Reaktor nuklir

Reaktor nuklir adalah suatu tempat atau perangkat yang digunakan untuk membuat, mengatur, dan menjaga kesinambungan reaksi nuklir berantai pada laju yang tetap. Berbeda dengan bom nuklir, yang reaksi berantainya terjadi pada orde pecahan detik dan tidak terkontrol.

Reaktor nuklir digunakan untuk banyak tujuan. Saat ini, reaktor nuklir paling banyak digunakan untuk membangkitkan listrik. Reaktor penelitian digunakan untuk pembuatan radioisotop (isotop radioaktif) dan untuk penelitian. Awalnya, reaktor nuklir pertama digunakan untuk memproduksi plutonium sebagai bahan senjata nuklir.

Saat ini, semua reaktor nuklir komersial berbasis pada reaksi fisi nuklir, dan sering dipertimbangkan masalah risiko keselamatannya. Sebaliknya, beberapa kalangan menyatakan bahwa pembangkit listrik tenaga nuklir merupakan cara yang aman dan bebas polusi untuk membangkitkan listrik. Daya fusi merupakan teknologi ekperimental yang berbasi pada reaksi fusi nuklir. Ada beberapa peranti lain untuk mengendalikan reaksi nuklir, termasuk di dalamnya pembangkit thermoelektrik radioisotop, dan baterai atom, yang membangkitkan panas dan daya dengan cara memanfaatkan peluruhan radioaktif pasif, seperti halnya Farnsworth-Hirsch fusor, di mana reaksi fusi nuklir terkendali digunakan untuk menghasilkan radiasi neutron.

• Daya nuklir:
  • Panas untuk pembangkit listrik
  • Panas untuk perumahan dan pemanas industri
  • Desalinasi
• Propulsi nuklir:
  • Propulsi nuklir kelautan
  • Usulan roket panas nuklir
• Transmutasi unsur:
  • Produksi plutonium, yang biasa digunakan dalam senjata nuklir
  • Produksi beragam isotop radioaktif, seperti americium yang digunakan dalam detektor asap, dan cobalt-60, molybdenum-99 dan lainnya yang digunakan untuk pencitraan dan perawatan medis
• Aplikasi penelitian:
  • Penyediaan sumber neutron dan radiasi positron (misalnya Analisis Aktivasi Neutron dan Penanggalan potassium-argon)
  • Pengembangan teknologi nuklir

Meskipun umat manusia telah menguasai daya nuklir baru-baru ini, reaktor nuklir yang pertama muncul dikendalikan oleh alam. Lima belas reaktor fisi nuklir alami telah ditemukan di tambang Oklo, Gabon, Afrika Barat. Pertama ditemukan pada tahun 1972 oleh ahli fisika Prancis Francis Perrin. Reaktor alami ini dikenal dengan sebutan Reaktor Fossil Oklo. Reaktor-reaktor ini diperkirakan aktif selama 150 juta tahun, dengan daya keluaran rata-rata 100 kW. Bintang-bintang juga mengandalkan fusi nuklir guna membangkitkan panas, cahaya dan radiasi lainnya. Konsep reaktor nuklir alami diajukan pertama kali oleh Paul Kuroda pada tahun 1956 saat di Universitas Arkansas.^[1]

Reaktor nuklir yang mandiri pertama kali dibangun pada 2 Desember 1942 dan diberi nama Chicago Pile-1.^[2] Pembangunannya dirancang oleh Enrico Fermi dan Leó Szilárd saat mereka di Universitas Chicago.

Reaktor nuklir generasi pertama yang dibuat oleh Enrico Fermi digunakan untuk menghasilkan plutonium. Karena keberhasilan ini, Franklin Delano Roosevelt selaku Presiden Amerika Serikat menjadikan plutonium sebagai awal pengembangan senjata nuklir. Ia mengadakan proyek pengembangan yang dikenal sebagai Proyek Manhattan.^[3] Selain itu, reaktor nuklir juga digunakan oleh angkatan laut Amerika (lihat Reaktor Angkatan Laut Amerika Serikat) untuk menggerakkan kapal selam dan kapal pengangkut pesawat udara. Pada pertengahan 1950-an, baik Uni Sovyet maupun negara-negara barat meningkatkan penelitian nuklirnya termasuk penggunaan atom di luar militer. Tetapi, sebagaimana program militer, penelitian atom di bidang non-militer juga dilakukan dengan rahasia.

