Bahan fisil

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.

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^[3]				Neutron epitermal
σ_F (b)	σ_γ (b)	%		σ_F (b)	σ_γ (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.

Pemanfaatan

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.^[4]