali menggunakan reaktor air bertekanan (PWR), digunakan untuk menghasilkan listrik yang menggerakkan turbin propulsi dan sistem lainnya di dalam kapal.

Contoh Daya Reaktor Kapal Selam Nuklir
 Losharik (Rusia): Kapal selam penelitian bawah laut ini menggunakan reaktor nuklir berdaya 5 Megawatt. 
 Kapal Selam Kelas Ohio (AS): Reaktor S8G pada kapal selam ini memiliki kapasitas sekitar 220 MW. 
 Kapal Selam Kelas Virginia (AS): Reaktor pada kapal selam ini diperkirakan menghasilkan sekitar 210 MW, atau sekitar 70 MWe. 
 Kapal Selam India: Kapal selam nuklir pertama India diluncurkan dengan reaktor berkekuatan 85 megawatt.

Daya reaktor dapat berkisar antara 10 MWt (dalam prototipe) hingga 200 MWt untuk kapal selam yang lebih besar, bahkan 300 MWt untuk kapal permukaan seperti kapal penjelajah tempur kelas Kirov, seperti dilansir World Nuclear Association.

 Reaktor nuklir mikro 
Reaktor nuklir mikro adalah jenis reaktor nuklir yang dapat dengan mudah dirakit dan diangkut melalui jalan darat, kereta api, atau udara. Mikroreaktor berukuran 100 hingga 1.000 kali lebih kecil daripada reaktor nuklir konvensional, dan kapasitasnya berkisar antara 1 hingga 20 MWe (megawatt listrik), dibandingkan dengan 20 hingga 300 MWe (megawatt listrik) untuk reaktor modular kecil (SMR). Karena ukurannya, reaktor ini dapat ditempatkan di lokasi-lokasi seperti pangkalan militer terpencil atau komunitas yang terdampak bencana alam. Reaktor ini dapat beroperasi sebagai bagian dari jaringan listrik, independen dari jaringan listrik, atau sebagai bagian dari jaringan kecil untuk pembangkitan listrik dan pengolahan panas. Reaktor ini dirancang untuk menyediakan daya yang tangguh, tidak menghasilkan emisi karbon, dan independen di lingkungan yang menantang. Sumber bahan bakar nuklir untuk sebagian besar desain adalah "uranium rendah pengayaan dengan kadar tinggi", atau HALEU.

Mikroreaktor nuklir adalah reaktor fisi terkontrol berukuran sangat kecil yang dapat dirakit di pabrik, diangkut dengan truk, kereta api, atau pesawat, serta dapat dipasang dengan cepat di lokasi terpencil seperti pangkalan militer, lokasi penambangan, atau komunitas yang terdampak bencana. Dengan daya keluaran antara 1 hingga 20 MWe, mikroreaktor menyediakan sumber energi listrik dan panas yang fleksibel, tangguh, tidak menghasilkan emisi karbon, dan dapat beroperasi secara independen dari jaringan listrik atau terhubung ke jaringan kecil.

Ukuran jauh lebih kecil dari reaktor konvensional, memungkinkan transportasi dan pemasangan yang lebih mudah. Komponen dapat dibuat di pabrik, diuji, dan dikirim ke lokasi untuk perakitan cepat. Reaktor nuklir mikro mampu memasok listrik dan panas, dan dapat beroperasi secara independen atau sebagai bagian dari jaringan kecil. Dirancang untuk menyediakan sumber energi yang tangguh dan dapat diandalkan dalam berbagai kondisi cuaca dan lokasi.

Reaktor nuklir mikro enyediakan daya untuk komunitas terpencil, lokasi penambangan, atau pangkalan pertahanan jarak jauh. Membantu pemulihan dan operasi lebih cepat di daerah yang terkena dampak bencana alam. Berfungsi sebagai daya cadangan untuk infrastruktur penting atau mendukung pengisian kendaraan listrik.

Westinghouse eVinci™ menghasilkan 5 MWe dan 6 MWth panas, mampu beroperasi selama 8 tahun tanpa penggantian bahan bakar, dan dapat dipasang di atas tanah. Radiant Corridos, genset mikro nuklir berkapasitas 1,2 megawatt-jam yang menggunakan pendingin udara dan sistem bahan bakar yang tahan terhadap suhu tinggi. Last Energy PWR-20, mikroreaktor berpendingin udara dan udara modular dengan daya 20 MWe dan waktu perakitan 4 bulan, yang tidak memerlukan sumber air untuk pendinginan.