Pada 20 Desember 1951, sebuah reaktor nuklir yang dinamai Experimental Breeder Reactor-I (EBR-1) telah berhasil menyalakan empat lampu yang dialiri listrik.^[4] Percobaannya diadakan di Arco, Idaho. Pada 26 Juni 1954, pukul 5:30 pagi, PLTN pertama dunia utnuk pertama kalinya mulai beroperasi di Obninsk, Kaluga Oblast, USSR. PLTN ini menghasilkan 5 megawatt, cukup untuk melayani daya 2,000 rumah.^[5][6]

PLTN skala komersial pertama dunia adalah Calder Hall, yang mulai beroperasi pada 17 Oktober 1956.^[7] Reaktor generasi pertama lainnya adalah Shippingport Reactor yang berada di Pennsylvania (1957).

Sebelum Musibah Pulau Three Mile pada tahun 1979, sebenarnya permintaan akan PLTN baru di Amerika Serikat sudah menurun karena alasan ekonomi. Dari tahun 1978 sampai dengan 2004, tidak ada permintaan PLTN baru di Amerikat Serikat,^[8] meskipun hal itu mungkin akan berubah pada tahun 2010 (lihat Masa depan industri nuklir).

Tidak seperti halnya kecelakaan Three Mile Island, bencana Chernobyl pada tahun 1986 tidak berpengaruh pada peningkatan standar reaktor nuklir negara barat. Hal ini dikarenakan memang reaktor Chernobyl dikenal mempunyai desain yang tidak aman, menggunakan reaktor jenis RBMK, tanpa kubah pengaman (containment building) dan dioperasikan dengan tidak aman, dan pihak barat memetik pelajaran dari hal ini.^[9]

Pada tahun 1992 topan Andrew menghamtam Turkey Point Nuclear Generating Station. Lebih dari US$90 juta kerugian yang diderita, sebagian besar menimpa tangki penampungan air dan cerobong asap pembangkit listrik berbahan bakar fossil (minyak/batubara) yang ada dilokasi, tapi containment building tidak mengalami kerusakan.^[10][11]

Neutron diserap oleh inti atom uranium-235, yang pada gilirannya terpecah menjadi elemen ringan yang bergerak cepat (produk fisi) dan neutron bebas. Meskipun kedua reaktor dan senjata nuklir bergantung pada reaksi berantai nuklir, laju reaksi dalam reaktor jauh lebih lambat daripada di bom. Sama seperti pembangkit listrik termal konvensional menghasilkan listrik dengan memanfaatkan energi panas yang dilepaskan dari pembakaran bahan bakar fosil, reaktor nuklir mengubah energi yang dilepaskan oleh fisi nuklir terkontrol menjadi energi panas untuk konversi lebih lanjut ke bentuk mekanik atau listrik.

Ketika inti atom fisil besar seperti uranium-235 atau plutonium-239 menyerap neutron, ia dapat mengalami fisi nuklir. Inti berat terbagi menjadi dua atau lebih inti ringan, (produk fisi), melepaskan energi kinetik, radiasi gamma, dan neutron bebas. Sebagian dari neutron ini dapat diserap oleh atom fisil lain dan memicu peristiwa fisi lebih lanjut, yang melepaskan lebih banyak neutron, dan seterusnya. Ini dikenal sebagai reaksi berantai nuklir.

Untuk mengendalikan reaksi berantai nuklir seperti itu, batang kendali yang mengandung racun neutron dan moderator neutron dapat mengubah bagian neutron yang akan menyebabkan lebih banyak fisi. Reaktor nuklir umumnya memiliki sistem otomatis dan manual untuk mematikan reaksi fisi jika pemantauan atau instrumentasi mendeteksi kondisi yang tidak aman.

Inti reaktor menghasilkan panas dalam beberapa cara:

• Energi kinetik dari produk fisi diubah menjadi energi panas ketika inti ini bertabrakan dengan atom di dekatnya.
• Reaktor menyerap sebagian sinar gamma yang dihasilkan selama fisi dan mengubah energinya menjadi panas.
• Panas dihasilkan oleh peluruhan radioaktif produk fisi dan bahan yang telah diaktifkan oleh penyerapan neutron. Sumber panas peluruhan ini akan tetap ada selama beberapa waktu bahkan setelah reaktor dimatikan.

