Reaktor nuklear

Reaktor nuklear () merupakan sebuah alat yang digunakan untuk memulakan dan mengawal tindak balas rantai nuklear serta tindak balas pelakuran nuklear. Reaktor nuklear digunakan di loji kuasa nuklear untuk menjana tenaga elektrik dan juga untuk menggerakkan kapal dan juga turut sebagai sejenis tenaga kuasa bagi menjana kuasa enjin kapal (pendorongan marin nuklear) Haba dari pembelahan nuklear disalurkan kepada bendalir (biasanya air atau gas), dan seterusnya digunakkan untuk menggerakkan turbin stim. Turbin akan sama ada menggerakkan bebaling kapal atau memutarkan penjana elektrik. Stim janaan nuklear secara prinsipnya boleh digunakan untuk kegunaan pemprosesan industri atau pemanasan kawasan. Sesetengah reaktor digunakan untuk menghasilkan isotop bagi tujuan perubatan dan industri, atau penghasilan plutonium gred senjata. Pada awal 2019, IAEA melaporkan terdapat 454 loji kuasa nuklear dan 226 reaktor nuklear penyelidikan diseluruh dunia.

Pengoperasian
Reaktor nuklear menjana tenaga dari penukaran tenaga nuklear yang dibebaskan oleh pembelahan atau pelakuran nuklear kepada tenaga haba untuk ditukar kepada tenaga mekanikal atau elektrik.

Pembelahan
Apabila nukleus atom boleh belah yang besar seperti Uranium-235 atau Plutonium-239 menyerap neutron, nukleus tersebut akan menjalani pembelahan nuklear. Nukleus yang berat terpisah menjadi dua atau lebih nukleus ringan (produk pembelahan), membebaskan tenaga kinetik, sinaran gama, dan neutron bebas. Sebahagian daripada neutron ini berkemungkinan melanggar atom boleh belah yang lain dan mencetuskan tindakan pembelahan, yang akan membebaskan lebih banyak neutron, dan berterusan. Keadaan seperti ini dikenali sebagai tindak balas rantai nuklear.

Untuk mengawal tindakbalas rantai tersebut, rod pengawal yang mengandungi racun neutron dan "moderator" neutron dapat mengubah bilangan neutron yang akan melaksanakan pembelahan. Reaktor nuklear biasanya mempunyai sistem automatik dan manual untuk menghentikan proses pelakuran jika alat pengesan mengenalpasti keadaan tidak selamat.

Penjanaan haba
Reaktor menjana haba dengan beberapa cara:
 Tenaga kinetik dari produk pembelahan ditukarkan kepada tenaga haba apabila nukleus-nukleus melanggar atom-atom yang berdekatan.
 Reaktor menyerap sebahagian daripada sinar gama yang dihasilkan semasa pembelahan dan mengubah tenaganya menjadi haba. 
 Haba dihasilkan daripada pereputan radioaktif hasil pembelahan dan bahan yang diaktifkan oleh penyerapan neutron. Haba pereputan ini akan kekal untuk tempoh yang lama walaupun setelah reaktor dimatikan.

Satu kilogram uranium-235 (U-235) yang diubah melalui proses nuklear secara anggarannya membebaskan tiga juta kali lebih banyak tenaga berbanding satu kilogram arang batu dibakar secara konvensional. (7.2 × 1013 joule per kilogram uranium-235 berbanding 2.4 × 107 joule per kilogram arang batu).

Penyejukan
Penyejuk reaktor nuklear, biasanya air tetapi kadang-kadang gas atau leburan logam (seperti leburan natrium atau plumbum) atau leburan garam dialirkan bersebelahan teras reaktor untuk menyerap haba yang dijana. Haba tersebut dialirkan menjauhi reaktor untuk menghasilkan stim. Kebanyakkan rekabentuk reaktor mengunnakan sistem penyejukkan yang terasing secara fizikal daripada air yang akan mendidih untuk menghasilkan stim bertekanan untuk turbin, seperti reaktor air bertekanan. Walaubagaimanapun, dalam sesetengah reaktor air untuk turbin stim dipanaskan secara terus oleh teras reaktor, contohnya reaktor air didih.

Pengawalan kereaktifan
Kadar tindak balas pembelahan dalam teras reaktor boleh dikawal.

Penjanaan tenaga elektrik
Tenaga yang dibebaskan dalam proses pembelahan menghasilkan haba, dimana sebahagian boleh ditukar kepada tenaga berguna. Cara mudah untuk menukarkan tenaga haba ini ialah dengan mendidihkan air untuk menghasilkan stim bertekanan tinggi yang akan memutarkan turbin stim yang memutarkan alternator dan menjana tenaga.

Reaktor Awal

Neutron telah ditemui pada 1932 oleh ahli fizik British James Chadwick. Konsep bagi tindakbalas berantai yang dicetuskan tindakbalas nuklear yang menggunakan perantara neutron dicapai tidak lama kemudian oleh saintis Hungary Leó Szilárd pada 1933. Dia telah mempatenkan ideanya bagi reaktor ringkas pada tahun berikutnya semasa bekerja di Admiralty di London. Namun, idea Szilárd tidak menggunakan idea pembelahan nuklear sebagai sumber neutron kerana proses tersebut belum ditemui. Idea Szilárd untuk tindakbalas rantai nuklear menggunakan unsur ringan melalui perantara neutron dibuktikan tidak berhasil.   

Inspirasi bagi reaktor baharu menggunakan uranium datang dari penemuan sisa barium oleh Lise Meitner, Fritz Strassmann and Otto Hahn pada 1938 apabila uranium dilanggar dengan neutron, yang dihasilkan daripada pembelahan nukleus uranium. Kajian susulan pada awal 1939 menunjukkan bahawa beberapa neutron juga dihasilkan semasa pembelahan, yang memberi peluang untuk mencuba semula tindakbalas rantai nuklear yang dicadangkan oleh Szilárd enam tahun sebelum.  