 Reaktor Modular Kecil 
SMR adalah singkatan dari Reaktor Modular Kecil, yaitu jenis reaktor nuklir yang lebih kecil dari reaktor konvensional, dengan daya keluaran hingga 300 megawatt listrik (MWe) per unit. SMR dirancang dengan teknologi modern dan fitur keselamatan canggih, serta diproduksi melalui proses modular untuk portabilitas dan fleksibilitas pemasangan. SMR dirancang untuk produksi modular di pabrik, memberikan fleksibilitas, biaya lebih rendah, dan sistem keselamatan pasif yang ditingkatkan. Umumnya, SMR memiliki daya output kurang dari 300 MWe, meskipun ukurannya bervariasi, bahkan ada yang hanya 1-10 MWe. SMR nuklir yang sudah operasional saat ini terdapat di Rusia (mulai tahun 2020) dan Tiongkok (mulai tahun 2021), serta reaktor uji coba di Jepang pada tahun 2024. SMR adalah reaktor nuklir canggih berkapasitas daya di bawah 300 megawatt listrik, dirancang untuk manufaktur modular, portabilitas, dan penambahan daya secara bertahap, dengan beberapa di antaranya diharapkan beroperasi secara komersial di Amerika Serikat pada akhir 2020-an atau awal 2030-an.

Reaktor HTR-PM 210 adalah reaktor modular kecil (SMR) berpendingin gas suhu tinggi (HTGR) buatan Tiongkok yang menjadi reaktor generasi IV pertama di dunia yang beroperasi. Sistem ini menggunakan dua reaktor HTR-PM 250 MWt yang menghasilkan uap untuk menggerakkan satu turbin 210 MWe, menggunakan pendingin helium dan moderator grafit. Desainnya yang unik menggunakan bahan bakar berbentuk kerikil berlapis keramik tahan panas dan dirancang agar aman secara pasif terhadap risiko pelelehan inti. Reaktor KLT-40S adalah jenis Small Modular Reactor (SMR) tipe PWR yang digunakan di pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN) terapung pertama di dunia, Akademik Lomonosov milik Rusia, dengan dua unit reaktor yang mampu menghasilkan total 70 MWe listrik dan panas untuk pemanasan distrik. Reaktor ini dikembangkan dari desain reaktor pemecah es nuklir dan menggunakan bahan bakar uranium dengan pengayaan rendah (LEU).

SMR memiliki ukuran fisik yang lebih kecil dan daya keluaran yang lebih rendah dibandingkan reaktor nuklir skala gigawatt. SMR dirancang untuk diproduksi di pabrik, yang memungkinkan kontrol kualitas yang lebih baik dan waktu pembangunan yang lebih cepat. Desain modular ini membuat SMR lebih fleksibel untuk ditempatkan di lokasi yang tidak memungkinkan reaktor besar. SMR umumnya dirancang dengan sistem keselamatan pasif yang bekerja tanpa campur tangan manusia atau daya eksternal. SMR dapat menggunakan berbagai jenis pendingin, seperti air ringan, gas, logam cair, atau garam cair, tergantung pada teknologinya. SMR dianggap sebagai komponen penting untuk mencapai masa depan bebas karbon karena kemampuannya menghasilkan energi rendah karbon dalam jumlah besar. SMR bisa berfungsi sebagai pembangkit tunggal atau dikombinasikan dalam konfigurasi multi-modul untuk memenuhi kebutuhan energi yang beragam. Banyak negara, termasuk Inggris dan Amerika Serikat, melihat SMR sebagai peluang untuk menjadi pemimpin dalam teknologi ekspor hijau.

Beberapa negara seperti Rusia, Amerika Serikat, Korea Selatan, dan Tiongkok telah mengoperasikan atau sedang mengembangkan desain SMR. Pemerintah Indonesia juga sedang menjajaki kerja sama internasional untuk pengembangan teknologi SMR, dengan Amerika Serikat dan Jepang sebagai mitra potensial.

