Bahan bakar nuklir

Bahan bakar nuklir adalah semua jenis material yang dapat digunakan untuk menghasilkan energi nuklir, demikian bila dianalogikan dengan bahan bakar kimia yang dibakar untuk menghasilkan energi. Hingga saat ini, bahan bakar nuklir yang umum dipakai adalah unsur berat fissil yang dapat menghasilkan reaksi nuklir berantai di dalam reaktor nuklir; Bahan bakar nuklir dapat juga berarti material atau objek fisik (sebagai contoh bundel bahan bakar yang terdiri dari batang bahan bakar yang disusun oleh material bahan bakar, bisa juga dicampur dengan material struktural, material moderator atau material pemantul (reflector) neturon. Bahan bakar nuklir fissil yang sering digunakan adalah ²³⁵U dan ²³⁹Pu, dan kegiatan yang berkaitan dengan penambangan, pemurnian, penggunaan dan pembuangan dari material-material ini termasuk dalam siklus bahan bakar nuklir. Siklus bahan bakar nuklir penting adanya karena terkait dengan PLTN dan senjata nuklir.

Tidak semua bahan bakar nuklir digunakan dalam reaksi fissi berantai. Sebagai contoh, ²³⁸Pu dan beberapa unsur ringan lainnya digunakan untuk menghasilkan sejumlah daya nuklir melalui proses peluruhan radioaktif dalam generator radiothermal, dan baterai atom. Isotop ringan seperti ³H (tritium) digunakan sebagai bahan bakar fusi nuklir. Bila melihat pada energi ikat pada isotop tertentu, terdapat sejumlah energi yang bisa diperoleh dengan memfusikan unsur-unsur dengan nomor atom lebih kecil dari besi, dan memfisikan unsur-unsur dengan nomor atom yang lebih besar dari besi.

• 
  1 Uranium ore - material dasar bahan bakar nuklir
• 
  2 Yellowcake - bentuk uranium guna dikirim ke pabrik pengkayaan uranium
• 
  3 UF6 - uranium dalam pengkayaan
• 
  4 Bahan bakar nuklir - berbentuk padat, secara kimia bersifat inert

Bahan bakar nuklir tradisional yang digunakan di USA dan beberapa negara yang tidak melakukan mendaur ulang bahan bakar nuklir bekas mengikuti empat tahapan seperti yang tampak dalam gambar di atas. Proses di atas berdasarkan siklus bahan bakar nuklir. Pertama, uranium diperoleh dari pertambangan. Kedua, uranium di proses menjadi "yellow cake". Langkah berikutnya bisa berupa mengubah "yellow cake" menjadi UF₆ guna proses pengkayaan dan kemudian diubah menjadi uranium dioksida, atau tanpa proses pengkayaan untuk kemudian langsung ke tahap 4 sebagaimana yang terjadi untuk bahan bakar reaktor CANDU.

Bahan fisil adalah bahan bakar yang mampu mempertahankan reaksi berantai fisi nuklir dengan memanfaatkan energi termal neutron.^[1] Perubahan material pada bahan fisil digunakan untuk mengatur reaktivitas, optimasi dan pemuatan bahan bakar dalam teras reaktor nuklir serta menghasilkan bahan selongsong dan air pendingin yang berinteraksi dengan sinar gamma dan neutron.^[2] Sebagian besar bahan bakar nuklir mengandung elemen aktinida fisil berat yang mampu menjalani dan mempertahankan fisi nuklir. Tiga isotop fisil yang paling relevan adalah uranium-233 , uranium-235 dan plutonium-239.

Bahan fisil dari uranium dan plutonium dapat dimanfaatkan sebagai bahan bakar nuklir bekas untuk menghasilkan energi listrik. Hasil absorpsi neutron pada uranium-238 akan menghasilkan plutonium-239 dan isotop uranium-235 yang tidak terbakar yang memiliki kandungan bahan fisil yang lebih banyak dibandingkan uranium alam. Kandungan uranium-235 pada hasil pembakaran uranium alam hanya 0,7% Urainum-235. Sedangkan uranium-235 menghasilkan bahan fisil sebanyak 0.9% dan plutonium-239 sebanyak 0,6% sehingga totalnya menjadi 1,5%. Jumlah ini masih dapat digunakan untuk berbagai reaktor termal konvensional, reaktor pendingan gas maju dengan bahan bakar MOX, atau reaktor cepat dengan bahan bakar plutonium.^[3]

Untuk menjadi bahan bakar yang berguna untuk reaksi berantai fisi nuklir, bahan tersebut harus:

