Reaktor cepat berpendingin natrium

Reaktor cepat berpendingin natrium atau sodium-cooled fast reactor atau SFR adalah reaktor neutron cepat didinginkan oleh cairan natrium. Inisial SFR secara khusus mengacu pada dua proposal reaktor Generasi IV, satu berdasarkan teknologi reaktor berpendingin logam cair (LMFR) yang ada menggunakan bahan bakar oksida campuran (MOX), dan satu berdasarkan reaktor cepat integral berbahan bakar logam.

Reaktor cepat berpendingin natrium (SFR) menggunakan logam cair (natrium) sebagai pendingin, alih-alih air yang umumnya digunakan di pembangkit listrik komersial AS. Hal ini memungkinkan pendingin beroperasi pada suhu yang lebih tinggi dan tekanan yang lebih rendah dibandingkan reaktor yang ada saat ini—meningkatkan efisiensi dan keamanan sistem.

SFR juga menggunakan spektrum neutron cepat, yang berarti neutron dapat menyebabkan fisi tanpa harus diperlambat terlebih dahulu seperti pada reaktor yang ada saat ini. Hal ini memungkinkan SFR untuk menggunakan bahan fisil dan bahan bakar bekas dari reaktor yang ada saat ini untuk menghasilkan listrik.

600px|jmpl|Diagram skema yang menunjukkan perbedaan antara desain Pool dan Loop dari reaktor cepat berpendingin logam cair
500px|jmpl|PRISM (Power Reactor Innovative Small Module) adalah desain pembangkit listrik tenaga nuklir oleh GE Hitachi Nuclear Energy (GEH). Sebuah PRISM memiliki daya termal pengenal 840 MW dan output listrik 311 MW. Dua reaktor PRISM membentuk blok daya yang digabungkan menghasilkan output listrik 622 MW. Hampir setara dengan PLTU 1 Jawa Tengah Rembang 2 x 315 MW.
Beberapa reaktor cepat berpendingin natrium telah dibangun dan beberapa sedang beroperasi. Lainnya sedang dalam perencanaan atau sedang dibangun. TerraPower berencana untuk membangun reaktor sendiri dalam kemitraan dengan GEHitachi, di bawah sebutan Natrium.

Natrium logam cair dapat digunakan untuk membawa panas dari inti. Natrium hanya memiliki satu isotop stabil, natrium-23. Natrium-23 adalah penyerap neutron yang lemah. Ketika menyerap neutron, ia menghasilkan natrium-24, yang memiliki waktu paruh 15 jam dan meluruh menjadi isotop stabil magnesium-24.

Reaktor Cepat Berpendingin Natrium (SFR) menggunakan natrium cair sebagai pendingin dan beroperasi dalam spektrum neutron cepat, yang menghasilkan kerapatan daya tinggi dan keuntungan dari operasi tekanan rendah. Meskipun menghadapi tantangan berkelanjutan dalam pengembangannya, SFR memanfaatkan pengalaman kolektif lebih dari 20 reaktor di seluruh dunia, yang berarti lebih dari 400 tahun operasi reaktor. Pengalaman luas ini telah secara progresif meningkatkan keselamatan dan keandalan reaktor-reaktor ini. Di antara sistem Generasi IV, SFR memiliki jumlah reaktor yang telah dibangun terbanyak dan riwayat operasional terlengkap. Dengan menggunakan bahan bakar campuran oksida atau logam, SFR memungkinkan penutupan siklus bahan bakar dan pembakaran aktinida transuranik, sehingga meningkatkan efisiensi penggunaan bahan bakar dan mengurangi limbah radioaktif. Desain tertentu mencapai rasio pembiakan lebih dari satu, yang mendorong keberlanjutan konsep reaktor. Dengan suhu operasional berkisar antara 500-550°C, SFR memiliki efisiensi termal yang lebih tinggi daripada Reaktor Air Ringan (LWR) yang ada saat ini.

 Deskripsi 
SFR beroperasi dengan neutron berenergi tinggi yang lebih efektif dalam fisi aktinida dan pembiakan material fisil. Untuk tujuan ini, SFR menggunakan neutron natrium cair yang hampir tidak memoderasi sebagai pendingin reaktor, memungkinkan kepadatan daya tinggi dengan fraksi volume pendingin rendah dan operasi pada tekanan rendah. Meskipun lingkungan bebas oksigen mencegah korosi, natrium bereaksi secara kimia dengan udara dan air dan membutuhkan sistem pendingin tertutup.