 Pemrosesan ulang nuklir 
Pemrosesan ulang nuklir atau Nuclear reprocessing adalah pemisahan kimia produk fisi dan uranium yang tidak terpakai dari bahan bakar nuklir bekas. Awalnya, pemrosesan ulang hanya digunakan untuk mengekstrak plutonium untuk memproduksi senjata nuklir. Dengan komersialisasi tenaga nuklir, plutonium yang diproses ulang didaur ulang kembali menjadi bahan bakar nuklir MOX untuk reaktor termal. Reprocessed uranium, juga dikenal sebagai bahan bakar bekas, bisa pada prinsipnya juga akan digunakan kembali sebagai bahan bakar, tetapi itu hanya ekonomis bila volume pasokan uranium rendah dan harga tinggi. Sebuah reaktor breeder tidak diizinkan pada penggunaan plutonium dan uranium bekas daur ulang. Ia dapat menggunakan semua aktinida, menutup siklus bahan bakar nuklir dan berpotensi melipatgandakan energi yang diekstraksi dari uranium alam sekitar 60 kali.MOX fuel can extend the energy extracted by about 12% but slightly reduces plutonium stocks. Information from the World Nuclear Association about MOX 

Pemrosesan ulang harus sangat dikontrol dan dilakukan dengan hati-hati di fasilitas canggih oleh personel yang sangat terspesialisasi. Bundel bahan bakar yang tiba di lokasi dari pembangkit listrik tenaga nuklir (setelah didinginkan selama beberapa tahun) benar-benar larut dalam rendaman kimia, yang dapat menimbulkan risiko kontaminasi jika tidak dikelola dengan benar. Dengan demikian, pabrik pemrosesan ulang harus dianggap sebagai situs kimia tingkat lanjut, bukan pabrik nuklir.Nuclear Fuel Reprocessing: U.S. Policy Development. (PDF). Retrieved 10 December 2011.New Doubts About Turning Plutonium Into a Fuel, 10 April 2011

Biaya yang relatif tinggi terkait dengan pemrosesan ulang bahan bakar bekas dibandingkan dengan siklus bahan bakar sekali pakai, tetapi penggunaan bahan bakar dapat ditingkatkan dan volume limbah berkurang. Pemrosesan ulang bahan bakar nuklir dilakukan secara rutin di Eropa, Rusia dan Jepang. Di Amerika Serikat, pemerintahan Obama mundur dari rencana Presiden Bush untuk pemrosesan ulang skala komersial dan kembali ke program yang berfokus pada penelitian ilmiah terkait pemrosesan ulang.

Komponen yang berpotensi berguna yang dibahas dalam pemrosesan ulang nuklir terdiri dari aktinida spesifik (plutonium, uranium, dan beberapa aktinida minor). Komponen elemen ringan meliputi produk fisi, produk aktivasi, dan cladding.

materialdispositionplutonium, minor actinides, reprocessed uraniumfission in fast, fusion, or subcritical reactorreprocessed uranium, cladding, filters  less stringent storage as intermediate-level wastelong-lived fission and activation products nuclear transmutation or geological repositorymedium-lived fission products 137Cs and 90Srmedium-term storage as high-level wasteuseful radionuclides, rare earths (lanthanides), and noble metals industrial and medical uses

Uranium yang diproses ulang atau Reprocessed uranium (RepU''') adalah uranium yang diperoleh dari pemrosesan ulang nuklir, seperti yang dilakukan secara komersial di Prancis, Inggris dan Jepang dan oleh program produksi plutonium militer negara - negara senjata nuklir. Uranium ini sebenarnya merupakan bagian terbesar dari material yang dipisahkan selama pemrosesan ulang. Bahan bakar nuklir bekas LWR komersial mengandung rata-rata (tidak termasuk kelongsong) hanya empat persen plutonium, aktinida minor dan produk fisi menurut beratnya. Penggunaan kembali uranium yang diproses ulang belum umum karena harga rendah di pasar uranium selama dekade terakhir, dan karena mengandung isotop uranium yang tidak diinginkan .