• Berada di wilayah kurva energi ikat di mana reaksi berantai fisi dimungkinkan (yaitu, di atas radium)
• Memiliki probabilitas fisi yang tinggi pada penangkapan neutron
• Melepaskan rata-rata lebih dari satu neutron per penangkapan neutron. (Cukup pada setiap fisi, untuk mengkompensasi non-fisi dan penyerapan dalam bahan non-bahan bakar)
• Memiliki waktu paruh yang cukup lama
• Tersedia dalam jumlah yang sesuai

Rasio tangkap-fisi dari nuklida fisil

Neutron termal[4]				Neutron epitermal
σF (b)	σγ (b)	%		σF (b)	σγ (b)	%
531	46	8.0%	233U	760	140	16%
585	99	14.5%	235U	275	140	34%
750	271	26.5%	239Pu	300	200	40%
1010	361	26.3%	241Pu	570	160	22%

Nuklida fisil dalam bahan bakar nuklir meliputi:

• Uranium-233 dibiakkan dari thorium-232 dengan penangkapan neutron dengan langkah-langkah peluruhan menengah dihilangkan.
• Uranium-235 yang terdapat dalam uranium alam dan uranium yang diperkaya
• Plutonium-239 dibiakkan dari uranium-238 dengan penangkapan neutron dengan langkah-langkah peluruhan menengah dihilangkan.
• Plutonium-241 dibiakkan dari plutonium-240 secara langsung dengan penangkapan neutron.

Nuklida fisil tidak memiliki peluang 100% mengalami fisi pada penyerapan neutron. Kesempatan tergantung pada nuklida serta energi neutron.

Dalam aplikasi seperti reaktor nuklir, sebuah racun neutron (juga disebut sebuah 'pengisap neutron' atau 'racun nuklir') adalah sebuah zat dengan sebuah penampang pengisapan neutron besar. Dalam aplikasi tersebut, menyerap neutron biasanya merupakan efek yang tidak diinginkan. Namun, bahan penyerap neutron, juga disebut racun, sengaja dimasukkan ke dalam beberapa jenis reaktor untuk menurunkan reaktivitas tinggi dari beban bahan bakar segar awalnya. Beberapa dari racun ini habis karena menyerap neutron selama operasi reaktor, sementara yang lain relatif konstan.^[5][6]

Penangkapan neutron oleh produk fisi paruh pendek dikenal sebagai keracunan reaktor ; Penangkapan neutron oleh produk fisi yang berumur panjang atau stabil disebut slagging reaktor.

Siklus bahan bakar nuklir terdiri dari langkah-langkah front-end yang mempersiapkan uranium untuk digunakan dalam reaktor nuklir dan langkah-langkah back-end untuk secara aman mengelola, menyiapkan, dan membuang bahan bakar bekas—atau bekas —namun masih mengandung radioaktif tinggi.

Berbagai kegiatan yang berhubungan dengan produksi listrik dari reaktor tenaga nuklir disebut secara kolektif sebagai siklus bahan bakar nuklir. Siklus dimulai dengan penambangan uranium dan diakhiri dengan pembuangan limbah nuklir. Bahan baku bahan bakar nuklir saat ini sebagian besar adalah uranium. Bahan itu harus diproses melalui serangkaian tahapan untuk menghasilkan bahan bakar yang efisien untuk menghasilkan listrik. Bahan bakar bekas juga perlu diperhatikan untuk daur ulang atau pembuangan. Siklus bahan bakar nuklir terdiri dari 'ujung depan', yaitu persiapan bahan bakar, 'masa kerja' di mana bahan bakar digunakan selama operasi reaktor untuk menghasilkan listrik, dan 'ujung akhir', yaitu pengelolaan yang aman bahan bakar nuklir bekas termasuk pemrosesan ulang dan daur ulang, dan pembuangan. Jika bahan bakar bekas tidak diproses ulang, siklus bahan bakar disebut sebagai 'terbuka' atau siklus bahan bakar 'sekali lewat'; jika bahan bakar bekas diproses ulang, dan didaur ulang, itu benar disebut sebagai siklus bahan bakar nuklir 'tertutup'.

Uranium adalah bahan bakar yang paling banyak digunakan oleh pembangkit listrik tenaga nuklir untuk fisi nuklir. Pembangkit listrik tenaga nuklir menggunakan jenis uranium tertentu—U-235—sebagai bahan bakar karena atom-atomnya mudah terbelah. Meskipun uranium sekitar 100 kali lebih umum daripada perak, U-235 relatif jarang hanya di atas 0,7% uranium alami. Konsentrat uranium dipisahkan dari bijih uranium di pabrik uranium atau dari bubur di fasilitas pelindian di tempat. Kemudian diproses di fasilitas konversi dan pengayaan, yang meningkatkan kadar U-235 menjadi 3%–5% untuk reaktor nuklir komersial, dan dibuat menjadi pelet bahan bakar reaktor dan batang bahan bakar di pabrik fabrikasi bahan bakar reaktor.