Pada 2 Ogos 1939, Albert Einstein menandatangani sepucuk surat yang ditulis oleh Szilárd kepada Presiden Franklin D. Roosevelt yang mencadangkan penemuan pembelahan uranium yang mampu menghasilkan bom baharu yang amat berkuasa. Szilárd dan Einstein kenal antara satu sama lain dan telah bekerjasama bertahun sebelum itu, tetapi Einstein tidak memikirkan kemungkinan untuk menghasilkan tenaga nuklear sehingga Szilárd melaporkan penemuan tersebut, untuk menulis surat yang memberi amaran kepada kerajaan Amerika Syarikat.

Tidak lama kemudian, Jerman dibawah Hitler menyerang Poland pada 1939, lalu mencetuskan Perang Dunia Kedua di Eropah. Amerika Syarikat masih belum menyertai perang tersebut secara rasmi, namun pada bulan Oktober, setelah surat Einstein-Szilárd tiba, Roosevelt berkata bahawa tujuan penyelidikan tersebut adalah untuk memastikan tentera Nazi tidak menemui bom tersebut dahulu. Projek nuklear Amerika Syarikat bermula selepas itu, namun tertangguh sedikit kerana terdapat keraguan tentang projek ini, serta tindakan sedikit dari pegawai kerajaan yang sedikit yang mula-mula ditugaskan untuk melakukan projek tersebut.

Tahun berikutnya, pada tahun 1940 kerajaan Amerika Syarikat telah menerima Memorandum Frisch–Peierls daripada United Kingdom yang menyatakan bahawa jumlah uranium yang diperlukan untuk tindakbalas berantai adalah jauh lebih sedikit daripada yang diketahui sebelum ini. Memorandum tersebut ialah hasil daripada Jawatankuasa MAUD yang bekerja untuk projek bom atom UK, yang dikenali sebagai "Tube Alloys" yang kemudiannya digantikan dengan Projek Manhattan. 

Pada hujung 1942, reaktor nuklear buatan pertama, Chicago Pile-1 telah dibina di Universiti Chicago oleh kumpulan yang diketuai ahli fizik itali, Enrico Fermi. Menjelang masa ini, program tersebut telah diberi penekanan selama setahun disebabkan penyertaan Amerika Syarikat dalam peperangan. Reaktor ini dihidupkan pada 2 Disember 1942, pada 3:25 PM. Struktur sokongan reaktor tersebut dibuat daripada kayu yang menyokong timbunan bongkah grafit, yang mempunyai bebola uranium oksida semulajadi didalamnya.

Tidak lama selepas Chicago Pile, tentera Amerika Syarikat membangunkan beberapa reaktor nuklear untuk Projek Manhattan bermula daripada 1943. Tujuan utama untuk reaktor terbesar pada masa tersebut ialah untuk menghasilkan kuantiti besar plutonium untuk senjata nuklear. Fermi dan Szilard memfailkan paten untuk reaktor nuklear pada 19 Disember 1944. Tujuan pemfailan tersebut dilambatkan disebabkan rahsia waktu perang.

"Stesen janakuasa nuklear pertama dunia" ialah dakwaan yang ditulis pada papan tanda di tapak EBR-I, yang kini menjadi museum berhampiran Arco, Idaho. Pada mulanya, reaktor tersebut dinamakan "Chicago Pile-4" dan pembinaan tersebut dijalankan bawah arahan Walter Zinn untuk Makmal Kebangsaan Argonne. Reaktor pembiak pantas logam cairan (LMFBR) yang dioperasikan oleh Suruhanjaya Tenaga Atom Amerika Syarikat menghasilkan 0.8kW semasa ujian pada 20 Disember 1951 dan 100kW tenaga elektrik keesokkan harinya, dengan reaktor tersebut mampu mencapai output 200kw tenaga elektrik.

Selain kegunaan ketenteraan reaktor nuklear, terdapat sebab-sebab politik untuk membangunkan tenaga atom bagi kegunaan awam. Presiden Amerika Syarikat, Dwight Eisenhower membuat ucapan terkenalnya, "Atoms for Peace" kepada Perhimpunan Agung Pertubuhan Bangsa-Bangsa Bersatu pada 8 Disember 1953. Tindakan diplomatik ini menyebabkan penyebaran teknologi nuklear ke institusi A.S dan seluruh dunia.

Stesen janakuasa nuklear pertama untuk kegunaan awam ialah Stesen Janakuasa Nuklear Obninsk AM-1 yang dilancarkan pada 27 Jun 1954 di Kesatuan Soviet. Reaktor tersebut menjana sebanyak 5MW tenaga elektrik. Reaktor ini dibina selepas reaktor F-1, yang merupakan reaktor nuklear pertama di Eropah untuk dihidupkan yang juga dibina oleh Kesatuan Soviet.

Selepas Perang Dunia Kedua, tentera A.S. mencari kegunaan lain bagi teknologi reaktor nuklear. Penyelidikan oleh tentera darat menghasilkan stesen janakuasa untuk kem tentera mereka. Projek Pengebom Nuklear Tentera Udara A.S. menghasilkan Eksperimen Reaktor Garam Leburan. Tentera laut A.S. berjaya mengerakkan sebuah kapal selam, USS Nautilus (SSN-571) menggunakan tenaga nuklear pada 17 Januari 1955. 

Stesen janakuasa nuklear komersial pertama, Calder Hall di Sellafield, England dibuka pada 1956 dengan kapasiti awal sebanyak 50MW (kemudiannya 200 MW).

Reaktor nuklear mudah-alih pertama "Alco PM-2A" digunakan untuk menjana tenaga elektrik (2 MW) untuk Camp Century antara 1960 hingga 1963.