+Isotopic composition of reprocessed uraniumIsotopeProportionCharacteristicsuranium-23898.5%Fertile materialuranium-2370%Around 0.001% at discharge, but half-life only 1 week. Produces soluble, long-lived neptunium-237 which is hard to contain in a geological repository.uranium-2360.4%-0.6%Neither fissile nor fertile. Affects reactivity.uranium-2350.5%-1.0%Fissile materialuranium-234>0.02%Fertile material but can affect reactivity differentlyuranium-233traceFissile materialuranium-232traceFertile material, decay product thallium-208 emits strong gamma radiation making handling difficult

Mengingat harga uranium yang cukup tinggi, uranium yang telah diproses ulang dapat diperkaya kembali dan digunakan kembali. Tingkat pengayaan yang lebih tinggi diperlukan untuk mengkompensasi 236 U yang lebih ringan dari 238 U dan oleh karena itu terkonsentrasi dalam produk yang diperkaya.Juga, jika reaktor pemulia cepat digunakan secara komersial, uranium yang diproses ulang, seperti uranium bekas, akan dapat digunakan dalam selimut pemuliaan.

Ada beberapa penelitian yang melibatkan penggunaan uranium yang diproses ulang dalam reaktor CANDU. CANDU dirancang untuk menggunakan uranium alam sebagai bahan bakar; 235 U konten yang tersisa di menghabiskan bahan bakar PWR / BWR biasanya lebih besar daripada yang ditemukan dalam uranium alam, yaitu sekitar 0,72% 235 U, yang memungkinkan langkah re-pengayaan akan dilewati. Uji siklus bahan bakar juga telah menyertakan siklus bahan bakar DUPIC (Penggunaan Langsung bahan bakar PWR bekas Dalam CANDU), di mana bahan bakar bekas dari Reaktor Air Bertekanan (PWR) dikemas ke dalam bundel bahan bakar CANDU hanya dengan pemrosesan ulang fisik (dipotong-potong) tetapi tidak pemrosesan ulang kimia.

Penggunaan langsung uranium yang dipulihkan untuk bahan bakar reaktor CANDU pertama kali ditunjukkan di Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Qinshan di Cina. Penggunaan pertama uranium yang diperkaya ulang dalam LWR komersial adalah pada tahun 1994 di Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Cruas di Prancis.

 Metode pemrosesan ulang nuklir 
Metode utama pemrosesan ulang nuklir adalah PUREX (Plutonium and Uranium Recovery by EXtraction), yang merupakan metode standar untuk mengekstrak uranium dan plutonium dari bahan bakar bekas menggunakan ekstraksi cair-cair. Metode lain yang lebih canggih atau khusus termasuk UREX+ (yang dapat memulihkan uranium dan teknesium) dan berbagai metode ekstraksi aktinida seperti DIAMEX-SANEX, yang dirancang untuk memisahkan aktinida minor seperti amerisium dan kurium dari limbah PUREX.

Langkah-langkah kunci dalam pemrosesan ulang
 Pembongkaran: Rakitan bahan bakar bekas dibongkar, dan batang bahan bakar dipotong menjadi potongan-potongan yang lebih kecil.
 Pelarutan: Bahan bakar dilarutkan dalam asam kuat, paling umum asam nitrat dalam kasus PUREX.
 Pemisahan: Proses kimia atau fisika digunakan untuk memisahkan unsur-unsur yang diinginkan (seperti uranium dan plutonium) dari produk fisi lainnya.
 Pemurnian: Material yang dipisahkan diproses lebih lanjut untuk mencapai kemurnian yang dibutuhkan agar dapat digunakan kembali.
 Pengelolaan limbah: Limbah radioaktif tinggi yang tersisa diproses agar stabil untuk penyimpanan dan pembuangan jangka panjang, seringkali dengan pembakaran limbah padat atau penguapan limbah cair.

 PUREX 
PUREX (plutonium uranium reduction extraction) adalah metode kimia yang digunakan untuk memurnikan bahan bakar reaktor nuklir atau senjata nuklir. Metode ini didasarkan pada pertukaran ion ekstraksi cair-cair. PUREX adalah metode pemrosesan ulang nuklir berbasis air standar de facto untuk pemulihan uranium dan plutonium dari bahan bakar nuklir bekas atau bahan bakar nuklir iradiasi). Metode ini juga merupakan proses standar yang digunakan dalam operasi skala industri.An Evaluation of the Proliferation Resistant Characteristics of Light Water Reactor Fuel with the Potential for Recycle in the United StatesIs U.S. Reprocessing Worth The Risk?, Steve Fetter and Frank N. von Hippel, Arms Control Today, September 1, 2005. PUREX and PYRO are not the same, Hannum, Marsh, Stanford.