Ada tiga tahap utama dalam pembuatan struktur bahan bakar nuklir yang digunakan dalam LWR dan PHWR:

• Memproduksi uranium dioksida (UO2) murni dari UF6 atau UO3 yang masuk.
• Memproduksi pelet UO2 keramik dengan kepadatan tinggi dan berbentuk akurat.
• Memproduksi kerangka logam kaku untuk rakitan bahan bakar– terutama dari paduan zirkonium; dan memuat pelet bahan bakar ke dalam batang bahan bakar, menyegelnya dan memasang batang ke dalam struktur perakitan bahan bakar akhir.

Bahan bakar nuklir dimuat ke dalam reaktor dan digunakan sampai rakitan bahan bakar menjadi sangat radioaktif dan harus dipindahkan untuk penyimpanan sementara dan akhirnya dibuang. Pemrosesan bahan bakar bekas secara kimiawi untuk memulihkan sisa produk yang dapat mengalami fisi lagi dalam perakitan bahan bakar baru secara teknis dapat dilakukan, tetapi tidak diizinkan di Amerika Serikat.

Siklus bahan bakar nuklir dimulai dengan eksplorasi uranium dan pengembangan tambang untuk mengekstraksi bijih uranium. Berbagai teknik digunakan untuk menemukan uranium, seperti survei radiometri udara, pengambilan sampel kimia air tanah dan tanah, dan pengeboran eksplorasi untuk memahami geologi yang mendasarinya. Setelah endapan bijih uranium ditemukan, pengembang tambang biasanya menindaklanjuti dengan pengisian yang berjarak lebih dekat, atau pengeboran pengembangan, untuk menentukan berapa banyak uranium yang tersedia dan berapa biaya untuk memulihkannya.

Uranium adalah logam umum yang dapat ditemukan di seluruh dunia. Dia hadir di sebagian besar batuan dan tanah, di banyak sungai dan di air laut. Uranium sekitar 500 kali lebih banyak daripada emas dan sama banyaknya dengan timah. Ada tiga cara untuk menambang uranium: tambang terbuka, tambang bawah tanah dan pencucian in situ di mana uranium dilindi langsung dari bijihnya. Produsen bijih uranium terbesar adalah Kazakhstan, Kanada dan Australia. Konsentrasi uranium dalam bijih bisa berkisar dari 0,03% sampai 20%.

Sebelum tahun 1980, sebagian besar uranium AS diproduksi menggunakan teknik tambang terbuka dan tambang bawah tanah. Saat ini, sebagian besar uranium AS diproduksi menggunakan teknik penambangan solusi yang biasa disebut in-situ-leach (ISL) atau in-situ-recovery (ISR). Proses ini mengekstraksi uranium yang melapisi partikel pasir dan kerikil dari reservoir air tanah. Partikel pasir dan kerikil dipaparkan ke larutan dengan pH yang sedikit dinaikkan dengan menggunakan oksigen, karbon dioksida, atau soda kaustik. Uranium larut ke dalam air tanah, yang dipompa keluar dari reservoir dan diproses di pabrik uranium. Pencucian tumpukan melibatkan penyemprotan larutan cairan asam ke tumpukan bijih uranium yang dihancurkan. Solusinya mengalir ke bawah melalui bijih yang dihancurkan dan melepaskan uranium dari batuan, yang diambil dari bawah tumpukan.

Setelah bijih uranium diekstraksi dari tambang terbuka atau tambang bawah tanah, bijih tersebut disuling menjadi konsentrat uranium di pabrik uranium. Bijih dihancurkan, dihaluskan, dan digiling menjadi bubuk halus. Bahan kimia ditambahkan ke bubuk halus, yang menyebabkan reaksi yang memisahkan uranium dari mineral lainnya. Air tanah dari operasi penambangan solusi diedarkan melalui lapisan resin untuk mengekstraksi dan memekatkan uranium.

Penggilingan umumnya dilakukan di dekat tambang uranium. Yang ditambang bijih uranium dihancurkan dan diolah secara kimia untuk memisahkan uranium. Hasilnya adalah 'yellowcake kue kuning', bubuk kuning uranium oksida (U3O8). Di dalam yellowcake konsentrasi uranium dinaikkan menjadi lebih dari 80%. Setelah penggilingan, konsentrat kue kuning dikirim ke fasilitas konversi.

Terlepas dari namanya, produk uranium pekat biasanya berwarna hitam atau coklat yang disebut yellowcake (U 3 O 8 ). Bijih uranium yang ditambang biasanya menghasilkan satu hingga empat pon U3O8 per ton bijih, atau 0,05% hingga 0,20% yellowcake . Bahan limbah padat dari operasi tambang pit dan bawah tanah disebut tailing pabrik . Air olahan dari penambangan solusi dikembalikan ke reservoir air tanah tempat proses penambangan diulang.

