Boiling Water ReactorDalam reaktor air mendidih loop air yang sama berfungsi sebagai moderator, pendingin untuk inti, dan sumber uap untuk turbin .

Dalam reaktor air mendidih (BWR), air yang melewati teras reaktor bertindak sebagai moderator dan pendingin juga merupakan sumber uap untuk turbin. Kerugiannya adalah bahwa setiap kebocoran bahan bakar bisa membuat air radioaktif dan radioaktivitas yang akan mencapai turbin dan sisanya dari loop.

Tekanan operasi biasanya untuk reaktor tersebut adalah sekitar 70 atmosfer di mana tekanan air mendidih pada sekitar 285¡C. Suhu operasi ini memberikan efisiensi Carnot hanya 42% dengan efisiensi operasional praktis sekitar 32%, agak kurang dari PWR.

Pressurized Water Reactor Dalam reaktor air bertekanan (PWR), air yang melewati teras reaktor bertindak sebagai moderator dan pendingin tidak mengalir ke turbin, tetapi terkandung dalam lingkaran utama bertekanan. Air lingkaran utama menghasilkan uap dalam lingkaran sekunder yang mendorong turbin. Keuntungan yang jelas untuk ini adalah bahwa kebocoran bahan bakar dalam inti tidak akan lulus kontaminan radioaktif ke turbin dan kondensor.Keuntungan lain adalah bahwa PWR dapat beroperasi pada tekanan tinggi dan suhu, sekitar 160 atmosfer dan sekitar 315 C. Ini memberikan efisiensi Carnot lebih tinggi dari BWR, tetapi reaktor lebih rumit dan lebih mahal untuk membangun. Sebagian besar reaktor AS bertekanan reaktor air

Liquid-Metal Fast-Breeder Reactor Dalam LMFBR itu, terjadi reaksi fisi yang menghasilkan panas untuk menjalankan turbin sementara pada saat yang sama dihasilkan bahan bakar plutonium untuk reaktor

Plutonium-239 reaktor yang biasa disebut reaktor penghasil cepat, pendinginan dan panas transfer dilakukan oleh logam cair. Logam yang mencapai hal ini adalah natrium dan litium, dengan natrium yang paling banyak dan paling sering digunakan. Pembangunan fast breeder membutuhkan pengayaan lebih tinggi dari U-235 dari reaktor air ringan, biasanya 15 sampai 30%. Bahan bakar reaktor dikelilingi oleh "selimut" non-fisi U-238. Tidak ada moderator yang digunakan dalam reaktor ini karena neutron lebih efisien dalam transmutasi U-238 ke Pu-239. Pada konsentrasi ini U-235, penampang untuk fisi dengan neutron cukup untuk

mempertahankan reaksi berantai. Menggunakan air sebagai pendingin akan memperlambat neutron, tetapi penggunaan natrium cair dapat menghindari moderasi itu dan menyediakan media perpindahan panas yang sangat efisien.

Fast Breeder ReactorsDalam kondisi operasi yang sesuai, neutron yang dilepaskan oleh reaksi fisi dapat "berkembang biak" lebih banyak dari bahan bakar isotop dinyatakan non-fisi. Yang paling umum reaksinya adalah plutonium-239 dari non-fisi uranium-238. Istilah "peternak cepat" mengacu pada jenis konfigurasi yang benar-benar dapat menghasilkan bahan bakar lebih fisi dari yang mereka gunakan, seperti LMFBR tersebut. Skenario ini dimungkinkan karena non-fisi uranium-238 adalah 140 kali lebih banyak daripada fisi U-235 dan dapat secara efisien diubah menjadi Pu-239 dengan neutron dari reaksi berantai fisi.

Perancis telah membuat pelaksanaan terbesar reaktor peternak dengan perusahaan besar reaktor Super Phenix dan reaktor skala menengah (BN-600) di Laut Kaspia untuk listrik dan desalinisasi.

Breeding Plutonium-239Fisi plutonium-239 dapat dihasilkan dari non-fisi uranium-238 dengan reaksi digambarkan

Pemboman uranium-238 dengan neutron memicu dua beta berturut meluruh dengan produksi plutonium. Jumlah plutonium yang dihasilkan tergantung pada rasio yang dihasilkan.

Plutonium Breeding RatioDalam penangkaran bahan bakar plutonium dalam reaktor, konsep yang penting adalah rasionya, jumlah fisil plutonium-239 diproduksi dibandingkan dengan jumlah bahan bakar fisi (seperti U-235) digunakan untuk menghasilkannya. Di-logam cair, reaktor cepat (LMFBR), target rasio yang dihasilkan 1,4 tetapi hasil yang telah dicapai sekitar 1,2. Hal ini didasarkan pada 2,4 neutron yang dihasilkan per U-235 fisi, dengan satu neutron yang digunakan untuk mempertahankan reaksi.