Satu kilogram uranium-235 (U-235) dikonversi melalui proses rilis nuklir sekitar tiga juta kali lebih banyak energi daripada satu kilogram batubara dibakar secara konvensional (7,2 × 10 13 joule per kilogram uranium-235 vs 2,4 × 10 7 joule per kilogram batu bara).

Sebuah pendingin nuklir reaktor- biasanya air tapi kadang-kadang gas atau logam cair (seperti natrium cair atau timbal) atau garam cair- disirkulasikan melewati inti reaktor untuk menyerap panas yang dihasilkannya. Panas dibawa pergi dari reaktor dan kemudian digunakan untuk menghasilkan uap. Kebanyakan sistem reaktor menggunakan sistem pendingin yang secara fisik terpisah dari air yang akan direbus untuk menghasilkan uap bertekanan untuk turbin, seperti reaktor air bertekanan. Namun, di beberapa reaktor air untuk turbin uap direbus langsung oleh teras reaktor; misalnya reaktor air mendidih.

Moderator neutron

Dalam teknik nuklir, moderator neutron atau pelambat neutron adalah sebuah medium yang mengurangi kecepatan neutron cepat, sehingga mengubahnya menjadi neutron termal yang dapat mendukung reaksi nuklir berantai yang melibatkan uranium-235 atau bahan fisi serupa.

Pada sekitar 2000-an, bahan yang paling umum digunakan sebagai moderator neutron adalah air biasa (sekitar 75% seluruh reaktor nuklir dunia), grafit padat (20% reaktor) dan air berat (5% reactor, disebut reaktor air berat).^{[12][13][14][15][16]} Selain itu, dalam penelitian berilium juga pernah digunakan, dan berbagai senyawa hidrokarbon juga disebutkan memiliki kemungkinan dapat dipakai.^{[17][18][19][20][21][22]}

Bahan yang digunakan:

• Hydrogen, seperti dalam " air ringan " biasa. Karena protium juga memiliki penampang melintang yang signifikan untuk penangkapan neutron, hanya moderasi terbatas yang dimungkinkan tanpa kehilangan terlalu banyak neutron. Neutron yang kurang dimoderasi relatif lebih mungkin untuk ditangkap oleh uranium-238 dan lebih kecil kemungkinannya untuk fisi uranium-235, sehingga reaktor air ringan memerlukan uranium yang diperkaya untuk beroperasi.
  • Ada juga usulan untuk menggunakan senyawa hasil reaksi kimia uranium logam dan hidrogen (uranium hidrida —UH 3) sebagai bahan bakar kombinasi dan moderator dalam reaktor tipe baru.
  • Hidrogen juga digunakan dalam bentuk metana cair kriogenik dan kadang-kadang hidrogen cair sebagai sumber neutron dingin di beberapa reaktor penelitian : menghasilkan distribusi Maxwell-Boltzmann untuk neutron yang maksimumnya bergeser ke energi yang jauh lebih rendah.
  • Hidrogen dikombinasikan dengan karbon seperti dalam lilin parafin digunakan dalam beberapa percobaan Jerman awal.
• Deuterium, dalam bentuk air berat, dalam reaktor air berat, misalnya CANDU. Reaktor yang dimoderasi dengan air berat dapat menggunakan uranium alam yang tidak diperkaya.
• Carbon, dalam bentuk grafit tingkat reaktor atau karbon pirolitik, digunakan misalnya dalam reaktor RBMK dan pebble-bed, atau dalam senyawa, misalnya karbon dioksida. Reaktor suhu rendah rentan terhadap penumpukan energi Wigner dalam material. Seperti reaktor yang dimoderasi deuterium, beberapa reaktor ini dapat menggunakan uranium alam yang tidak diperkaya.
  • Grafit juga sengaja dibiarkan dipanaskan hingga sekitar 2000 K atau lebih tinggi di beberapa reaktor penelitian untuk menghasilkan sumber neutron panas : memberikan distribusi Maxwell-Boltzmann yang maksimumnya menyebar untuk menghasilkan energi neutron yang lebih tinggi.
• Berilium tegolongan sebagai logam ringan. Namun karena kandungan racun di dalamnya sangat tinggi, berilium terkadang digolongkan pula sebagai logam berat.^[23] Berilium mahal harganya sehingga penggunaannya terbatas.
• Lithium-7, dalam bentuk garam litium fluorida, biasanya bersama dengan garam berilium fluorida (FLiBe). Ini adalah jenis moderator yang paling umum dalam reaktor garam cair.