Langkah selanjutnya dalam siklus bahan bakar nuklir adalah mengubah kue kuning menjadi gas uranium heksafluorida (UF 6 ) di fasilitas konverter. Tiga bentuk (isotop) uranium terjadi di alam: U-234, U-235, dan U-238. Desain reaktor nuklir AS saat ini membutuhkan konsentrasi (pengayaan) yang lebih kuat dari isotop U-235 untuk beroperasi secara efisien. Gas heksafluorida uranium yang diproduksi di fasilitas konverter disebut UF 6 alami karena konsentrasi asli isotop uranium tidak berubah.

Uranium alami terutama terdiri dari dua isotop, 99,3% adalah 238U dan 0,7% adalah 235U. Proses fisi dimana energi panas dilepaskan dalam reaktor nuklir, berlangsung terutama di 235U. Sebagian besar pembangkit listrik tenaga nuklir membutuhkan bahan bakar dengan 235U yang diperkaya hingga level 3–5%. Untuk meningkatkan rasio 235U terhadap 238U, uranium harus diperkaya. Karena pengayaan terjadi dalam bentuk gas, kue kuning diubah menjadi gas uranium heksafluorida (UF6) di fasilitas konversi. Gas UF6 diisi ke dalam silinder besar di mana ia mengeras. Silinder dimuat ke dalam wadah logam yang kuat dan dikirim ke pabrik pengayaan.

Setelah konversi, gas UF 6 dikirim ke pabrik pengayaan di mana masing-masing isotop uranium dipisahkan untuk menghasilkan UF 6 yang diperkaya, yang memiliki konsentrasi U-235 3% hingga 5%.

Gas uranium heksafluorida diperkaya dalam 235U dengan memasukkan gas ke dalam silinder berputar cepat ('sentrifugal'), di mana isotop yang lebih berat didorong keluar ke dinding silinder. Uranium juga dapat diperkaya menggunakan teknologi lama (difusi gas) dengan memompa gas UF6 melalui membran berpori yang memungkinkan 235U untuk melewati lebih mudah daripada isotop yang lebih berat, seperti 238U. Riset dan aktivitas pengembangan sedang berlangsung untuk memperkaya uap 235U dengan teknik laser.

Dua jenis proses pengayaan uranium telah digunakan di Amerika Serikat: difusi gas dan sentrifus gas. Amerika Serikat saat ini memiliki satu pabrik pengayaan yang beroperasi, yang menggunakan proses sentrifus gas. UF 6 yang diperkaya disegel dalam tabung dan dibiarkan dingin dan mengeras sebelum diangkut ke pabrik perakitan bahan bakar reaktor nuklir dengan kereta api, truk, atau tongkang.

Pemisahan isotop laser uap atom (AVLIS) dan pemisahan isotop laser molekuler (MLIS) adalah teknologi pengayaan baru yang saat ini sedang dikembangkan. Proses pengayaan berbasis laser ini dapat mencapai faktor pengayaan awal (pemisahan isotop) yang lebih tinggi daripada proses difusi atau sentrifus dan dapat menghasilkan uranium yang diperkaya lebih cepat daripada teknik lainnya.

Setelah uranium diperkaya, ia siap untuk diubah menjadi bahan bakar nuklir. Di fasilitas fabrikasi bahan bakar nuklir, UF 6, dalam bentuk padat, dipanaskan menjadi bentuk gas, dan kemudian gas UF 6 diproses secara kimia untuk membentuk bubuk uranium dioksida (UO 2). Serbuk tersebut kemudian dikompresi dan dibentuk menjadi pelet bahan bakar keramik kecil. Pelet ditumpuk dan disegel ke dalam tabung logam panjang berdiameter sekitar 1 sentimeter untuk membentuk batang bahan bakar. Batang bahan bakar kemudian dibundel bersama untuk membuat rakitan bahan bakar. Tergantung pada jenis reaktornya, setiap rakitan bahan bakar memiliki sekitar 179 hingga 264 batang bahan bakar. Inti reaktor tipikal menampung 121 hingga 193 rakitan bahan bakar.

Padat diperkaya uranium hexafluoride (UF6) diubah menjadi pelet uranium oksida (UO2), dengan menekan dan sintering (memanggang) UO2 pada suhu lebih dari 1400 ° C untuk mencapai kepadatan tinggi dan stabilitas. Pelet adalah berbentuk silinder dan biasanya berdiameter 8–15 mm dan panjang 10–15 mm. Mereka dikemas dalam tabung logam panjang untuk membentuk batang bahan bakar, yang bisa menahan suhu dan tekanan tinggi. Batang bahan bakar kemudian dikelompokkan dalam 'bundel rakitan bahan bakar' untuk dimasukkan ke dalam reaktor nuklir. Proses yang sama digunakan untuk membuat campuran bahan bakar oksida (MOX), tersusun uranium dan plutonium oksida.