Perihal penting dari sistem Generasi IV meliputi waktu respons termal yang panjang, titik didih pendingin, sistem primer yang beroperasi mendekati tekanan atmosfer, dan sistem natrium perantara antara natrium radioaktif dalam sistem primer dan sistem konversi daya. Air/uap, karbon dioksida superkritis, atau nitrogen dapat dipertimbangkan sebagai fluida kerja untuk sistem konversi daya guna mencapai kinerja tinggi dalam hal efisiensi termal, keselamatan, dan keandalan. Dengan inovasi untuk mengurangi biaya modal, SFR menjadi kompetitif secara ekonomi di pasar listrik.

Sebagian besar teknologi dasar untuk SFR telah dikembangkan dalam program reaktor cepat sebelumnya, dan dikonfirmasi oleh uji akhir masa pakai Phenix di Prancis, dimulainya kembali Monju di Jepang, dan perpanjangan masa pakai BN-600 di Rusia. Program baru yang melibatkan teknologi SFR meliputi reaktor cepat eksperimental Tiongkok (CEFR) yang terhubung ke jaringan listrik pada Juli 2011, BN-800 di Rusia yang mulai beroperasi pada 2016, dan prototipe reaktor pembiak cepat (PFBR) India yang mulai mengisi bahan bakar pada 2024. SFR dianggap sebagai sistem yang dapat diimplementasikan dalam jangka waktu terdekat untuk manajemen aktinida.

Pilihan ukuran pembangkit yang dipertimbangkan berkisar dari reaktor modular kecil, 50 hingga 300 MWe, hingga pembangkit yang lebih besar hingga 1.500 MWe. Suhu keluaran untuk opsi-opsi ini adalah 500-550°C, yang memungkinkan penggunaan material yang telah dikembangkan dan terbukti dalam program reaktor cepat sebelumnya. Unit reaktor dapat diatur dalam tata letak kolam atau tata letak loop kompak.

 Siklus bahan bakar 
Siklus bahan bakar nuklir menggunakan daur ulang aktinida penuh dengan dua opsi utama: Pertama, reaktor berpendingin natrium berukuran sedang (150–600 MWe) dengan bahan bakar paduan logam uranium-plutonium-minor-aktinida-zirkonium, yang didukung oleh siklus bahan bakar berbasis pemrosesan ulang pirometalurgi di fasilitas yang terintegrasi dengan reaktor. Kedua, reaktor berpendingin natrium berukuran sedang hingga besar (500–1.500 MWe) dengan bahan bakar campuran uranium-plutonium oksida, yang didukung oleh siklus bahan bakar berbasis pemrosesan air canggih di lokasi pusat yang melayani beberapa reaktor. Suhu keluaran untuk keduanya sekitar 510–550 derajat C.

 Pendingin natrium 
Natrium logam cair dapat digunakan untuk mengalirkan panas dari inti. Natrium hanya memiliki satu isotop stabil, natrium-23, yang merupakan penyerap neutron lemah. Ketika menyerap neutron, ia menghasilkan natrium-24, yang memiliki waktu paruh 15 jam dan meluruh menjadi isotop stabil magnesium-24.

 Tipe kolam atau loop 
Dua pendekatan desain utama untuk reaktor berpendingin natrium adalah tipe kolam dan tipe loop.

Pada tipe kolam, pendingin primer berada di dalam bejana reaktor utama, yang karenanya mencakup teras reaktor dan penukar panas. EBR-2 AS, Phénix Prancis, dan lainnya menggunakan pendekatan ini, dan pendekatan ini juga digunakan oleh Prototype Fast Breeder Reactor India dan CFR-600 Tiongkok.

Pada tipe loop, penukar panas berada di luar tangki reaktor. Rapsodie Prancis, Prototype Fast Reactor Inggris, dan lainnya menggunakan pendekatan ini.

 Keuntungan dan kerugian 
Keuntungan utama pendingin logam cair, seperti natrium cair, adalah bahwa atom logam adalah moderator neutron yang lemah. Air adalah moderator neutron yang jauh lebih kuat karena atom hidrogen yang ditemukan dalam air jauh lebih ringan daripada atom logam, dan karena itu neutron kehilangan lebih banyak energi dalam tumbukan dengan atom hidrogen. Hal ini membuat sulit untuk menggunakan air sebagai pendingin untuk reaktor cepat karena air cenderung memperlambat (memoderasi) neutron cepat menjadi neutron termal (walaupun ada konsep untuk reaktor air moderasi tereduksi).