Bahan inti ringan lainnya tidak cocok karena berbagai alasan. Helium adalah gas dan memerlukan desain khusus untuk mencapai kepadatan yang cukup; lithium-6 dan boron-10 menyerap neutron.^{[24][25][26][27][28] [29][30]}

Moderator Reaktor PLTN saat ini

Moderator	Reaktor	Desain	Negara
kosong (cepat)	1	BN-600, BN-800	Rusia (2)
grafit	25	AGR, Magnox, RBMK	Inggris (14), Rusia (9)
air berat	29	CANDU, PHWR	Kanada (17), Korea Selatan (4), Rumania (2), Cina (2), India (18), Argentina, Pakistan
air ringan	359	PWR, BWR	27 negara

Pendingin reaktor nuklir

Pendingin reaktor nuklir adalah pendingin dalam reaktor nuklir yang digunakan untuk menghilangkan panas dari inti reaktor nuklir dan transfer ke generator listrik dan lingkungan. Seringkali, rantai dua loop pendingin digunakan karena loop pendingin primer mengambil radioaktivitas jangka pendek dari reaktor.^[31][32][33]

Dalam reaktor daya sirkuit ganda (misalnya, VVER), pendingin dari reaktor memasuki generator uap, di mana uap dihasilkan, yang menggerakkan turbin, dan dalam reaktor sirkuit tunggal (misalnya, RBMK) pendingin itu sendiri (uap-air atau gas) dapat berfungsi sebagai fluida kerja siklus turbin. Dalam penelitian (misalnya, ilmu material) dan reaktor khusus (misalnya, dalam reaktor untuk akumulasi isotop radioaktif), pendingin hanya mendinginkan reaktor, panas yang dihasilkan tidak digunakan.^{[34][35][36][37]}

Persyaratan berikut dikenakan pada pendingin:

• Penyerapan neutron yang lemah (dalam reaktor termal) atau perlambatan yang lemah (dalam reaktor cepat);
• Ketahanan kimia dalam kondisi paparan radiasi yang intens;
• Korosif rendah dalam kaitannya dengan bahan struktural yang kontak dengan pendingin;
• Tinggi koefisien perpindahan panas ;
• Kapasitas panas spesifik yang besar ;
• Tekanan kerja rendah pada suhu tinggi.

Dalam reaktor termal, air (biasa dan berat), uap air , cairan organik, karbon dioksida digunakan sebagai pendingin; dalam reaktor neutron cepat menggunakan logam cair (terutama natrium , serta gas (misalnya, uap air, helium). Seringkali cairan berfungsi sebagai pembawa panas, yang sekaligus sebagai moderator.

Pendingin reaktor nuklir

Pendingin	Titik lebur	Titik didih
Air berat at 154 bar		345 °C
NaK eutectic	-11 °C	785 °C
Sodium	97.72 °C	883 °C
FLiNaK	454 °C	1570 °C
FLiBe	459 °C	1430 °C
Timbal	327.46 °C	1749 °C
Lead-bismuth eutectic	123.5 °C	1670 °C

Laju reaksi fisi di dalam teras reaktor dapat diatur dengan mengontrol jumlah neutron yang mampu menginduksi peristiwa fisi lebih lanjut. Reaktor nuklir biasanya menggunakan beberapa metode kontrol neutron untuk menyesuaikan keluaran daya reaktor. Beberapa dari metode ini muncul secara alami dari fisika peluruhan radioaktif dan hanya diperhitungkan selama operasi reaktor, sementara yang lain adalah mekanisme yang direkayasa ke dalam desain reaktor untuk tujuan yang berbeda.