Ada banyak variasi di antara rakitan bahan bakar yang dirancang untuk berbagai jenis reaktor. Ini berarti bahwa pelanggan memiliki pilihan terbatas pada pemasok rakitan bahan bakar buatan, terutama untuk PWR.

Setelah rakitan bahan bakar dibuat, truk mengangkutnya ke lokasi reaktor. Rakitan bahan bakar disimpan di tempat di tempat penyimpanan bahan bakar baru sampai operator reaktor membutuhkannya. Pada tahap ini, uranium hanya bersifat radioaktif ringan, dan pada dasarnya semua radiasi terkandung di dalam tabung logam. Biasanya, operator reaktor mengganti sekitar sepertiga teras reaktor (40 sampai 90 rakitan bahan bakar) setiap 12 sampai 24 bulan.

Inti reaktor adalah susunan silinder bundel bahan bakar yang berdiameter sekitar 12 kaki dan tinggi 14 kaki dan terbungkus dalam bejana tekan baja dengan dinding setebal beberapa inci. Inti reaktor pada dasarnya tidak memiliki bagian yang bergerak kecuali sejumlah kecil batang kendali yang dimasukkan untuk mengatur reaksi fisi nuklir. Menempatkan rakitan bahan bakar di samping satu sama lain dan menambahkan air memulai reaksi nuklir.

Setelah bahan bakar dimuat di dalam reaktor nuklir, fisi yang dikendalikan dapat terjadi. Fisi berarti pemisahan radionuklida fisil (misalnya 235U dan 239Pu). Pemisahan melepaskan energi yang digunakan untuk memanaskan air dan menghasilkan uap tekanan tinggi. Uap memutar turbin yang terhubung ke generator, yang menghasilkan listrik. Bahan bakar tersebut digunakan dalam reaktor selama 3-6 tahun. Sekitar setahun sekali, bagian dari bahan bakar dibongkar dan diganti dengan bahan bakar baru. Hasil fisi terkendali dalam produksi beberapa elemen, seperti plutonium yang dapat didaur ulang, dan lainnya yang merupakan limbah.

Rakitan bahan bakar bekas yang dikeluarkan dari reaktor sangat panas dan radioaktif. Oleh karena itu, bahan bakar bekas disimpan di kolam reaktor, di mana air memberikan pendinginan dan pelindung radiasi. Setelah beberapa tahun, bahan bakar bekas dapat dipindahkan ke tempat fasilitas penyimpanan sementara.

Setelah digunakan dalam reaktor, rakitan bahan bakar menjadi sangat radioaktif dan harus dipindahkan dan disimpan di bawah air di lokasi reaktor dalam kolam bahan bakar bekas selama beberapa tahun. Meskipun reaksi fisi telah berhenti, bahan bakar bekas terus mengeluarkan panas dari peluruhan unsur radioaktif yang tercipta saat atom uranium terbelah. Air di kolam berfungsi untuk mendinginkan bahan bakar dan menghalangi pelepasan radiasi. Dari tahun 1968 hingga 31 Desember 2017, total 276.879 rakitan bahan bakar telah dibuang dan disimpan di lokasi 119 reaktor nuklir komersial yang ditutup dan beroperasi di Amerika Serikat.

Dalam beberapa tahun, bahan bakar bekas mendingin di kolam dan dapat dipindahkan ke wadah penyimpanan tong kering di lokasi pembangkit listrik. Banyak operator reaktor menyimpan bahan bakar bekas mereka di wadah beton atau baja luar ruangan khusus ini dengan pendingin udara.

Langkah terakhir dalam siklus bahan bakar nuklir adalah pengumpulan rakitan bahan bakar bekas dari tempat penyimpanan sementara untuk disposisi akhir di gudang bawah tanah permanen. Amerika Serikat saat ini tidak memiliki gudang bawah tanah permanen untuk limbah nuklir tingkat tinggi.

Bahan bakar nuklir bekas telah lama diproses ulang untuk mengekstrak bahan fisil untuk didaur ulang dan untuk mengurangi volume limbah tingkat tinggi. Daur ulang hari ini sebagian besar didasarkan pada konversi U-238 yang subur menjadi plutonium fisil. Teknologi pemrosesan ulang baru sedang dikembangkan untuk digunakan bersamaan dengan reaktor neutron cepat yang akan membakar semua aktinida berumur panjang, termasuk semua uranium dan plutonium, tanpa memisahkannya satu sama lain. Sejumlah besar plutonium yang diambil dari bahan bakar bekas saat ini didaur ulang menjadi bahan bakar MOX; sejumlah kecil uranium pulih didaur ulang sejauh ini.

