Reaktor cepat berpendingin natrium

Dari Wikipedia bahasa Indonesia, ensiklopedia bebas

Reaktor cepat berpendingin natrium atau sodium-cooled fast reactor atau SFR adalah reaktor neutron cepat didinginkan oleh cairan natrium.[1][2]

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.

Diagram skema yang menunjukkan perbedaan antara desain Pool dan Loop dari reaktor cepat berpendingin logam cair
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.[3]

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.[4][5][6]

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".

Referensi[sunting | sunting sumber]

  1. ^ Gardner, Timothy (August 28, 2020). "Bill Gates' nuclear venture plans reactor to complement solar, wind power boom" – via www.reuters.com. 
  2. ^ Fanning, Thomas H. (May 3, 2007). "Sodium as a Fast Reactor Coolant" (PDF). Topical Seminar Series on Sodium Fast Reactors. Nuclear Engineering Division, U.S. Nuclear Regulatory Commission, U.S. Department of Energy. Diarsipkan dari versi asli (PDF) tanggal January 13, 2013. 
  3. ^ Martin, Richard (2015-10-21). "TerraPower Quietly Explores New Nuclear Reactor Strategy". Technology Review. Diakses tanggal 2020-09-20. "The problem with sodium is that it has been pretty much impossible to prevent leaks," says nuclear physicist M.V. Ramana, a lecturer at Princeton University’s Program on Science and Global Security and the Nuclear Futures Laboratory. 
  4. ^ Bays SE, Ferrer RM, Pope MA, Forget B (February 2008). "Neutronic Assessment of Transmutation Target Compositions in Heterogeneous Sodium Fast Reactor Geometries" (PDF). Idaho National Laboratory, U.S. Department of Energy. INL/EXT-07-13643 Rev. 1. Diarsipkan dari versi asli (PDF) tanggal 2012-02-12. 
  5. ^ Lineberry MJ, Allen TR (October 2002). "The Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR)" (PDF). Argonne National Laboratory, US Department of Energy. ANL/NT/CP-108933. Diarsipkan dari versi asli (PDF) tanggal 2017-03-29. Diakses tanggal 2021-08-07. 
  6. ^ "Bill Gates's next-gen nuclear plant packs in grid-scale energy storage". New Atlas (dalam bahasa Inggris). 2021-03-09. Diakses tanggal 2021-06-03. 
Diperoleh dari "https://id.wikipedia.org/w/index.php?title=Reaktor_cepat_berpendingin_natrium&oldid=25067679"