Jenis-jenis reaktor

Pengelasan

Mengikut jenis tindakbalas nuklear
Semua reaktor nuklear komersial ialah reaktor pembelahan nuklear yang biasanya menggunakan uranium dan plutonium sebagai bahan api nuklear, namun torium juga mampu dijadikan bahan api. Reaktor pembelahan boleh dibahagikan secara kasar kepada dua kelas, bergantung kepada tenaga neutron yang mengekalkan tindakan berantai pembelahan :

 Reaktor terma menggunakan neutron yang diperlahankan atau neutron terma untuk mengawal pembelahan bahan api. Hampir kesemua reaktor kini ialah seperti ini. Reaktor ini mengandungi bahan moderator neutron yang memperlahankan neutron sehingga tenaga kinetiknya mencapai purata tenaga kinetik partikel disekelilingnya. Neutron terma mempunyai kebarangkalian lebih tinggi untuk membelah nukleus uranium-235, plutonium-239 dan plutonium-241 dan mempunyai kebarangkalian lebih rendah untuk penangkapan neutron oleh uranium-238 berbanding dengan neutron lebih pantas yang dihasilkan oleh pembelahan nuklear. Dengan ini, uranium diperkaya rendah atau uranium semulajadi boleh digunakan sebagai bahan api. Moderator yang digunakan juga ialah pendingin, biasanya air dibawah tekanan tinggi untuk meningkatkan takat didih. Semua ini dikelilingi bekas reaktor, instrumen untuk memantau dan mengawal reaktor, pelindung sinaran dan bangunan.
 Reaktor neutron pantas menggunakan neutron pantas untuk membelah bahan api. Reaktor ini tidak mempunyai moderator neutron di dalamnya, dan menggunakan lebih bahan pendingin yang tidak memperlahankan neutron dengan banyak. Mengekalkan tindakbalas berantai memerlukan bahan api untuk diperkaya dengan lebih tinggi dengan bahan boleh belah (dalam 20% atau lebih) kerana kebarangkalian pembelahan yang lebih rendah berbanding penangkapan oleh U-238. Reaktor cepat berupaya untuk menghasilkan kurang sisa radioaktif kerana kesemua aktinida adalah boleh belah dengan neutron pantas, tetapi lebih sukar untuk dibina dan lebih mahal untuk mengoperasinya. Secara keseluruhannya, reaktor cepat kurang digunakan berbanding reaktor terma bagi kebanyakkan kegunaan. Sesetengah loji kuasa nuklear terawal dan juga unit pendorongan marin Rusia merupakan reaktor cepat. Pembinaan prototaip masih berjalan (lihat reaktor pembiak atau Reaktor Generasi IV).
 Secara prinsipnya, kuasa lakuran boleh dihasilkan oleh pelakuran nuklear elemen-elemen seperti satu dsripads isotop hidrogen, deuterium. Walaupun kajian berkenaannya masih giat dijalankan sejak 1940-an, masih tidak ada lagi reaktor pelakuran nuklear yang dapat mengekalkan tindakbalas pelakuran yang terbina.

Mengikut bahan moderator
Digunakan oleh reaktor terma:
 Reaktor moderator grafit
 Reaktor moderator air
 Reaktor moderator air berat (digunakan di Kanada, India, Argentina, China, Pakistan, Romania and Korea Selatan).
 Reaktor moderator air ringan (LWR). Reaktor air ringan (reaktor terma paling banyak digunakan) menggunakan air biasa untuk memperlahankan neutron dan sejukkan reaktor. Kerana isotop hidrogen ringan memerangkap sedikit neutron, reaktor ini memerlukan bahan api yang diperkaya. Semasa pada suhu operasi, jika suhu air meningkat, ketumpatannya menurun dan lebih sedikit neutron yang melaluinya dapat diperlahankan untuk mencetuskan tindakbalas berterusan. Suapbalik negatif tersebut menstabilkan kadar tindakbalas. Reaktor grafit dan air berat biasanya lebih berupaya untuk memperlahankan neutron berbanding reaktor air ringan. Disebabkan keupayaannya untuk memperlahankan dengan lebih baik dan ketiadaan air ringan sebagai racun neutron, kedua-dua reaktor ini boleh menggunakan uranium semulajadi sebagai bahan api.
 Reaktor moderator elemen ringan.
 Reaktor garam leburan (MSR) ialah reaktor yang mempunyai moderator yang terdiri daripada elemen-elemen ringan seperti litium dan berilium yang juga digunakan sebagai pendingin reaktor. Elemen-elemen ini digunakan dalam bentuk garam leburan seperti Litium Fluorida dan Berilium Fluorida, namun mana-mana garam yang mempunyai elemen ringan boleh digunakan.
 Reaktor pendingin logam cecair seperti reaktor yang mempunyai pendingin yang terdiri daripada campuran plumbum dan bismuth boleh menggunakan BeO sebagai moderator.
 Reaktor nuklear organik (OMR) menggunakan sebatian organik seperti biphenyl dan terphenyl sebagai moderator dan bahan pendingin.