Secara konseptual, mengolah bahan bakar bekas sama dengan mengolah konsentrat mineral logam apa pun untuk memulihkan logam berharga yang terkandung di dalamnya. Di sini 'bijih' (atau secara efektif konsentrat darinya) adalah uranium oksida keramik keras dengan susunan unsur lain (total sekitar 4%), termasuk produk fisi dan aktinida yang terbentuk di dalam reaktor.Ada tiga jenis perawatan metalurgi di peleburan dan kilang logam:

• Pirometalurgi menggunakan panas untuk memulai pemisahan logam dari konsentrat mineralnya ( misalnya peleburan tembaga untuk menghasilkan tembaga melepuh, peleburan timah).
• Elektrometalurgi menggunakan arus listrik untuk memisahkan logam ( misalnya peleburan alumina untuk menghasilkan aluminium).
• Hidrometalurgi menggunakan larutan encer yang melarutkan logam, terkadang dengan sel elektrolisis untuk memisahkannya ( misalnya produksi seng, pemurnian tembaga).

Proses historis dan terkini yang utama adalah Purex, sebuah proses hidrometalurgi. Calon utama adalah elektrometalurgi – sering disebut pyroprocessing karena kebetulan panas. Dengan itu, semua anion aktinida (terutama uranium dan plutonium) dipulihkan bersama.Bahan bakar bekas mengandung beragam nuklida dalam berbagai kondisi valensi. Memprosesnya dengan demikian secara kimiawi rumit, dan menjadi lebih sulit karena banyak dari nuklida tersebut juga bersifat radioaktif.Komposisi uranium yang diproses ulang (RepU) tergantung pada pengayaan awal dan waktu bahan bakar berada di dalam reaktor, tetapi sebagian besar adalah U-238. Biasanya akan memiliki kurang dari 1% U-235 (biasanya sekitar 0,5% U-235) dan juga sejumlah kecil U-232 dan U-236 dibuat dalam reaktor. U-232, meskipun hanya dalam jumlah kecil, memiliki anak nuklida yang merupakan pemancar gamma yang kuat, membuat material tersebut sulit untuk ditangani. Namun, begitu berada di reaktor, U-232 tidak menjadi masalah (menangkap neutron dan menjadi U-233 fisil). Ini sebagian besar terbentuk melalui peluruhan alfa Pu-236, dan konsentrasinya memuncak setelah sekitar 10 tahun penyimpanan.

Pemrosesan ulang secara konseptual dapat mengambil beberapa kursus, memisahkan elemen tertentu dari sisanya, yang menjadi pemborosan tingkat tinggi. Opsi pemrosesan ulang meliputi:

• Pisahkan U, Pu, (seperti hari ini).
• Pisahkan U, Pu+U (sejumlah kecil U).
• Pisahkan U, Pu, aktinida minor f .
• Pisahkan U, Pu+Np, Am+Cm.
• Pisahkan U+Pu bersama-sama.
• Pisahkan U, Pu+aktinida, produk fisi tertentu.

Dalam reaktor saat ini, uranium yang diproses ulang (RepU) perlu diperkaya, sedangkan plutonium langsung digunakan untuk fabrikasi bahan bakar campuran oksida (MOX). Situasi ini memiliki dua masalah yang dirasakan: plutonium yang terpisah adalah potensi risiko proliferasi, dan aktinida minor tetap berada dalam limbah yang dipisahkan, yang berarti radioaktivitasnya berumur lebih panjang daripada jika hanya terdiri dari produk fisi.

Konduktivitas panas dari uranium dioksida sangat rendah, hal ini dipengaruhi oleh porositas and proses pembakaran (burn-up). Burn-up menghasilkan produk fissi dalam bahan bakar (seperti lantanida), penyisipan produk fissi seperti palladium, pembentukan gelembung gas fissi seperti xenon dan kripton dan kerusakan bahan bakar akibat radiasi. Rendahnya konduktivitas panas dapat berakibat pada pemanasan berlebih pada pusat pellet bahan bakar. Porositas berakibat pada penurunan konduktivitas panas dan pengembangan bahan bakar ketika digunakan.

Menurut International Nuclear Safety Center [1] Diarsipkan 2008-01-15 di Wayback Machine. konduktivitas panas dari uranium dioksida dapat dihitung dengan menggunakan serangkaian persamaan dalam kondisi yang berbeda-beda.

Densitas bahan bakar dapat dihubungkan dengan konduktivitas panas menurut persamaan berikut:

p = (ρ_td-ρ)/ρ

Dengan ρ adalah densitas bahan bakar dan ρ_td adalah densitas teori dari uranium dioksida.

Konduktivitas panas dari fase porous (K_f) dihubungkan dengan konduktivitas fase sempurna (K_o, tidak ada porositas) dengan persamaan berikut. Perlu dicatat bahwa s adalah faktor shape (bentuk) dari lubang.