Metode tercepat untuk mengatur tingkat neutron yang menginduksi fisi dalam reaktor adalah melalui pergerakan batang kendali. Batang kendali terbuat dari racun neutron dan karenanya menyerap neutron. Ketika batang kendali dimasukkan lebih dalam ke dalam reaktor, ia menyerap lebih banyak neutron daripada material yang digantikannya—sering kali moderator. Tindakan ini menghasilkan lebih sedikit neutron yang tersedia untuk menyebabkan fisi dan mengurangi keluaran daya reaktor. Sebaliknya, mengekstraksi batang kendali akan menghasilkan peningkatan laju peristiwa fisi dan peningkatan daya.

Batang kendali digunakan dalam reaktor nuklir untuk mengontrol laju fisi uranium atau plutonium. Komposisi mereka termasuk unsur-unsur kimia, seperti boron, kadmium, perak, hafnium, atau indium, yang mampu menyerap banyak neutron tanpa fisi sendiri. Unsur-unsur ini memiliki penampang penangkap neutron yang berbeda untuk neutron dari berbagai energi. Reaktor air mendidih (BWR), reaktor air bertekanan (PWR), danreaktor air berat (HWR) beroperasi dengan neutron termal, sedangkan reaktor breeder beroperasi dengan neutron cepat. Setiap desain reaktor dapat menggunakan bahan batang kendali yang berbeda berdasarkan spektrum energi neutronnya. Paduan atau senyawa juga dapat digunakan, seperti baja boron tinggi, paduan perak-indium-kadmium, boron karbida, zirkonium diborida, titanium diborida, hafnium diborida, gadolinium nitrat, gadolinium titanat, disprosium titanat, dan komposit boron karbida-europium hexaboride.

Pilihan material dipengaruhi oleh energi neutron dalam reaktor, ketahanannya terhadap pembengkakan yang diinduksi neutron, dan sifat mekanik dan umur yang diperlukan. Batang mungkin memiliki bentuk tabung yang diisi dengan pelet atau bubuk penyerap neutron. Tabung dapat dibuat dari baja tahan karat atau bahan "jendela neutron" lainnya seperti zirkonium, kromium, silikon karbida , atau kubus.

Di beberapa reaktor, pendingin juga bertindak sebagai moderator neutron. Moderator meningkatkan daya reaktor dengan menyebabkan neutron cepat yang dilepaskan dari fisi kehilangan energi dan menjadi neutron termal. Neutron termal lebih mungkin daripada neutron cepat untuk menyebabkan fisi. Jika pendingin adalah moderator, maka perubahan suhu dapat mempengaruhi densitas pendingin/moderator dan karena itu mengubah output daya. Pendingin suhu yang lebih tinggi akan kurang padat, dan karena itu moderator kurang efektif.

Di reaktor lain, pendingin bertindak sebagai racun dengan menyerap neutron dengan cara yang sama seperti yang dilakukan batang kendali. Dalam reaktor ini output daya dapat ditingkatkan dengan memanaskan pendingin, yang membuatnya menjadi racun yang kurang padat. Reaktor nuklir umumnya memiliki sistem otomatis dan manual untuk mengais reaktor dalam keadaan darurat shutdown. Sistem ini memasukkan sejumlah besar racun (sering kali boron dalam bentuk asam borat) ke dalam reaktor untuk menghentikan reaksi fisi jika kondisi yang tidak aman terdeteksi atau diantisipasi.

Sebagian besar jenis reaktor sensitif terhadap proses yang dikenal sebagai keracunan xenon, atau lubang yodium. Produk fisi umum Xenon-135 yang dihasilkan dalam proses fisi bertindak sebagai racun neutron yang menyerap neutron dan oleh karena itu cenderung mematikan reaktor.

Reaktor yang digunakan dalam propulsi nuklir kelautan (terutama kapal selam nuklir) sering kali tidak dapat dijalankan dengan daya terus menerus sepanjang waktu dengan cara yang sama seperti reaktor daya berbasis darat biasanya dijalankan, dan sebagai tambahan sering kali harus memiliki masa pakai inti yang sangat lama tanpa pengisian bahan bakar.