Jenis utama pemrosesan ulang nuklir adalah PUREX, yang memisahkan uranium dan plutonium dari bahan bakar bekas menggunakan ekstraksi pelarut. Metode lain yang lebih spesifik atau canggih termasuk UREX (untuk mengekstrak uranium saja), UREX+ (untuk uranium dan teknesium), dan metode ekstraksi aktinida seperti DIAMEX-SANEX untuk memisahkan aktinida minor.

PUREX diterapkan pada bahan bakar nuklir bekas, yang utamanya terdiri dari unsur-unsur berbobot atom sangat tinggi (aktinoid atau "aktinida") (misalnya uranium, plutonium, amerisium) bersama dengan sejumlah kecil material yang terdiri dari atom-atom yang lebih ringan, terutama produk fisi yang dihasilkan oleh operasi reaktor.

Proses ini bukan "produk" yang dijual, melainkan sebuah metode kimia industri yang digunakan untuk mendaur ulang bahan bakar bekas reaktor nuklir.

Proses PUREX adalah metode ekstraksi cair-cair yang menggunakan pelarut untuk memisahkan uranium dan plutonium dari produk fisi yang dihasilkan setelah batang bahan bakar nuklir terbakar.  Tujuan nya memulihkan uranium dan plutonium untuk digunakan kembali sebagai bahan bakar nuklir. Meminimalkan limbah nuklir tingkat tinggi dengan memisahkan komponen berharga.  Produk Fisi merupakan sisa-sisa reaksi fisi yang tidak dapat digunakan kembali dan tidak diekstrak oleh proses PUREX, seperti sesium-137 (\(Cs-137\)) dan strontium-90 (\(Sr-90\)). Campuran ini biasanya tersimpan dalam limbah cair yang disebut "rafinat PUREX".

Unsur aktinoid dalam kasus ini terutama terdiri dari sisa bahan bakar asli yang belum terpakai (biasanya U-235, U-238, dan/atau Pu-239).

Daftar lokasi pemrosesan ulang nuklir
 La Hague site
 Mayak
 Magnox Reprocessing Plant and Thermal Oxide Reprocessing Plant at Sellafield, both ended operation
 Tokaimura nuclear accidents
 West Valley Demonstration Project
 Savannah River Site
 Hanford Site
 Idaho Chemical Processing Plant, now Idaho National Laboratory
 Radiochemical Engineering Development Center, Oak Ridge National Laboratory

 Limbah reaktor nuklir 
Limbah reaktor nuklir adalah sisa-sisa radioaktif dari operasi reaktor nuklir dan aktivitas lain yang melibatkan nuklir, yang diklasifikasikan berdasarkan tingkat radioaktivitasnya menjadi limbah tingkat rendah (LLW), tingkat menengah (ILW), dan tingkat tinggi (HLW). Limbah ini dapat berupa bahan bakar bekas yang sangat panas dan radioaktif, serta benda-benda terkontaminasi seperti peralatan dan pakaian pelindung. Pengelolaan limbah nuklir memerlukan penanganan khusus dan bertujuan untuk meminimalkan dampak lingkungan dan risiko kesehatan.

Limbah reaktor nuklir dikategorikan berdasarkan tingkat radioaktivitasnya: 
 Limbah Tingkat Rendah (LLW): Memiliki tingkat radioaktivitas yang rendah dan tidak terlalu berbahaya, seperti sarung tangan bekas, peralatan laboratorium, atau filter yang terkontaminasi ringan. 
 Limbah Tingkat Menengah (ILW): Memiliki tingkat radioaktivitas sedang, biasanya berasal dari komponen reaktor yang tidak terpakai atau bahan yang terkontaminasi radioaktif. 
 Limbah Tingkat Tinggi (HLW): Paling berbahaya, berasal dari bahan bakar uranium yang sudah digunakan dalam reaktor dan menjadi "habis". Limbah ini sangat panas, radioaktif, dan mengandung unsur seperti Yod-129 yang waktu paruhnya jutaan tahun.

Selain dari reaktor daya nuklir, limbah nuklir juga berasal dari: 
 Fasilitas penelitian nuklir.
 Aplikasi medis, seperti radioterapi dan diagnosis.
 Industri nuklir untuk keperluan pengujian dan pengukuran.
 Limbah dari pengembangan dan produksi senjata nuklir.