Mengikut bahan pendingin

 Reaktor pendingin air merupakan 93% daripada reaktor nuklear yang beroperasi di dunia pada 2014 dan membekalkan 95% jumlah penjanaan kuasa nuklear dunia
 Reaktor air bertekanan (PWR) ialah reaktor yang menggunakan air sebagai bahan pendingin untuk menyejukkan reaktor.
 Ciri utama bagi PWR ialah penekan yang merupakan bekas tekanan yang dikhaskan. Kebanyakkan PWR komersial dan marin menggunakan penekan. Semasa operasi normal, penekan akan diisi separuh dengan air, dan buih stim dikekalkan diatasnya dengan memanaskan air menggunakan pemanas yang direndam. Penekan dipasang kepada bekas tekanan reaktor utama dan 'buih' di dalam penekan memberikan ruang pengembangan untuk perubahan isipadu air dslam reaktor. Susunan ini membenarkan kawalan tekanan untuk reaktor dengan meningkatkan atau merendahkan tekanan stim dalam penekan menggunakan pemanas didalam penekan.
Reaktor air berat bertekanan ialah subset bagi reaktor air bertekanan tetapi menggunakan air berat sebagai bahan pendingin dan moderator.
 Reaktor air didih (BWR)
Ciri utama reaktor air didih ialah air mendidih disekeliling rod bahan api di bahagian bawah bekas tekanan utama reaktor. Reaktor air didih menggunakan uranium diperkaya yang digunakan dalam bentuk uranium oksida sebagai bahan api. Bahan api dipasang dalam bentuk rod yang diletakkan dalam bekas keluli yang direndam dalam air. Pembelahan nuklear menyebabkan air tersebut mendidih dan menjana stim. Stim ini dialirkan melalui paip ke turbin untuk menjana tenaga elektrik. Semasa operasi biasa, tekanan dikawal oleh jumlah stim yang mengalir ke turbin dari reaktor.
 Reaktor air lampau genting (SCWR)
 Reaktor air lampau genting ialah konsep Reaktor generasi IV dimana reaktor beroperasi pada tekanan lampau genting dan air dipanaskan sehingga menjadi bendalir lampau genting, yang tidak menjalani perubahan fasa menjadi stim, namun mempunyai ciri-ciri seperti stim tepu untuk menguasakan penjana stim.
 Reaktor jenis kolam merujuk kepada reaktor kolam terbuka yang disejukkan oleh air pada tekanan atmosfera,
 Sesetengah reaktor disejukkan oleh air berat yang juga bertindak sebagai moderator. Antaranya ialah :
Rekabentuk reaktor CANDU yang terawal (rekabentuk kemudian menggunakan moderator air berat tetapi pendingin air ringan)
DIDO ialah kelas bagi reaktor penyelidikan
 Reaktor dinginan logam cair. Reaktor ini biasanya merupakan reaktor pantas kerana air merupakan moderator dan tidak boleh digunakan sebagai bahan pendingin dalam reaktor pantas. Bahan pendingin logam cair termasuk Natrium, NaK, plumbum, eutetik plumbum-bismuth, dan dalam reaktor awal, merkuri.
 Reaktor pantas pendingin natrium
 Reaktor pantas pendingin plumbum
 Reaktor dinginan gas disejukkan oleh gas yang dikitarkan. Dalam loji janakuasa nuklear komersial, karbon dioksida telah digunakan, seperti dalam loji janakuasa nuklear AGR British serta beberapa loji generasi pertama yang pernah digunakan British, Perancis, Itali dan Jepun. Nitrogen dan helium juga telah digunakan, dengan helium sesuai digunakan bagi rekabentuk bersuhu tinggi. Penggunaan tenaga haba bergantung kepada reaktor. Loji kuasa nuklear komersial mengalirkan gas melalui penukar haba untuk menghasilkan stim. Sesetengah rekabentuk eksperimental boleh beroperasi pada suhu yang cukup tinggi untuk menggunakan turbin gas.
 Reaktor garam leburan (MSRs) ialah reaktor yang disejukkan menggunakan kitaran garam leburan, biasanya campuran eutetik garam fluorida seperti FLiBe. Dalam MSR, biasanya bahan pendingin juga digunakan sebagai matriks dimana bahan boleh belah dilarutkan. Beberapa gabungan garam eutetik juga digunakan termasuk  "ZrF4" dengan "NaF" dan "LiCl" dengan "BeCl2"

Mengikut generasi
 Reaktor generasi I (prototaip awal seperti Stesen kuasa atom Shippingport, reaktor penyelidikan, reaktor kuasa bukan komersial)
 Reaktor generasi II (kebanyakkan reaktor yang digunakan antara 1965-1996)
 Reaktor generasi III (penambahbaikan rekabentuk dari generasi II, 1996-2016)
 Reaktor generasi III+ (penambahbaikan rekabentuk dari generasi III untuk meningkatkan tahap keselamatan dari reaktor generasi III, 2017-kini)
 Reaktor generasi IV (teknologi masih dalam pembangunan, tarikh permulaan tidak diketahui, berkemungkinan 2030)

Mengikut keadaan jirim bahan api
 Bahan api pepejal
 Bahan api cecair
 Reaktor homogen akueus
 Reaktor garam leburan
 Reaktor pembelahan gas (teori)

Mengikut bentuk bahan api
 Kiub
 Silinder
 Okatagon
 Sfera
 Bidur
 Annulus

Mengikut kegunaan
 Tenaga Elektrik
 Loji kuasa nuklear termasuk Reaktor modular kecil
 Pendorongan
 Pendorongan marin nuklear
 Pelbagai bentuk Pendorongan roket
Kegunaan lain pemanasan
 Penyahgaraman Haba untuk pemanasan domestik dan industri
 Penghasilan hidrogen untuk digunakan dalam ekonomi hidrogen
Reaktor penghasilan bagi transmutasi elemen
 Reaktor pembiak mampu menghasilkan lebih banyak bahan boleh belah dari yang digunakan semasa tindakbalas rantai pembelahan nuklear (samada melalui penukaran bahan subur U-238 to Pu-239, ataupun Th-232 kepada U-233). Oleh itu setelah reaktor pembiak uranium berjalan, reaktor ini boleh diisi semula dengan uranium semulajadi ataupun uranium susut, dan reaktor pembiak torium boleh diisi semula dengan torium. Namun, bahan boleh belah diperlukan untuk memulakan reaktor ini.
 Menghasilkan pelbagai isotop radioaktif, seperti americium untuk kegunaan pengesan asap, dan  cobalt-60, molybdenum-99 serta lain-lain untuk pengimejan dan rawatan.
Penghasilan bahan-bahan untuk senjata nuklear seperti plutonium gred senjata
Membekalkan sumber sinaran neutron
 Reaktor penyelidikan: Reaktor yang digunakan bagi tujuan penyelidikan dan latihan, ujian bahan atau penghasilan radioisotop untuk perubatan dan industri. Reaktor ini biasanya lebih kecil dari stesen janakuasa nuklear atau reaktor pendorongan marin, dan kebanyakkannya berada di kampus universiti. Sesetengah daripadanya beroperasi menggunakan bahan api uranium diperkaya tinggi.Terdapat 280 reaktor seperti ini yang beroperasi di 56  buah negara, termasuk Malaysia yang mempunyai sebuah reaktor yang bernama reaktor TRIGA PUSPATI di Kajang.