Energi yang dilepaskan dalam proses fisi menghasilkan panas, beberapa di antaranya dapat diubah menjadi energi yang dapat digunakan. Metode umum untuk memanfaatkan energi panas ini adalah mengambil memindahkan panas air didih dari reaktor ke steam generator heat exchanger untuk menghasilkan uap bertekanan tinggi yang kemudian akan menggerakkan turbin uap yang memutar alternator dan menghasilkan listrik.

Hingga tahun 2006, Watts Bar 1, yang akan beroperasi pada tahun 1997, adalah PLTN komersial Amerika Serikat terakhir yang akan beroperasi. Hal ini biasanya dijadikan bukti berhasilnya kampanye anti nuklir dunia. Tetapi, penolakan politis akan nuklir hanya berhasil terjadi di sebagian Eropa, Selandia Baru, Filipina dan Amerika Serikat. Bahkan di Amerika Serikat dan seluruh Eropa, investasi pada penelitian daur bahan bakar nuklir terus berlanjut, dan dengan prediksi beberapa ahli akan kelangkaan listrik, peningkatan harga bahan bakar fosil dan perhatian akan emisi gas rumah kaca akan memperbarui kebutuhan PLTN.

Banyak negara yang tetap aktif mengembangkan energi nuklirnya termasuk diantaranya Jepang, China dan India, kesemuanya aktif mengembangkan teknolgi reaktor termal dan reaktor cepat. Korea Selatan dan Amerika Serikat hanya mengembangkan teknolgi reaktor thermasSouth, Afrika Selatan dan China mengembangkan versi baru Pebble Bed Modular Reactor (PBMR). Finlandia dan Prancis aktif mengembangkan energi nuklir; Finladia mempunyai European Pressurized Reactor yang sedang dibangun oleh Areva. Jepang membangun unit yang beroperasi pada tahun 2005.

Pada 22 September 2005 telah diumumkan dua lokasi baru di Amerika Serikat yang telah dipilih sebagai lokasi PLTN.

Proses kerja PLTN sebenarnya hampir sama dengan proses kerja pembangkit listrik konvensional seperti pembangkit listrik tenaga uap (PLTU), yang umumnya sudah dikenal secara luas. Yang membedakan antara dua jenis pembangkit listrik itu adalah sumber panas yang digunakan. PLTN mendapatkan suplai panas dari reaksi nuklir, sedang PLTU mendapatkan suplai panas dari pembakaran bahan bakar fosil seperti batubara atau minyak bumi.

Reaktor daya dirancang untuk memproduksi energi listrik melalui PLTN. Reaktor daya hanya memanfaatkan energi panas yang timbul dari reaksi fisi, sedang kelebihan neutron dalam teras reaktor akan dibuang atau diserap menggunakan batang kendali. Karena memanfaatkan panas hasil fisi, maka reaktor daya dirancang berdaya thermal tinggi dari orde ratusan hingga ribuan MW. Proses pemanfaatan panas hasil fisi untuk menghasilkan energi listrik di dalam PLTN adalah sebagai berikut:

1. Bahan bakar nuklir melakukan reaksi fisi sehingga dilepaskan energi dalam bentuk panas yang sangat besar.
2. Panas hasil reaksi nuklir tersebut dimanfaatkan untuk menguapkan air pendingin, bisa pendingin primer maupun sekunder bergantung pada tipe reaktor nuklir yang digunakan.
3. Uap air yang dihasilkan dipakai untuk memutar turbin sehingga dihasilkan energi gerak (kinetik).
4. Energi kinetik dari turbin ini selanjutnya dipakai untuk memutar generator sehingga dihasilkan arus listrik.

Komponen dasar dari reaktor nuklir adalah sebagai berikut:

1. Bahan bakar nuklir, berbentuk batang logam berisi bahan radioaktif yang berbentuk pelat
2. Moderator, berfungsi menyerap energi neutron
3. Reflektor, berfungsi memantulkan kembali neutron
4. Pendingin, berupa bahan gas atau logam cair untuk mengurangi energi panas dalam reaktor
5. Batang kendali, berfungsi menyerap neutron untuk mengatur reaksi fisi
6. Perisai, merupakan pelindung dari proses reaksi fisi yang berbahaya

Macam reaktor dibedakan berdasarkan kegunaan, tenaga neutron dan nama komponen serta parameter operasinya.