Pengelolaan limbah nuklir melibatkan proses sistematis untuk menangani, mengolah, dan membuang limbah dengan aman. limbah menjadi bentuk padat, stabil, dan tahan terhadap pelindian, seringkali dengan mencampurnya dengan semen, aspal, atau dikemas dalam drum. Limbah yang telah dikondisikan disimpan di fasilitas khusus yang dirancang untuk mencegah kebocoran dan kontaminasi. Beberapa bahan, seperti uranium dan plutonium, dapat didaur ulang dan digunakan kembali di masa depan.

 Keselamatan radiasi reaktor 
Keselamatan radiasi reaktor melibatkan penghalang penahanan fisik, seperti batang bahan bakar, kubah, dan bangunan reaktor, bersama dengan sistem keselamatan aktif seperti bangunan vakum dan sistem dousing untuk mengendalikan tekanan dan pelepasan. Paparan radiasi bagi personel diminimalkan dengan menggunakan peralatan penanganan jarak jauh, pelindung fisik (seperti beton), dan membatasi waktu yang dihabiskan di area radiasi tinggi. Prinsip-prinsip proteksi radiasi, yaitu meningkatkan jarak, mengurangi waktu, dan menggunakan pelindung, merupakan kunci untuk mengelola paparan dari sumber radiasi apa pun, termasuk reaktor.

Serangkaian lapisan fisik, dari pelet bahan bakar hingga bangunan reaktor itu sendiri, dirancang untuk menahan bahan radioaktif. Jika terjadi kecelakaan, sistem seperti bangunan vakum dan sistem dousing digunakan untuk menurunkan tekanan dengan cepat dan menahan uap yang terlepas. Filter efisiensi tinggi digunakan untuk mengelola dan mengendalikan pelepasan radioaktif selama operasi normal.

Penanganan jarak jauh dengan peralatan digunakan untuk melakukan operasi di dalam teras reaktor, mengurangi paparan langsung kepada pekerja. Pekerja mengenakan atau dikelilingi oleh material seperti beton dan timah untuk menyerap radiasi, sebagaimana dijelaskan dalam tiga prinsip proteksi radiasi. Pekerja membatasi durasi waktu kehadiran mereka di area dengan tingkat radiasi tinggi.

Tiga Prinsip Proteksi Radiasi, berikut adalah konsep dasar untuk meminimalkan paparan radiasi:
 Waktu: Semakin sedikit waktu yang Anda habiskan di dekat sumber radiasi, semakin rendah dosis Anda.
 Jarak: Dosis radiasi berkurang dengan cepat seiring bertambahnya jarak dari sumber, mengikuti hukum kuadrat terbalik.
 Perisai: Menempatkan material (misalnya, beton, timah) di antara Anda dan sumber akan menyerap radiasi, mengurangi paparan.

Langkah-Langkah Regulasi dan Pemantauan
 Pengawasan independen: Badan regulasi, seperti BAPETEN di Indonesia atau Komisi Keselamatan Nuklir Kanada, mengawasi operasi dan memastikan kepatuhan terhadap standar keselamatan.
 Jaringan pemantauan: Tingkat radiasi di sekitar fasilitas nuklir dipantau secara terus-menerus oleh jaringan stasiun pengukuran untuk mendeteksi peningkatan yang tidak terduga.
 Budaya keselamatan: Membina budaya keselamatan yang kuat sangat penting untuk manajemen keselamatan radiasi yang efektif.

 Radioisotop limbah reaktor 
Radioisotop limbah inti reaktor meliputi produk fisi seperti Sesium-137 (Cs-137) dan Stronsium-90 (Sr-90) serta produk transmutasi neutron seperti Plutonium (Pu), yang semuanya bersifat sangat radioaktif dan menghasilkan panas serta radiasi berbahaya dari bahan bakar bekas. Contoh Radioisotop dalam Limbah Inti Reaktor

Produk Fisi
 Sesium-137 (Cs-137): Menghasilkan sebagian besar panas dan radiasi tembus pada limbah tingkat tinggi. 
 Stronsium-90 (Sr-90): Juga merupakan produk fisi dan menghasilkan panas serta radiasi tembus.