K_f = K_o.(1-p/1+(s-1)p)

Selain metode pengukuran konduktivitas panas tradisional seperti lees's disk, Forbes' method atau Searle's bar, saat ini biasa digunakan metode sinar laser. Dalam metode sinar laser sebuah cakram bahan bakar berukuran kecil diletakkan dalam pemanggang, setelah dipanaskan sampai suhu tertentu cakram tersebut disinari dengan laser. Waktu yang diperlukan gelombang panas untuk merambat melalui cakram, densitas cakram, dan ketebalan cakram dapat digunakan untuk menghitung konduktivitas panas.

λ = ρC_pα

• λ koonduktivitas panas
• ρ densitas
• C_p kapasitas panas
• α difusivitas panas

Jika t_1/2 didefinisikan sebagai waktu yang diperlukan permukaan non-iluminasi untuk mencapai separuh temperatur yang dibangkitkan maka:

α = 0.1388 L² / t_1/2

L adalah ketebalan cakram

Untuk lebih detail silakan lihat di [2] Diarsipkan 2007-07-10 di Wayback Machine.

Uranium dioksida adalah padatan semikonduktor berwarna hitam. Bahan ini dapat dibuat dengan mereaksikan uranil nitrat dengan "base" (amonia) untuk membentuk padatan (ammonium uranat). Selanjutnya dipanaskan (calcined) untuk membentuk U₃O₈ yang dapat diubah dengan memanaskannya dalam campuran argon / hidrogen dengan suhu (700 ^oC) untuk membentuk UO₂. UO₂ kemudian dicampur dengan pengikat organik dan ditekan menjadi pellet. Pellet ini kemudian di bakar dalam suhu yang jauh lebih tinggi (dalam H₂/Ar) kemudian menjalani proses sintering guna menghasilkan padatan dengan sedikit pori.

Konduktivitas panas uranium dioksida tergolong rendah bila dibandingkan dengan metal zirconium, dan terus terus menurun seiring dengan naiknya suhu.

Penting untuk dicatat bahwa penanganan karat (corrosion) pada uranium dioksida pada lingkungan cair serupa dengan proses elektrokimia pada karat galvanik (galvanic corrosion) dari permukaan metal.

Mixed oxide, atau Bahan bakar MOX, adalah campuran dari plutonium dan uranium alam atau uranium depleted yang bersifat serupa (meskipun tidak persis sama) dengan uranium dengan pengkayaan yang digunakan dalam sebagian besar reaktor nuklir. Bahan bakar MOX adalah bahan bakar alternatif dari bahan bakar uranium dengan pengkayaan rendah yang digunakan dalam reaktor air ringan (light water reactor) yang mendominasi jenis PLTN.

Beberapa keprihatinan telah disampaikan berkaitan dengan penggunaan MOX, bahwa penggunaan MOX akan menimbulkan masalah pembuangan limbah baru, meskipun MOX itu sendiri merupakan salah satu cara penanganan kelebihan produksi plutonium.

Bahan bakar TRIGA di gunanakan di reaktor-reaktor TRIGA (Training, Research, Isotopes, General Atomics). Bahan bakar TRIGA tersusun dari matriks uranium zirconium hidrida. Bahan bakar jenis ini aman secara inheren. Semakin tinggi temperatur bahan bakar maka semakin tinggi pula tampang lintang (ukuran penyerapan neutron) hidrogen yang ada dalam bahan bakar, sehingga semakin banyak neutron yang hilang akibat serapan ini dan semakin sedikit yang dithermalkan. Sebagian besar teras (core) reaktor jenis ini mempunyai tingkat kebocoran yang tinggi dimana neutron bocor tersebut digunakan untuk penelitian.

Uranium nitrida
Bahan bakar jenis ini sering menjadi pilihan reaktor yang didesain oleh NASA. Uranium nitrida mempunyai konduktivitas panas yang lebih baik daripada UO₂ dan mempunyai titik lebur yang sangat tinggi. Kekurangan bahan bakar ini adalah bahwa nitrogen yang digunakan, ¹⁵N (bukannya ¹⁴N yang lebih berlimpah jumlahnya), akan menghasilkan ¹⁴C dari reaksi pn. Karena nitrogen yang digunakan pada bahan bakar ini sangat mahal harganya, bahan bakar ini dapat didaur ulang dengan metode pyro untuk mendapatkan ¹⁵N kembali.

Uranium karbida
Ini adalah bahan bakar nuklir lainnya yang mempunyai konduktivitas panas yang lebih baik daripada uranium oksida.

