Prototipe Reaktor Pembiak Cepat

**Prototipe Reaktor Pembiak Cepat** ( (**PFBR**)) adalah reaktor pembiak cepat yang berpendingin natrium, berkapasitas 500 MWe. Reaktor ini dibangun di lokasi yang sama dengan Pembangkit Listrik Tenaga Atom Madras di Kokkilamedu, dekat Kalpakkam, negara bagian Tamil Nadu, India. Reaktor ini dirancang oleh Pusat Penelitian Atom Indira Gandhi (IGCAR) dan penanggung jawab atas fabrikasi bahan bahar MOX adalah Advance Fuel Fabrication Facility di Pusat Penelitian Atom Bhabha di Tarapur dan penanggung jawab penyediaan teknologi serta peralatan pembangunan reaktor adalah Bharat Heavy Electricals. Fasilitas ini dibangun berdasarkan pengalaman yang diperoleh dalam pengoperasian reaktor penelitian *Kalpakkam Mini reactor* (KAMINI) yang berdaya lebih rendah dan Reaktor Pembiak Cepat Uji Coba (*Fast Breeder Test Reactor*, FBTR). Konstruksi pembangunan Prototipe Reaktor Pembiak Cepat (PFBR) dijadwalkan selesai pada September 2010, tetapi dalam prosesnya, terdapat banyak penundaan, hingga kemudian dijadwalkan untuk memulai operasinya pada Desember 2024. Proyek ini tertunda lebih dari 20 tahun sejak proses konstruksi dimulai dan 14 tahun setelah tanggal pengoperasian awal pada Desember 2023. Konsekuensi dari penundaan-penundaan tersebut, biaya proyek membengkak dari ₹3.500 crore hingga ₹7.700 crore. Konstruksi proyek ini selesai pada 4 Maret 2024, yang dimulai dengan pemuatan inti reaktor, sekaligus membuka jalan bagi pemberdayaan penuh cadangan sumber daya alam torium yang berlimpah di India.

## Latar belakang
Dalam rancangannya, Prototipe Reaktor Pembiak Cepat di Kalpakkam ini menggunakan pendingin natrium yang dirancang untuk membiakkan plutonium dengan menggunakan bahan uranium-238. Penggunaan bahan torium-232 yang bukan merupakan bahan fisil sebagai selimut, juga dipertimbangkan dalam tahapan ini. Torium akan membuat bahan fisil uranium-233 melalui proses transmutasi yang nantinya akan digunakan sebagai bahan bakar pada tahap ketiga. Reaktor Pembiak Cepat ini sekaligus menjadi batu loncatan tahap ketiga dari program yang akan membuka jalan bagi India dalam memberdayakan cadangan sumber daya alam toriumnya. Surplus plutonium (atau uranium-233 untuk reaktor torium) dari setiap reaktor cepat, akan digunakan untuk mempersiapkan lebih banyak reaktor serupa untuk meningkatkan kapasitas nuklir,  selaras dengan kebutuhan daya listrik di India. Reaktor prototipe ini merupakan bagian dari Program tenaga nuklir tiga tahap India.

Dengan siklus bahan bakar tertutup sebagai sumber energinya, Prototipe Reaktor Pembiak Cepat mampu menghasilkan U-233 (isotop fisil) dalam jumlah besar yang bersumber dari cadangan sumber daya alam torium di dalam negeri, untuk meluncurkan program energi nuklir tiga tahap di India.

Pada awalnya, Prototipe Reaktor Pembiak Cepat ini menggunakan bahan bakar campuran oksida uranium-plutonium (MOX).

Dengan ekstraksi bahan bakar nuklir yang bersumber dari proses siklus bahan bakar torium, India sebagai salah satu negara yang memiliki cadangan sumber daya alam torium terbesar di dunia, dapat memenuhi kebutuhan listrik negaranya, diperkirakan hingga 60.000 tahun.

## Rancangan dan konstruksi
Rancangan reaktor ini dimulai pada tahun 1980-an, sebagai prototipe untuk Reaktor Pembiak Cepat (FBR) 600 MW. Konstruksi dua FBR tersebut direncanakan dibangun di Kalpakkam setelah pengoperasian reaktor prototipe ini sukses dilakukan dalam jangka waktu satu tahun. Empat reaktor FBR berikutnya, direncanakan akan dibangun setelah tahun 2030 di tempat yang akan ditentukan kemudian.

Pada 2017, reaktor prototipe ini direncanakan akan mulai beroperasi pada 2010, tetapi baru pada 2019, reaktor prototipe ini diperkirakan akan mencapai status kekritisan pertamanya pada 2020.