Menurut kegunaan:

1. Reaktor daya
2. Reaktor riset termasuk uji material dan latihan
3. Reaktor produksi isotop yang kadang-kadang digolongkan juga kedalam reaktor riset

Ditinjau dari tenaga neutron yang melangsungkan reaksi pembelahan, reaktor dibedakan menjadi:

1. Reaktor cepat: GCFBR, LMFBR, SCFBR
2. Reaktor thermal: PWR, BWR, PHWR, GCR.

Berdasarkan parameter yang lain dapat disebut:

1. Reaktor berreflektor grafit: GCR, AGCR
2. Reaktor berpendingin air ringan: PWR, BWR
3. Reaktor suhu tinggi: HTGR

Semua PLTN komersial yang ada di dunia menggunakan reaksi nuklir fisi. Pada umumnya reaktor jenis ini menggunakan bahan bakar nuklir Uranium dan reaktor jenis ini akan menghasilkan Plutonium, meskipun dimungkinkan juga menggunakan siklus bahan bakar Thorium. Reaktor fisi dapat dibagi menjadi 2 kelompok besar berdasarkan energy neutron yang digunakan dalam proses fisi, yaitu:

• Reaktor thermal (lambat) menggunakan neutron lambat atau neutron thermal. Reaktor ini bercirikan mempunyai moderator neutron / material pelambat yang ditujukan untuk melambatkan neutron sampai mempunyai energi kinetik rerata partikel yang ada disekitarnya, dengan kata lain, sampai mereka "dithermalkan". Reaktor termal, reaktor jenis ini menggunakan neutron lambat atau neutron thermal. Hampir semua reaktor yang ada saat ini adalah reaktor jenis reaktor termal. Reaktor ini mempunyai bahan moderasi neutron yang dapat memperlambat neutron hingga mencapai energy termal. Kemungkinan (propabilitas) lebih besar terjadinya reaksi fisi antara neutron termal dan bahan fisil seperti Uranium 235, Plutonium 239 dan Plutonium 241 dan akan mempunyai kemungkinan lebih kecil terjadinya reaksi fisi dengan Uranium 238. Dalam reaktor jenis ini, biasanya pendingin juga berfungsi sebagai moderator neutron, reaktor jenis ini umumnya menggunakan pendingin air dalam tekanan tinggi untuk meningkatkan titik didih air pendingin. Reaktor ini diwadahi dalam suatu tanki reaktor yang didalamnya dilengkapi dengan instrumentasi pemantau dan pengendali reaktor, pelindung radiasi dan gedung containment
• Reaktor cepat, reaktor jenis ini menggunakan neutron cepat untuk menghasilkan fisi dalam bahan bakar reaktor nuklir. reaktor jenis ini tidak memiliki moderator neutron, dan menggunakan bahan pendingin yang kurang memoderasi neutron. Untuk tetap menjaga agar reaksi nuklir berantai tetap berjalan maka diperlukan bahan bakar yang mempunyai bahan belah (fissile material) dengan kandungan uranium 235 yang lebih tinggi (lebih dari 20 %). Reaktor cepat mempunyai potensi menghasilkan limbah trasnuranic yang lebih kecil karena semua aktinida dapat terbelah dengan menggunakan neutron cepat, namun reaktor ini sulit untuk dibangun dan mahal dalam pengoperasiannya.

Reaktor jenis ini merupakan teknologi reaktor nuklir yang masih dalam tahap eksperimental, secara umum menggunakan hydrogen sebagai bahan bakarnya.

Desain reaktor nuklir biasanya dikategorikan "generasi", yaitu, Generasi I, II, III,III +, dan IV. Atribut kunci karakteristik pembangunan dan penyebaran reaktor nuklir menerangi perbedaan penting antara berbagai generasi reaktor. Analisis saat ini konsep reaktor yang ada berfokus pada enam faktor kunci reaktor

Efektivitas biaya

Dari perspektif pelanggan, reaktor nuklir di lihat dari sisi harganya, yang mana dapat dibedakan dari energi terbarukan ataufosil-fired kilowatt - jam. Oleh karena itu tenaga nuklir harus ekonomis kompetitif.