Teknologi Kini

 Reaktor air bertekanan (PWR) [moderator: air bertekanan tinggi; bahan pendingin: air bertekanan tinggi]
 Reaktor ini meletakkan teras reaktor, rod pengawal, moderator, dan bahan pendingin di dalam bekas bertekanan. Air yang dipanaskan secara terus oleh bahan api nuklear di dalam teras dialirkan ke penjana stim, yang memanaskan kitaran air sekunder hingga menjadi stim yang menggerakkan turbin. Rekabentuk reaktor ini ialah majoriti daripada reaktor yang digunakan pada masa ini (sekitar 80%). Reaktor ini ialah reaktor neutron terma, dimana rekabentuk terbaru ialah VVER-1200 buatan Rusia, APWR buatan Jepun, AP1000 buatan Amerika Syarikat, Reaktor Bertekanan Hualong buatan Cina dan Reaktor Bertekanan Eropah buatan Jerman dan Perancis. Kesemua reaktor tentera laut Amerika adalah jenis ini.
 Reaktor air didih (BWR) [moderator: air bertekanan tinggi; bahan pendingin: air bertekanan tinggi] 
Reaktor air didh ialah serupa kepada PWR namun, tanpa penjana stim. Tekanan rendah air pendinginnya membenarkannya untuk mendidih dalam bekas tekanan, lalu menjana stim yang menggerakkan turbin. BWR tidak mempunyai kitaran sekunder, yang berkemungkinan untuk membawa bahan radioaktif ke turbin yang boleh merumitkan penyelengaraan. Reaktor ini ialah reaktor neutron terma, dengan rekabentuk terkini merupakan ABWR.
Reaktor Air Berat Bertekanan (PHWR) [moderator: air berat bertekanan tinggi; pendingin: air berat bertekanan tinggi]
 Reaktor ini biasanya dikenali dengan rekabentuk reaktor CANDU (Canadian Deuterium-Uranium), yang kelihatan serupa dengan reaktor air bertekanan, namun mempunyai sistem calandria yang mengantikan teras reaktor konvensional dalam reaktor air didih. Calandria ialah beratus-ratus tiub dibawah tekanan yang memegang bahan api nuklear didalamnya. Disebabkan susunan tiub sebegini, pengisian semula reaktor mampu dilakukan walaupun reaktor masih beroperasi. Reaktor ini juga mampu untuk menggunakan uranium semulajadi untuk menjana pembelahan nuklear berterusan berbanding reaktor air ringan yang memerlukan uranium diperkaya untuk menjana pembelahan nuklear berterusan. Disebabkan penggunaan uranium semulajadi, reaktor ini tidak memerlukan fasiliti pengkayaan uranium yang meningkatkan kos bahan api nuklear. Namun, penjimatan dari bahan api ditingkatkan semula disebabkan kos penghasilan air berat yang sukar dan agak mahal. Reaktor CANDU telah dibina di Canada, Argentina, China, India, Pakistan, Romania dan Korea Selatan. India juga menjalankan pengoperasian PHWR yang dikenali sebagai 'derivatif CANDU' kerana dibina selepas kerajaan Canada menghentikan hubungan nuklear dengan India setelah ujian senjata nuklear 'Smiling Buddha' pada 1974.

 Reaktor Bolshoy Moschnosti Kanalniy (Reaktor Aliran Kuasa Tinggi) (RBMK) [moderator: grafit; pendingin: air bertekanan tinggi]
 RBMK ialah rekabentuk buatan Kesatuan Soviet, dan agak serupa dengan CANDU dimana kedua-duanya mampu diisi semula semasa pengoperasian serta menggunakan beratus-ratus tiub bertekanan. Namun, tidak seperti CANDU reaktor ini mempunyai moderator grafit yang pepejal, yang juga menyebabkan rekabentuknya amat besar dan kurang stabil. Hal ini menyebabkan bangunan pembedungan untuknya agak mahal. Beberapa masalah keselamatan kritikal dalam rekabentuknya dijumpai, dan telah dibetulkan selepas bencana Chernobyl. Antara aspek yang menarik untuk RBMK ialah penggunaan air ringan dan uranium semulajadi. Sehingga 2022, 8 reaktor ini masih beroperasi kerana penambahbaikan dari segi keselamatan dan agensi keselamatan antarabangsa. Walaupun lebih selamat, reaktor RBMK masih dianggap sebagai rekabentuk reaktor paling bahaya yang masih digunakan. Reaktor RBMK hanya dibina didalam Kesatuan Soviet.

 Reaktor pendingin gas (GCR) and Reaktor pendingin gas maju (AGR) [moderator: grafit; pendingin: karbon dioksida]
 Rekabentuk reaktor ini mempunyai kecekapan terma yang lebih tinggi berbanding PWR kerana suhu pengoperasiannya yang lebih tinggi. Hanya sebilangan kecil sahaja reaktor yang beroperasi menggunakan rekabentuk ini, kebanyakkannya di United Kingdom dimana konsep tersebut dibangunkan. Rekabentuk lama seperti Magnox telah samada ditutup atau akan ditutup tidak lama lagi. Namun, AGR masih mempunyai jangka hayat sebanyak 10 ke 20 tahun lagi. Kos untuk menutup stesen janakuasa ini boleh menjadi amat tinggi kerana isipadu teras yang besar.
 Reaktor lapisan kelikir (PBR) [moderator: grafit; pendingin: helium]
 Reaktor ini menggunakan bahan api yang dibentuk menjadi bebola seramik, dan gas dialirkan melaluinya. Hasilnya ialah reaktor efisen, selamat, dan menggunakan bahan api murah dan standard serta mempunyai kos penyelenggaraan rendah. Prototaip pertama ialah AVR dan HTR-10 yang beroperasi di China, dimana HTR-PM sedang dibangunkan. HTR-PM dijangkakan sebagai reaktor generasi IV pertama yang akan beroperasi sebagai stesen janakuasa.

Teknologi membangun dan masa hadapan

Reaktor Maju
Lebih dari sedozen rekabentuk reaktor maju kini berada dalam pelbagai peringkat pembangunan. Sesetengahnya merupakan kemajuan dari rekabentuk PWR, BWR dan PHWR. Antaranya ialah reaktor air didih maju (ABWR), dengan dua reaktor telah dibina dan beberapa lagi dalam pembinaan. Selain itu, terdapat pelan untuk membina reaktor air didih ekonomi dipermudahkan selamat pasif (ESBWR) dan unit-unit AP1000. Disamping itu, terdapat juga pendekatan yang lebih radikal :