Larutan garam anhydrous
Bahan bakar jenis ini dilarutkan dalan pendingin reaktor dan biasa digunakan dalam reaktor molten salt percobaan dan sejumlah reaktor percobaan dengan bahan bakar cair lainnya. Bahan bakar cair ini tersusun dari LiF-BeF₂-ThF₄-UF₄ (72-16-12-0.4 mol%), yang mempunyai titik temperatur operasi maksimum 705 °C pada saat percobaan, tapi sebenarnya bisa lebih tinggi lagi karena titik didihnya lebih dari 1400 °C.

Larutan garam uranyl
Reaktor homogen cair menggunakan uranyl sulfate atau garam uranium lainnya dalam air. Reaktor homogen tidak pernah digunakan sebagai reaktor pembangkit daya skala besar. Salah satu kekurangan reaktor ini adalah bentuk bahan bakarnya yang cair, mudah menyebar bila terjadi kecelakaan.

• NEI fuel schematic Diarsipkan 2004-10-22 di Library of Congress Web Archives
• Picture of a PWR fuel assembly Diarsipkan 2015-04-23 di Wayback Machine.
• Picture showing handling of a PWR bundle
• Mitsubishi nuclear fuel Co. Diarsipkan 2012-02-24 di Wayback Machine.

• Picture of a "canned" BWR assembly Diarsipkan 2006-08-28 di Wayback Machine.
• Physical description of LWR fuel Diarsipkan 2005-11-04 di Wayback Machine.
• Links to BWR photos from the nuclear tourist webpage

• CANDU Fuel pictures and FAQ Diarsipkan 2006-03-15 di Wayback Machine.
• Basics on CANDU design
• THE EVOLUTION OF CANDUÒ FUEL CYCLES AND THEIR POTENTIAL CONTRIBUTION TO WORLD PEACE
• CANDU Fuel-Management Course
• CANDU Fuel and Reactor Specifics (Nuclear Tourist)
• Candu Fuel Rods and Bundles

• TRISO fuel descripción Diarsipkan 2006-06-13 di Wayback Machine.
• NON-DESTRUCTIVE EXAMINATION OF SiC NUCLEAR FUEL SHELL USING X-RAY FLUORESCENCE MICROTOMOGRAPHY TECHNIQUE
• GT-MHR fuel compact process Diarsipkan 2006-03-06 di Wayback Machine.
• Description of TRISO fuel for "pebbles" Diarsipkan 2005-11-12 di Wayback Machine.
• LANL webpage showing various stages of TRISO fuel production

• A Review of Fifty Years of Space Nuclear Fuel Development Programs Diarsipkan 2007-07-10 di Wayback Machine.
• THORIA-BASED CERMET NUCLEAR FUEL: SINTERED MICROSPHERE FABRICATION BY SPRAY DRYING
• THE USE OF MOLYBDENUM-BASED CERAMIC-METAL (CerMet) FUEL FOR THE ACTINIDE MANAGEMENT IN LWRs

• List of reactors at INL and picture of ATR core Diarsipkan 2008-07-03 di Wayback Machine.
• ATR plate fuel Diarsipkan 2005-11-08 di Wayback Machine.

• General Atomics TRIGA fuel website Diarsipkan 2005-12-23 di Wayback Machine.

• Space Nuclear Conference 2005 (SNC '05) Diarsipkan 2006-02-26 di Wayback Machine.

• Advanced fusion fuels presentation Diarsipkan 2016-04-15 di Wayback Machine.

mantap

1. ^ "NRC: Glossary -- Fissile material". www.nrc.gov. 
2. ^ Rohanda, Anis (2015). "Analisis Perubahan Massa Bahan Fisil dan.Non Fisil dalam Teras PWR 1000 MWe dengan Origen-ARP 5.1". Tri Dasa Mega. 17 (1): 14. 
3. ^ Dewita, E., dan Alimah, S. (Juni 2005). "Studi Teknologi Daur Bahan Bakar DUPIC". Jurnal Pengembangan Energi Nuklir. 7 (1): 44. ISSN 2502-9479. Pemeliharaan CS1: Banyak nama: authors list (link)
4. ^ "Interactive Chart of Nuclides". Brookhaven National Laboratory. Diarsipkan dari versi asli tanggal 2017-01-24. Diakses tanggal 2013-08-12.  Parameter |url-status= yang tidak diketahui akan diabaikan (bantuan)
5. ^ "Nuclear poison (or neutron poison)". Glossary. United States Nuclear Regulatory Commission. 7 May 2014. Diarsipkan dari versi asli tanggal 14 July 2014. Diakses tanggal 4 July 2014.  Parameter |url-status= yang tidak diketahui akan diabaikan (bantuan)
6. ^ Kruglov, Arkadii (2002). The History of the Soviet Atomic Industry. Trans. by Andrei Lokhov. London: Taylor & Francis. hlm. 57. ISBN 0-415-26970-9. OCLC 50952983. Diakses tanggal 4 July 2014.