Keuntungan lain dari cairan pendingin natrium adalah natrium meleleh pada 371K dan mendidih/ menguap pada 1156K, perbedaan 785K antara keadaan padat/ beku dan gas/ uap. Sebagai perbandingan, kisaran suhu cairan air (antara es dan gas) hanya 100K pada kondisi tekanan atmosfer permukaan laut yang normal. Meskipun panas spesifik natrium rendah (dibandingkan dengan air), ini memungkinkan penyerapan panas yang signifikan dalam fase cair, sambil mempertahankan margin keamanan yang besar. Selain itu, konduktivitas termal natrium yang tinggi secara efektif menciptakan reservoir kapasitas panas yang memberikan inersia termal terhadap panas berlebih. Natrium tidak perlu diberi tekanan karena titik didihnya jauh lebih tinggi daripada suhu operasi reaktor, dan natrium tidak menimbulkan korosi pada bagian reaktor baja. Suhu tinggi yang dicapai oleh pendingin (suhu outlet reaktor Phénix adalah 560 C) memungkinkan efisiensi termodinamika yang lebih tinggi daripada di reaktor berpendingin air. Natrium cair konduktif listrik dapat dipindahkan oleh pompa elektromagnetik.

Kerugian dari natrium adalah reaktivitas kimianya, yang memerlukan tindakan pencegahan khusus untuk mencegah dan menekan kebakaran. Jika natrium bersentuhan dengan air, ia bereaksi menghasilkan natrium hidroksida dan hidrogen, dan hidrogen terbakar jika bersentuhan dengan udara. Ini adalah kasus di Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Monju dalam kecelakaan tahun 1995. Selain itu, penangkapan neutron menyebabkannya menjadi radioaktif; meskipun dengan waktu paruh hanya 15 jam. 

Masalah lain adalah kebocoran, yang dianggap oleh kritikus reaktor cepat, MV Ramana, sebagai "sangat mustahil untuk dicegah".

 Reaktor 
Reaktor cepat berpendingin natrium meliputi:
 Model Negara Tenaga termal (MW) Tenaga listrik (MW) Tahun komisi Tahun penonaktifan Catatan BN-350  350 1973 1999 BN-350 digunakan untuk menggerakkan instalasi desalinasi air. BN-600  600 1980 Operasional BN-800  2100 880 2015 Beroperasi BN-1200M  2900 1220 Tahap persiapan konstruksi CEFR  65 20 2012 BeroperasiCFR-60015006002023Sedang dibangunDua reaktor sedang dibangun di Pulau Changbiao di Kabupaten Xiapu. Reaktor CFR-600 kedua akan dibuka pada tahun 2026. CRBRP  1000 350 Tidak Pernah Dibangun EBR-1  1.4 0,2 1950 1964 EBR-2  62,5 20 1965 1994 Fermi 1  200 69 1963 1975Fasilitas Uji Fluks Cepat40019781993Bukan untuk pembangkit listrik PFR  500 250 1974 1994 FBTR  40 13.2 1985 Beroperasi PFBR  500 2025 (est.) Dalam tahap komisioning FBR-600  600 2025 (est.) Sedang dalam tahap komisioning Monju  714 280 1995/2010 2010 Ditangguhkan selama 15 tahun. Diaktifkan kembali pada tahun 2010, kemudian ditutup permanen Jōyō  150 1971 Beroperasi SNR-300  327 1985 1991 Tidak pernah kritis/beroperasi Rapsodie  40 24 1967 1983 Phénix  590 250 1973 2010 Superphénix  3000 1242 1986 1997 Reaktor SFR terbesar yang pernah dibangun. ASTRID  600 Tidak pernah dibangun 2012–2019 €735 juta dihabiskan

Sebagian besar merupakan reaktor eksperimental yang sudah tidak beroperasi lagi. Pada tanggal 30 November 2019, CTV melaporkan bahwa provinsi-provinsi Kanada, yaitu New Brunswick, Ontario, dan Saskatchewan, berencana untuk mengumumkan rencana kerja sama mengenai reaktor nuklir modular cepat natrium kecil dari ARC Nuclear Canada yang berbasis di New Brunswick.

 Lihat pula 
 Prototipe Reaktor Pembiak Cepat
 Pembangkit listrik tenaga nuklir
 Program Nuklir Indonesia
 Badan Tenaga Atom Internasional (IAEA) 
 Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN)
 Organisasi Riset Tenaga Nuklir (ORTN)
 Reaktor nuklir
 Bahan bakar nuklir
 Reaktor BN
 Reaktor BN-350
 Reaktor BN-600
 Reaktor BN-800
 Reaktor BN-1200
 Reaktor Generasi IV
 Rosatom
 OKBM Afrikantov
 Atomstroyexport
 Reaktor pembiak
 Reaktor berpendingin logam cair
 Reaktor neutron cepat
 Garam cair
 Natrium
 Uranium
 Uranium dioksida
 Uranium alam
 Bahan bakar MOX
 Plutonium
 Torium

 Referensi 

Kategori:Reaktor cepat logam cair
Kategori:Reaktor generasi IV
Kategori:Reaktor dengan pendingin molten salt