Sketsa reaktor bola kerikil.
Kerikil grafit untuk reaktor
Struktur dan komposisi bola grafit dalam reaktor nuklir "pebble bed".
**Reaktor bola kerikil** atau **pebble-bed reactor** (**PBR**) adalah desain untuk reaktor nuklir berpendingin gas dengan moderasi grafit. Ini adalah jenis reaktor suhu sangat tinggi (VHTR), salah satu dari enam kelas reaktor nuklir dalam inisiatif Generasi IV.

Rancangan dasar reaktor pebble-bed menampilkan elemen bahan bakar bulat yang disebut kerikil. Kerikil seukuran bola tenis ini (berdiameter sekitar 6,7 cm atau 2,6 inci) terbuat dari grafit pirolitik (yang bertindak sebagai moderator), dan mengandung ribuan partikel bahan bakar mikro yang disebut partikel tristruktural-isotropik (TRISO). Partikel bahan bakar TRISO ini terdiri dari bahan fisil (seperti 235 U) yang dikelilingi oleh lapisan keramik silikon karbida untuk integritas struktural dan penahanan produk fisi. Di PBR, ribuan kerikil dikumpulkan untuk membuat inti reaktor, dan didinginkan oleh gas, seperti helium, nitrogen, atau karbon dioksida, yang tidak bereaksi secara kimia dengan elemen bahan bakar. Pendingin lain seperti FLiBe (fluorida cair, litium, garam berilium) juga telah disarankan untuk diimplementasikan dengan reaktor berbahan bakar kerikil. Beberapa contoh reaktor jenis ini diklaim aman secara pasif. 

Karena reaktor dirancang untuk menangani suhu tinggi, ia dapat mendingin dengan sirkulasi alami dan tetap bertahan dalam skenario kecelakaan, yang dapat menaikkan suhu reaktor menjadi 1.600 °C (2.910 °F). Karena desainnya, suhunya yang tinggi memungkinkan efisiensi termal yang lebih tinggi daripada yang mungkin dilakukan di pembangkit listrik tenaga nuklir tradisional (hingga 50%) dan memiliki fitur tambahan bahwa gas tidak melarutkan kontaminan atau menyerap neutron seperti air, sehingga inti memiliki lebih sedikit bahan pencemar.

Konsep ini pertama kali diusulkan oleh Farrington Daniels pada tahun 1940-an, dikatakan terinspirasi oleh desain inovatif pembakar Benghazi oleh pasukan gurun Inggris pada Perang Dunia II, tetapi pengembangan komersial baru dilakukan pada tahun 1960-an di reaktor AVR Jerman oleh Rudolf Schulten. Sistem ini terganggu dengan masalah dan keputusan politik dan ekonomi dibuat untuk meninggalkan teknologi tersebut. Desain AVR dilisensikan ke Afrika Selatan sebagai PBMR dan China sebagai HTR-10, yang terakhir saat ini memiliki satu-satunya desain yang beroperasi. Dalam berbagai bentuk, desain lainnya sedang dikembangkan oleh MIT, University of California di Berkeley, General Atomics (AS), perusahaan Belanda Romawa BV, Adams Atomic Engines, Idaho National Laboratory, X-energy dan Kairos Power.

Referensi
---------

1. ↑  Williams, D.F. (2006-03-24). "Assessment of Candidate Molten Salt Coolants for the Advanced High Temperature Reactor (AHTR)". doi:10.2172/885975.
2. ↑  Kadak, A.C. (2005). "A future for nuclear energy: pebble bed reactors, Int. J. Critical Infrastructures, Vol. 1, No. 4, pp.330–345" (PDF).
3. ↑  Association of German Engineers (VDI), the Society for Energy Technologies (publ.) (1990). *AVR - Experimental High-Temperature Reactor, 21 Years of Successful Operation for A Future Energy Technology*. Association of German Engineers (VDI), The Society for Energy Technologies. hlm. 9–23. ISBN 3-18-401015-5.
4. ↑  NGNP Point Design – Results of the Initial Neutronics and Thermal-Hydraulic Assessments During FY-03 Diarsipkan 2006-06-14 di Wayback Machine. pg 20

* 
* 
*