 Reaktor pantas lengkap (IFR) telah dibina, diuji dan dinilai pada 1980-an dan diberhentikan semasa pentadbiran Clinton pada 1990-an kerana polisi kerajaan semasa yang tidak menyokong penyebaran nuklear. Pengitaran semula bahan api ialah tulang belakang rekabentuknya. Disebabkan itu, reaktor ini meghasilkan bahan api nuklear yang lebih sedikit berbanding reaktor yang digunapakai buat masa ini.
 Reaktor lapisan kelikir ialah reaktor pendingin gas suhu tinggi (HTGCR) yang direka supaya suhu lampau tinggi mengurangkan output kuasa melalui Pelebaran Doppler keratan rentas neutron bahan api. Reaktor ini menggunakan bahan api seramik, oleh itu suhu pengoperasian selamat melebihi julat suhu pengurangan kuasa. Kebanyakkan rekabentuk disejukkan oleh helium. Helium ialah gas nadir yang tidak boleh meletup, tidak mudah menyerap neutron dan tidak melarutkan bahan pencemar yang boleh menjadi radioaktif. Biasanya direka dengan lebih banyak lapisan pembendungan pasif (sehingga 7) berbanding reaktor air ringan (biasanya 3). Ciri unik yang boleh meningkatkan keselamatan ialah bahan api berbentuk sfera membentuk teras reaktor, dan digantikan satu per satu apabila kehabisan. Namun, rekabentuk bahan api tersebut menyukarkan pemprosesan semula bahan api menjadi agak mahal.
 Reaktor berasaskan torium ialah reaktor yang menggunakan kitaran torium. Torium-232 boleh ditukarkan kepada  didalam reaktor yang direka untuk tujuan tersebut (reaktor pembiak). Dengan cara ini, torium yang empat kali lebih kaya berbanding uranium didalam kerak bumi boleh digunakan untuk membiak bahan api U-233. Mineral yang biasanya digunakan untuk memperoleh torium ialah monazit. U-233 juga dipercayai untuk mempunyai ciri-ciri nuklear yang lebih baik berbanding U-235 termasuk penghasilan sisa transuranik jangka masa lama yang sedikit serta penggunaan neutron yang lebih cekap.
 Reaktor air berat maju (AHWR)—Reaktor kuasa nuklear moderator air berat yang dicadangkan sebagai rekabentuk generasi seterusnya PHWR. Dibangunkan di Pusat Penyelidikan Atom Bhabha (BARC), India.
 KAMINI —Reaktor yang menggunakan isotop U-233 sebagai bahan api. Dibina di India oleh BARC dan Pusat Penyelidikan Atom Indira Gandhi (IGCAR).
 India juga bercadang untuk membina reaktor pembiak pantas menggunakan kitaran bahan api torium – uranium-233. Reaktor ujian pembiak pantas (FTBR) yang beroperasi di Kalpakkam (India) menggunakan plutonium sebagai bahan api dan natrium lebur sebagai bahan pendingin.
 China yang mempunyai kawalan keatas deposit Cerro Impacto mempunyai reaktor dan mempunyai matlamat untuk menggantikan arang batu dengan tenaga nuklear.
 Reaktor kecil, tertutup, mudah alih, automatik (SSTAR) sedang dikaji dan dimajukan di Amerika Syarikat untuk digunakan sebagai reaktor pembiak pantas yang pasif, selamat dan boleh dimatikan dari jarak jauh jika terdapat didapati reaktor tersebut telah diusik.
 Reaktor maju bersih dan selamat kepada alam sekitar (CAESAR) ialah konsep reaktor nuklear yang menggunakan stim sebagai moderator dan sedang dibangunkan.
 Reaktor air moderator dikurangkan menambahbaik keatas rekabentuk Reaktor air didih maju (ABWR) dalam perkhidmatan, menggunakan neutron epiterma yang mempunyai tenaga diantara neutron pantas dan neutron terma.
 Modul kuasa nuklear kawal sendiri moderator hidrogen (HPM) ialah rekabentuk reaktor dari Makmal Kebangsaan Los Alamos yang menggunakan uranium hidrida sebagai bahan api.
 Reaktor subkritikal direka untuk menjadi lebih selamat dan stabil namun, mempunyai masalah kejuruteraan dan ekonomi. Contohnya, Penguat tenaga.

Rolls-Royce bermatlamat untuk menjual reaktor nuklear bagi penghasilan bahan api sintetik  untuk pesawat.

Reaktor generasi IV
Reaktor generasi IV ialah satu set rekabentuk reaktor nuklear teoretikal yang sedang dikaji. Rekabentuk ini dijangkakan untuk tidak tersedia bagi pembinaan komersial sebelum 2030. Reaktor yang dalam pengoperasian sekarang adalah daripada sistem generasi kedua dan ketiga. Kajian keatas rekabentuk reaktor ini secara rasminya dimulakan oleh Forum Antarabangsa Generasi IV (GIF) berdasarkan empat matlamat teknologi. Matlamat utamanya ialah untuk meningkatkan keselamatan nuklear, meningkatkan ketahanan penyebaran nuklear, mengurangkan sisa dan penggunaan bahan mentah dan mengurangkan kos pembinaan dan pengoperasian loji.

Antara rekabentuknya ialah :

 Reaktor pantas pendingin gas
 Reaktor pantas pendingin plumbum
 Reaktor garam leburan
 Reaktor pantas pendingin natrium
 Reaktor air lampau genting
 Reaktor suhu lampau tinggi

Reaktor generasi V+
Reaktor generasi V ialah rekabentuk reaktor yang boleh dibina secara teori tetapi tidak diselidik buat masa ini. Walaupun sesetengah reaktor generasi V boleh dibina dengan teknologi sedia ada, tidak banyak perhatian yang diberikan atas sebab kos, tidak praktikal dan keselamatan.