Produk Transmutasi Neutron
 Plutonium (Pu): Isotop-isotop plutonium, seperti Plutonium-239 (Pu-239), Plutonium-240 (Pu-240), Plutonium-241 (Pu-241), dan Plutonium-242 (Pu-242), terbentuk saat uranium menyerap neutron selama fisi. 
 Amerisium-241 (Am-241): Terbentuk dari peluruhan beta-minus Plutonium-241.

Sumber Limbah Radioaktif dari Reaktor Inti
 Bahan Bakar Nuklir Bekas: Ini adalah limbah yang paling radioaktif dan merupakan sisa-sisa dari proses fisi nuklir. 
 Produk Fisi: Radioisotop seperti Cs-137 dan Sr-90 berasal dari pemecahan atom uranium dan transuranium. 
 Produk Transmutasi: Isotop-isotop unsur yang lebih berat seperti plutonium dan amerisium yang terbentuk ketika atom bahan bakar menyerap neutron.

Produk fisi dan transmutasi menghasilkan panas peluruhan dan radiasi yang berbahaya, sehingga memerlukan penanganan khusus untuk manajemen keselamatan. Limbah ini umumnya diklasifikasikan sebagai limbah tingkat tinggi (high-level waste) karena tingkat radioaktivitasnya yang tinggi dan potensi bahayanya.

 Galeri 

 Lihat pula 
 Program Nuklir Indonesia
 Badan Tenaga Atom Internasional (IAEA) 
 Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN)
 Organisasi Riset Tenaga Nuklir (ORTN)
 Reaktor nuklir
 Bahan bakar nuklir
 Pengisian bahan bakar online
 Inti reaktor nuklir
 Moderator neutron
 Cairan pendingin
 Air berat
 Batang kendali (reaktor nuklir)
 Startup sumber neutron
 Pompa air umpan boiler
 Bejana tekan reaktor
 Reaktor pembiak
 Generator uap (tenaga nuklir)
 Menara pendingin
 Turbin uap
 Generator listrik
 Light water reactor (LWR)
 Boiling water reactor (BWR)
 Pressurized water reactor (PWR)
 Pressurized heavy-water reactor (PHWR)
 Moderator Grafit:
 Magnox
 Advanced gas-cooled reactor' (AGR)
 RBMK
 Tenaga nuklir berbasis thorium
 Reaktor berpendingin metal cair
 Kapal pemecah es bertenaga nuklir
 VVER
 APR-1400
 Kebocoran nuklir
 Reaktor berpendingin gas
 Reaktor suhu sangat tinggi
 Reaktor bola kerikil
 TRISO
 Farrington Daniels
 Rudolf Schulten
 Pebble bed modular reactor
 HTR-10
 HTR-PM

 Referensi 

 Pranala luar 

 IPPNW - International Physicians for the Prevention of Nuclear War (Nobel Peace Prize 1985)
 MAPW - Information on Australia's research reactor 
 Freeview Video 'Nuclear Power Plants - What's the Problem' A Royal Institution Lecture by John Collier by the Vega Science Trust.
 Non Destructive Testing for Nuclear Power Plants
 Web-based simple nuclear power plant game
 Uranium.Info publishing uranium price since 1968.
 Information about all NPP in the world 
 U.S. plants and operators
 SCK.CEN Belgian Nuclear Research Centre in Mol.
 Civil Liability for Nuclear Damage  - World Nuclear Association
 Glossary of Nuclear Terms 
 Protection against Sabotage of Nuclear Facilities: Using Morphological Analysis in Revising the Design Basis Threat From the Swedish Morphological Society
 Critical Hour: Three Mile Island, The Nuclear Legacy, And National Security Online book by Albert J. Fritsch, Arthur H. Purcell, and Mary Byrd Davis (2005). Updated edition June 2006
 An Interactive VR Panorama of the cooling towers at Temelin Nuclear Power Plant, Czech Republic 
 Interactive map with all nuclear power plants US and worldwide (Note: missing many plants)
 Map with all nuclear power plants US and worldwide (Note: active, not active and under construction)

Kategori:Nuklir
n
Kategori:Tenaga nuklir
Kategori:Fasilitas nuklir
Kategori:Bangunan industri
Kategori:Daya listrik