Waktu yang diperlukan untuk reaktor untuk menghasilkan bahan yang cukup untuk bahan bakar reaktor kedua disebut waktu dua kali lipat, dan rencana desain ini menargetkan sekitar sepuluh tahun sebagai waktu dua kali lipat. Reaktor A bisa menggunakan panas dari reaksi untuk menghasilkan energi selama 10 tahun, dan pada akhir waktu itu memiliki cukup bahan bakar untuk bahan bakar reaktor lain selama 10 tahun.

Liquid Sodium CoolantNatrium cair digunakan sebagai media pendingin dan perpindahan panas dalam reaktor LMFBR. Logam natrium adalah bahan kimia yang sangat reaktif dan mudah terbakar jika berkontak dengan udara atau air (kadang-kadang eksplosif pada kontak dengan air). Memang benar bahwa natrium cair harus dilindungi dari kontak dengan udara atau air setiap saat, disimpan dalam sistem tertutup. Namun, telah ditemukan bahwa masalah keamanan tidak signifikan lebih besar dibandingkan dengan air bertekanan tinggi dan uap di reaktor air

ringan.

Sodium adalah padat pada suhu kamar, tapi liquifies pada 98 ° C. Ia memiliki suhu kerja yang luas karena tidak mendidih sampai 892 ° C. Kisaran suhu operasi reaktor tidak perlu bertekanan seperti halnya sistem pendingin air uapyang memiliki panas spesifik yang besar sehingga cairan perpindahan panas yang dihasilkan efisien.

Dalam prakteknya, reaktor yang telah menggunakan pendingin logam cair telah termasuk reaktor neutron cepat. Pendingin logam cair memiliki keuntungan besar di sana karena air sebagai pendingin juga moderat atau memperlambat neutron. Reaktor neutron cepat

tersebut memerlukan tingkat yang lebih tinggi dengan pengayaan bahan bakar uranium dari pada reaktor air dimoderasi.

Klasifikasi berdasarkan bahan moderator

Moderator neutron diperlukan pada reaktor jenis reaktor termal, klasifikasi reaktor jenis ini berdasarkan pada penggunaan bahan moderator salah satu diantaranya adalah bermoderator graphite, reaktor jenis ini menggunakan grafit sebagai bahan moderasi neutron, reaktor yang menggunakan moderator jenis ini diantaranya adalah:

• Gas cooled reactor, yaitu reaktor nuklir yang mempunyai pendingin berbentuk gas, misalnya Magnox, Advanced gas-cooled reaktor (AGR)

• Water-cooled reactors, yaitu reaktor dengan menggunakan air sebagai bahan pendingin, misalnya reaktor jenis RBMK.

• HTGR, high temperature gas-cooled reactors, yaitu reaktor suhu tinggi berpendingin gas, misalnya Dragon reaktor, AVR, Peach Botton Nuclear Generating Station unit 1, THTR-300 dan Fort St. Vrain Generating Station.

• HTGR baru, reaktor jenis ini sedang dikembangkan dan dalam tahap pembangunan, diantaranya adalah Pebble bed reactor, Prismatic fuel reactor dan UHTREX (Ultra high temperature reactor experiment)

Klasifikasi berdasarkan pendingin yang digunakan :

Reaktor nuklir jenis reaktor thermal, dalam desain dan operasinya, pendingin yang digunakan selain berfungsi sebagai pendingin itu sendiri juga berfungsi sebagai moderator dimana neutron yang dihasilkan dari reaksi fisi diperlambat/mengalami perlambatan yang kemudian dapat diserap oleh bahan bakar nuklir secara efektif untuk menghasilkan reaksi nuklir.

Reaktor Air Ringan / Light Water Reactor (LWR)

Light Water Reactor (LWR) merupakan reaktor termal yang menggunakan air ringan sebagai pendingin sekaligus moderator. Yang dimaksud air ringan disini adalah H2O dengan isotop hidrogen H-1. LWR merupakan tipe reaktor yang paling banyak digunakan di dunia. Reaktor tipe LWR yang paling populer selama ini adalah Pressurized Water Reactor (PWR) dan Boiling Water Reactor (BWR).

Pada BWR, panas yang dihasilkan oleh fisi mengubah air menjadi uap yang langsung dialirkan untuk menggerakkan turbin pembangkit listrik. Lain halnya dengan PWR, pada reaktor tipe ini panas yang dihasilkan oleh fisi ditransfer ke loop sekunder melalui penukar panas. Uap dihasilkan di loop sekunder, dan uap di loop sekunder ini dialirkan untuk menggerakkan turbin pembangkit listrik. Pada kedua reaktor ini, setelah uap mengalir melalui turbin, uap berubah kembali menjadi air di kondensor. Skema transfer panas untuk reaktor tipe BWR dapat dilihat pada gambar 2. Sedangkan untuk tipe PWR bisa dilihat pada gambar berikut ini.

Reaktor PWR menggunakan pressurizer untuk mengatur tekanan pendingin primer agar tetap stabil.