 Reaktor teras cecair ialah reaktor nuklear kitaran tertutup dimana bahan boleh belah ialah leburan atau larutan uranium dan disejukkan dengan gas bekerja yang dipam melalui lubang di tapak bekas pembendungan.
 Reaktor teras gas ialah versi kitaran tertutup roket mentol nuklear dimana bahan boleh belah merupakan gas uranium heksafluorida yang dibendung dalam bekas kuarza terlakur. Gas bekerja (seperti hidrogen) akan mengalir disekeliling bekas dan menyerap sinar ultraungu yang dihasilkan. Reaktor ini juga boleh berfungsi sebagai enjin roket, seperti yang diceritakan dalam novel sains fiksyen karya Harry Harrison pada 1976, Skyfall. Secara teorinya, menggunakan UF6 sebagai bahan api secara terus akan merendahkan kos pemprosesan, dan reaktor yang lebih kecil. Namun, secara praktikalnya pengoperasian reaktor pada ketumpatan kuasa yang amat tinggi boleh menghasilkan fluks neutron yang tidak terurus dan melemahkan kebanyakkan bahan reaktor.
 Reaktor teras gas EM ialah sama seperti reaktor teras gas tetapi dengan susunan bahan fotovoltan yang menukarkan sinar ultraungu terus kepada tenaga elektrik.
 Reaktor serpihan pembelahan ialah reaktor nuklear yang menjana tenaga elektrik dengan memperlahankan pancaran ion sisa pembelahan. Dengan itu, reaktor ini mengatasi kitar Carnot dan memperoleh kecekapan sehingga 90% daripada 40-45% kecekapan untuk menjana haba dari tindakbalas nuklear. Pancaran ion tersebut akan melalui penjana magnetohidrodinamik untuk menjana tenaga elektrik.
 Pelakuran nuklear hibrid akan menggunakan neutron dari pelakuran nuklear untuk membelah selimut bahan subur seperti U-238 dan Th-232 dan transmutasi apa-apa sisa pembelahan kepada isotop yang lebih stabil.

Reaktor pelakuran

Pelakuran nuklear terkawal boleh digunakan dalam loji kuasa lakuran untuk menghasilkan tenaga tanpa masalah pengendalian aktinida tetapi masih terdapat halangan saintifik dan teknikal yang perlu diatasi. Beberapa reaktor pelakuran nuklear telah dibina namun, tidak dapat membebaskan lebih banyak tenaga daripada yang digunakan dalam proses tersebut. Walaupun penyelidikan telah bermula pada 1950-an, tiada reaktor pelakuran komersial yang dijangka siap sebelum 2050. Projek ITER ialah usaha utama untuk memperoleh kuasa pelakuran, disamping beberapa ujikaji yang lebih kecil.

Kitar bahan api nuklear

Kitar bahan api nuklear merujuk kepada proses dimana bahan api nuklear, majoritinya uranium diperoleh dan diperkaya untuk digunakan sebagai bahan api nuklear dan seterusnya diproses semula atau dilupuskan. Reaktor terma kebiasaanya bergantung kepada uranium diperkaya sebagai bahan api. Sesetengah reaktor nuklear direka supaya mampu beroperasi menggunakan campuran uranium dan plutonium sebagai bahan api, campuran ini dikenali sebagai bahan api oksida campuran (MOX). 

Kebanyakkan rekabentuk reaktor nuklear pada masa ini memerlukan bahan api diperkaya kerana isotop U-235 yang mudah terbelah hanya wujud sebanyak 0.72% di bumi. Proses pengkayaan melibatkan peningkatan peratusan isotop U-235 yang wujud di dalam bahan api dan selalunya dicapai menggunakan pengempar gas atau resapan gas, menggunakan uranium heksafluorida, UF6 . Bahan api yang telah diperkaya kemudiannya ditukarkan kepada serbuk uranium dioksida dan dibentuk menjadi pelet. Pelet-pelet ini kemudiannya disusun didalam tiub dan dikedap, menjadi rod bahan api. 

Sebahagian majoriti reaktor komersial BWR dan PWR menggunakan uranium yang diperkaya dengan kandungan U-235 setinggi 4%, namun terdapat beberapa reaktor komersial yang dapat beroperasi menggunakan uranium semulajadi disebabkan ekonomi neutronnya yang tinggi. Menurut Agensi Tenaga Atom Antarabangsa (IAEA), terdapat sekurang-kurangnya 100 reaktor penyelidikan yang menggunakan uranium gred senjata, (diperkaya setinggi 90% U-235). Risiko untuk bahan api ini dicuri dan digunakan untuk membina senjata nuklear telah menyebabkan kempen yang mengadvokasi penukaran reaktor ini kepada reaktor yang menggunakan uranium diperkaya rendah.

Kedua-dua U-235 dan U-238 digunakan dalam proses pembelahan nuklear. U-235 mampu terbelah oleh neutron terma (bergerak perlahan). Neutron terma ialah neutron yang bergerak pada kelajuan yang sama dengan atom sekelilingnya. Disebabkan semua atom bergetar pada kadar yang sama seperti suhu mutlak, neutron terma mempunyai peluang tertinggi untuk membelah U-235 apabila neutron tersebut bergerak pada kelajuan getaran yang sama. Sebaliknya, U-238 lebih berkemungkinan untuk memerangkap neutron apabila neutron tersebut bergerak dengan amat laju. Atom U-239 yang terhasil ini akan mereput menjadi Pu-239 yang merupakan bahan api nuklear. Pu-239 ialah bahan api yang baik dan perlu diambil kira walaupun menggunakan uranium diperkaya tinggi. Pembelahan plutonium akan menjadi tindakbalas utama dalam sesetengah reaktor, terutamanya selepas kebanyakkan U-235 yang diisi telah digunakan. Plutonium dapat terbelah menggunakan kedua-dua neutron pantas dan terma, yang membuatkannya sesuai untuk reaktor nuklear atau bom nuklear.  

Kebanyakkan rekabentuk reaktor yang wujud pada masa ini ialah reaktor terma yang akan menggunakan air sebagai moderator neutron serta bahan pendingin. Namun dalam reaktor pembiak pantas, bahan pendingin lain yang perlu digunakan agar neutron tidak diperlahankan. Dengan ini, lebih banyak neutron pantas yang wujud pada satu-satu masa didalam reaktor. Neutron pantas ini mampu menukarkan U-238 menjadi Pu-239, dengan proses pembiakan bahan api. 

Dalam kitar bahan api torium, torium-232 menyerap neutron didalam reaktor terma atau pantas, lalu menjadi torium-233 yang kemudiannya mengalami pereputan beta kepada protactinium-233 dan kemudiannya uranium-233, yang boleh digunakan sebagai bahan api.

Pengisian semula reaktor nuklear
Jumlah tenaga yang tersimpan dalam bahan api nuklear biasanya dinyatakan dengan istilah "hari kuasa penuh" iaitu bilangan hari reaktor dijadualkan untuk beroperasi pada kuasa penuh untuk menjana tenaga haba. Bilangan hari kuasa penuh dalam kitar pengoperasian reaktor (diantara tempoh pengisian semula) berkait rapat dengan jumlah U-235 yang terkandung didalam pemasangan bahan api pada awal kitaran. Peratusan U-235 yang lebih tinggi dalam teras pada awal kitaran membolehkan reaktor tersebut untuk beroperasi untuk tempoh lebih lama.