Pada Juli 2017, dilaporkan bahwa reaktor tersebut dalam tahapan persiapan akhir untuk mencapai kondisi kekritisan. Namun, laporan berikutnya pada Agustus 2020, menyatakan bahwa reaktor tersebut mungkin baru akan mencapai kondisi kekritisan pada Desember 2021.

Pada Februari 2021, dana yang telah dikeluarkan untuk proyek ini senilai kira-kira  untuk tahap pembangunan dan operasi awal. Reaktor tersebut diharapkan akan mulai beroperasi pada Oktober 2022.

Pada Maret 2024, pemuatan inti reaktor pertamanya, disaksikan langsung oleh Perdana Menteri Narendra Modi di Kalpakkam. Siaran pers menyatakan bahwa reaktor prototipe ini ditandai sebagai tahapan kedua dari program nuklir tiga tahap India.

Pada 31 Juli 2024, Badan Regulasi Energi Atom (AERB) menyetujui penambahan bahan bakar nuklir dan dimulainya reaksi berantai. Reaktor tersebut diharapkan dapat beroperasi pada akhir 2025. Beberapa percobaan fisika dengan daya listrik yang rendah, akan dilakukan setelah reaksi rantai nuklir berkelanjutan telah tercapai. Setelah tahapan tersebut terlampaui, rencana berikutnya adalah menghubungkan reaktor ke jaringan listrik dan mulai memproduksi listrik secara komersial, sambil menunggu persetujuan AERB. Apabila Departemen Energi Atom (DAE) puas dengan kinerja reaktor tersebut, maka dua reaktor lagi akan dibangun di Kalpakkam.

### Rincian teknis

Reaktor PFBR ini merupakan jenis Reaktor Pembiak Cepat berpendingin logam cair dengan menggunakan 1,750 ton natrium sebagai medium pendinginnya. Reaktor ini dirancang untuk menghasilkan daya listrik 500 MWe dengan masa operasional hingga jangka waktu 40 tahun. Reaktor akan membakar bahan bakar campuran uranium-plutonium MOX, yakni campuran  dan . Ekspektasi pembakaran bahan bakar reaktor tersebut diharapkan sebesar 100 GWd/t. Pembuatan batang bahan bakar dilakukan oleh Fasilitas Fabrikasi Bahan Bakar (FFF) di bawah arahan Pusat Penelitian Atom Bhabha (BARC) sebagai penanggung jawab.

### Pertimbangan keselamatan
Reaktor PFBR ini memiliki koefisien rongga negatif (negative void coefficient), sehingga memastikan tingkat keselamatan nuklir pasif yang tinggi. Hal ini berarti bahwa ketika reaktor berada dalam kondisi terlalu panas (overheat) atau suhu berada di atas titik didih natrium, kecepatan laju reaksi rantai nuklir akan menurun, yang akan menurunkan tingkat daya dan suhu. Demikian pula, sebelum kondisi rongga positif potensial dapat terbentuk karena kecelakaan yang disebabkan oleh hilangnya pendinginan secara total, dimungkinkan laju aliran pendingin yang cukup dengan menggunakan inersia pompa konvensional, di samping beberapa perforasi saluran masuk, guna mencegah skenario kemungkinan terjadinya kecelakaan atas penyumbatan tunggal yang menghentikan aliran pendingin.

Sistem keselamatan aktif dari pembuangan panas yang dihasilkan dari peluruhan radioaktif, terdiri dari empat sirkuit pendingin independen dengan kapasitas masing-masing 8 MWt. Pertahanan aktif lebih lanjut terhadap kemungkinan umpan balik positif, termasuk dua sistem penghentian *scram* independen, yakni sistem yang dirancang untuk menghentikan reaksi-reaksi fisi secara efektif dalam waktu satu detik, dilengkapi dengan empat sirkuit pendingin untuk mendinginkan sisa-sisa panas yang dihasilkan dari peluruhan radioaktif yang dapat berlangsung hingga beberapa jam.

Fakta bahwa reaktor PFBR yang didinginkan oleh natrium cair, membuat persyaratan keselamatan tambahan untuk mengisolasi pendingin dari lingkungan, terutama dalam skenario kecelakaan kehilangan pendinginan. Karena dalam skenario tersebut, natrium akan meledak apabila terjadi kontak dengan air dan terbakar bila terkena udara. Peristiwa terbakarnya pendingin natrium pernah terjadi di reaktor Monju, Jepang, pada 1995. Pertimbangan lain dalam penggunaan natrium sebagai pendingin adalah penyerapan neutron untuk menghasilkan isotop radioaktif  yang memiliki waktu paruh selama 15 jam.

## Referensi