Reaktor Air Berat / Heavy Water Reactor (HWR)

Reaktor tipe ini menggunakan air berat sebagai pendingin. Air berat yang dimaksud adalah D2O, D adalah deutrium yang merupakan isotop hidrogen dengan nomor masa 2 (H-2). Reaktor ini umumnya menggunakan uranium alam tanpa pengayaan sebagai bahan bakarnya. Pendingin air berat terjaga oleh tekanan, memungkinkan untuk dipanaskan sampai suhu yang lebih tinggi tanpa mendidih, seperti halnya PWR. Meskipun air berat secara signifikan lebih mahal daripada air ringan, tetapi pendingin air berat memiliki nilai keekonomisan neutron yang lebih tinggi, hal ini memungkinkan reaktor beroperasi tanpa pengayaan bahan bakar dan umumnya meningkatkan kemampuan reaktor agar secara efisien memanfaatkan siklus bahan bakar di dalamnya.

Salah satu jenis HWR adalah CANDU (Canadian Deuterium Uranium) yang merupakan reaktor nuklir di Kanada. CANDU menghasilkan listrik dengan cara yang sama seperti pembangkit listrik bahan bakar fosil. Panas dihasilkan dari “pembakaran” bahan bakar dan digunakan untuk menggerakkan turbin uap yang biasanya terletak di “power hall” terpisah. CANDU mengkonsumsi bahan bakar nuklir secara in-situ. ketika bahan bakar sudah selesai mengalami “pembakaran”, bahan bakar tersebut dikeluarkan dari reaktor dan disimpan sebagai limbah radioaktif tingkat tinggi. Berikut ini skema pengoperasian reaktor nuklir jenis CANDU yang saya ambil dari wikipedia.

Reaktor Berpendingin Gas / Gas Cooled Reactor (GCR)

Gas Cooled Reactor adalah pembangkit listrik yang menggunakan gas sebagai pendingin reaktor. Panas diambil oleh gas selama proses pendinginan reaktor yang kemudian digunakan secara tidak langsung untuk menghasilkan uap dimana uap tersebut digunakan untuk menggerakan turbin, atau pada kasus lain pendingin yang mengambil panas ini dapat digunakan secara langsung sebagai fluida kerja dari turbin gas sehingga tidak memerlukan sirkuit uap terpisah. Tentu saja kedua pendekatan ini memiliki kelebihan dan kekurangannya masing-masing. Moderator yang digunakan pada jenis reaktor ini adalah grafit yang memiliki kelebihan tetap stabil di bawah kondisi radiasi tinggi serta suhu tinggi. Contoh reaktor berpendingin gas adalah Gas Cooled Fast Reactor (GCFR). Berikut ini diperlihatkan skema sirkuit dari GCFR.

Seperti ditunjukkan pada gambar di atas, GCFR menggunakan spektrum neutron cepat dengan pendingin helium. Menggunakan siklus bahan bakar tertutup. Bahan bakar merupakan komposit keramik yang terbungkus dengan rapih, dilapisi (U, Pu)C. Reaktor ini didesain memiliki suhu output 850 ° C yang memungkinkan untuk menghasilkan hidrogen atau memproses panas dengan efisiensi konversi yang tinggi.

Reaktor Berpendingin Logam Cair / Liquid Metal Cooled Reactor (LMCR)

Reaktor Berpendingin Logam Cair merupakan tipe reaktor cepat, digunakan logam cair untuk menjaga agar neutron tetap berada pada spektrum neutron cepat. Reaktor ini biasanya sangat kompak dan bisa juga berpotensi digunakan untuk sumber energi kapal angkatan laut. Meskipun pada saat ini ada reaktor berpendingin logam cair yang digunakan sebagai pembangkit listrik, sebagian besar contoh merupakan prototipe yang telah dibangun di seluruh dunia sebagai reaktor eksperimental. Contoh dari reaktor tipe ini antara lain adalah Sodium Cooled Fast Reactor (SCFR) dan Lead Cooled Fast Reactor (LCFR). Berikut ini ditampilkan skema sirkuit dari kedua reaktor tersebut.

Reaktor Garam Cair / Molten Salt Reactor (MSR)

Molten Salt Reactor (MSR) merupakan reaktor fisi nuklir dimana pendingin primer, atau bahkan bahan bakar itu sendiri merupakan campuran garam cair. MSRs dijalankan pada suhu yang lebih tinggi dari reaktor berpendingin air untuk efisiensi termodinamika yang lebih tinggi, namun tekanan uap rendah.

Proyek penelitian MSR sudah dilakukan sejak tahun 60-an, namun sampai saat ini belum digunakan untuk keperluan komersial. Salah satu alasannya adalah bahwa banyak modal penelitian nuklir berasal dari militer, dan teknologi MSR skala besar biasanya kurang diminati untuk keperluan sumber energi kapal selam dan kapal induk dibandingkan LWR yang berukuran relatif lebih kecil. selain itu, MSR membutuhkan fasilitas terpisah untuk menyaring campuran inti (bahan bakar). Namun, untuk keperluan produksi listrik secara massal, desain MSR memiliki beberapa keuntungan, terutama berkaitan dengan dua isu utama yakni aspek keselamatan dan aspek ekonomi.

Berikut ini adalah gambar skema sirkuit Molten Salt Reactor.