Pada akhir kitar pengoperasian, bahan api dalam sesetengah pemasangan bahan api telah digunakan, setelah 4-6 tahun berada didalam reaktor untuk menghasilkan tenaga. Bahan api yang digunakan akan digantikan dengan yang bahan api baharu. Walaupun dianggap sebagai digunakan, pemasangan bahan api ini mempunyai kuantiti bahan api yang tinggi. Secara praktikalnya, ekonomi yang menentukan jangka hayat bahan api nuklear. Pengoperasian reaktor bawah 100% kuasa tidak memberi keuntungan kepada syarikat utiliti kerana penjanaan kuasa yang semakin rendah. Kebanyakkan stesen janakuasa nuklear beroperasi dengan margin untung yang rendah kerana kos pengawal seliaan. 

Peratusan bahan api yang diganti semasa pengisian semula biasanya 1/3 daripada keseluruhan, namun masih bergantung pada tempoh pengoperasian reaktor diantara pengisian. Reaktor biasanya beroperasi pada kitaran 18 atau 24 bulan oleh itu, reaktor hanya mampu beroperasi pada kuas penuh untuk hanya 2 tahun sahaja. Selepas dikeluarkan daripada reaktor, bahan api terpakai diletakkan dalam kolam perisaian untuk memberi penyejukkan serta melindungi kawasan sekeliling daripada sinaran. Selepas kira-kira lima tahun, bahan api terpakai dipindahkan kedalam tong isotop agar boleh disimpan dengan selamat selama ribuan tahun. Tong-tong tersebut disimpan di dalam bunker dengan kawalan keselamatan yang tinggi. Fasiliti penyimpanan bahan api terpakai direka untuk menahan impak daripada kapal terbang komersial. 
 
Jumlah tenaga yang diekstrak daripada bahan api nuklear dipanggil sebagai pembakaran, yang ditentukan dengan nisbah tenaga haba yang dijana bagi jisim bahan api. Unit yang digunakan ialah Megawatt hari terma per tan metrik bahan api.

Keselamatan Nuklear

Keselamatan nuklear merangkumi tindakan yang diambil untuk mencegah insiden atau kemalangan nuklear dan sinaran, serta menghadkan kesannya. Industri kuasa nuklear telah meningkatkan kecekapan dan keselamatan reaktor serta mencadangkan rekabentuk reaktor yang baru dan lebih selamat, namun masih belum diuji.  Kesalahan juga boleh berlaku, dan untuk kes kemalangan nuklear Fukushima, walaupun setelah beberapa amaran yang diberi oleh NRG dan pentadbiran keselamatan nuklear Jepun, pihak TEPCO masih tidak mengendahkannya sehingga berlaku tsunami yang menyebabkan peleburan teras reaktor 1 hingga 4. Menurut UBS AG, kemalangan tersebut telah menyebabkan keraguan bahawa ekonomi maju seperti Jepun mampu menguasai keselamatan nuklear. Senario Malapetaka yang melibatkan serangan pengganas juga boleh berlaku.

Kemalangan nuklear

Kemalangan nuklear dan insiden radiasi yang serius jarang-jarang berlaku. Ini termasuk kemalangan SL-1 (1961), Three Mile Island accident (1979), Bencana Chernobyl (1986), and Kemalangan nuklear Fukushima Daichi (2011). Kemalangan kapal selam nuklear pula termasuk kemalangan reaktor K-19 (1961), kemalangan reaktor K-27 (1968), dan kemalangan reaktor K-431 (1985).

Reaktor nuklear telah dilancarkan ke orbit bumi sekurang-kurangnya 34 kali. Sebilangan insiden berkait dengan program satelit radar berkuasa nuklear Soviet RORSAT menyebabkan bahan api terpakai memasuki atmosfera bumi.

Reaktor Semulajadi
Hampir dua bilion tahun dahulu satu siri "reaktor" nuklear memelihara diri(self-sustaining) terbina sendiri di kawasan yang dikenali sebagai Oklo di Gabon, Afrika Barat. Keadaan di masa dan tempat tersebut membenarkan reaktor pembelahan semulajadi untuk terhasil dengan keadaan yang serupa dengan dalam reaktor nuklear terbina.  

Lima belas fosil reaktor pembelahan semulajadi telah dijumpai dalam tiga deposit bijih berasingan di lombong uranium di Gabon. Pertama ditemui pada 1972 oleh ahli fizik Francis Perrin, mereka dikenali sebagai Reaktor Nuklear pembelahan semulajadi. Tindakbalas pembelahan nuklear (self-sustaining) berlaku dalam reaktor tersebut dalam 1.5 bilion tahun dahulu, dan berjalan untuk beberapa ratus ribu tahun, dengan purata 100 kW output kuasa pada masa itu.  

Konsep reaktor nuklear semulajadi telah diramal seawal 1956 oleh Paul Kuroda di Universiti Arkansas.

Bahan buangan
Reaktor nuklear menghasilkan tritium sebagai hasil sampingan pengoperasian normal, dimana gas tersebut akan dibebaskan ke udara atau dalam air laut dalam kuantiti yang surih.

Sebagai Isotop Hidrogen, tritium (T) akan bergabung dengan oksigen dan membentuk T2O. Molekul ini serupa dari sifat kimianya, oleh itu bersifat lutsinar dan tidak mempunyai bau. Walau bagaimanapun, neutron tambahan dalam nukleus hidrogen menyebabkan tritium menjalani pereputan beta dengan separuh-hayat 12.3 tahun. Walaupun nilai yang dibebaskan boleh disukat, tritium yang dibebaskan stesen janakuasa nuklear adalah sedikit.

Rujukan

Lihat juga 

Reaktor nuklear
Stesen kuasa
Teknologi nuklear
Tenaga
Nuklear
Penghasilan tenaga
Tenaga mampan
Sumber tenaga
Kuasa nuklear
Infrastruktur tenaga