Keselamatan

Beberapa sistem nuklir yang menggabungkan fitur desain pasif untuk menjamin keselamatan operasi reaktor nuklir, dibandingkan dengan sistem keselamatan aktif memerlukan intervensi oleh agen manusia. Ini karena berbagai alasan teknis dan kebijakan publik, termasuk pengurangan risiko kuantitatif. Apa langkah-langkah keamanan yang diusulkan untuk reaktor baru? Apakah mereka mempertahankan atau memajukan langkah-langkah saat ini.

Keamanan dan nonproliferasi

Sistem tenaga nuklir harus meminimalkan risiko pencurian nuklir dan terorisme. Desain yang akan bermain di pasar internasional juga harus meminimalkan risiko yang disponsori negara proliferasi senjata nuklir. Kekhawatiran tentang teknologi penggunaan ganda (yaitu, teknologi yang awalnya dikembangkan untuk militer atau lainnya tujuan dan sekarang dalam penggunaan komersial) yang memperkuat ancaman ini. Desain Apa yang mungkin mengurangi risiko ini.

Kesesuaian Jaringan

Kedua kemampuan baik lokal dan nasional jaringan listrik harus sesuai dengan tenaga listrik reaktor yang diusulkan akan menyampaikan ke jaringan. Jaringan kesesuaian ditentukan oleh kombinasi dari kapasitas terpasang dan eksternalitas yang didefinisikan oleh masih ada jaringan listrik. Bagaimana kapasitas jaringan listrik berdampak pada persyaratan keuangan, kelayakan ekonomi jangka panjang, dan ketersediaan dari reaktor.

Komersialisasi roadmap

Menurut sejarah, perpindahan dasar sumber daya oleh sumber alternatif telah menjadi proses evolusi bukan pergeseran tiba-tiba, mengganggu, dan radikal. Mencoba untuk "mendorong amplop"dengan memaksa pergeseran ke arah ekonomis yang tidak layak karena investor jarang bersedia menanggung biaya, misalnya, biaya modal terkait dengan penyebaran teknologi alternatif ke dalam arsitektur jaringan yang ada. Karena itu komersialisasi roadmap harus mencakup waktu yang masuk akal untuk penyebaran (terutama di negara berkembang teknologi powerhouses seperti Cina, India, dan Republik Korea) Akankah praktik konstruksi modular merampingkan komersialisasi reaktor nuklir dan mengurangi semalam biaya beban.

Siklus bahan bakar

Rincian siklus bahan bakar reaktor yang diberikan itu adalah unsur yang sangat penting dalam menentukan tingkat risiko untuk keselamatan nuklir, keamanan, dan penjamin. Dengan kedua bagian depan dan belakang ujung siklus bahan bakar, intrinsik sifat reaktor pasangan desain erat dengan eksternalitas seperti kemungkinan internasionalisasi depan dan ujung belakang proses.

• Bagian depan. Sejauh mana sebuah reaktor nuklir membutuhkan terus pengisian bahan bakar diperkaya dengan bahan bakar segar merupakan faktor penting dalam menentukan risiko. Faktor yang terkait adalah tingkat dan cara di dimana pasokan bahan bakar (terutama pengayaandan fabrikasi). Bergerak menuju desain fitur reaktor - seperti pemanfaatan bahan bakar yang tinggi dan derajat bakar BBM (ukuran berapa banyak energi yang diekstrak dari bahan bakar segar, misalnya,dalam membakar desain reaktor umumnya ≥ 20 persen) dan disegel panjang-hidup desain-bisa inti secara signifikan mengurangi risiko tersebut.
• Disposisi bahan bakar yang digunakan (“Bagian belakang"). Mengingat institusional tantangan yang disajikan oleh penyimpanan jangka panjang dan pembuangan akhir bahan bakar yang digunakan,sistem reaktor masa depan harus meminimalkan jumlah dan toksisitas limbah nuklir. Ini adalah masalah kelembagaan, bukan keselamatan jangka pendek atau jangka menengah atau masalah keamanan.Penggunaan penyimpanan tong kering (biasanya silinder baja)-terbukti,Pendekatan aman untuk menyimpan limbah akan menyediakan jendela60-80 tahun kesempatan di mana untuk melakukan kuat, inovasi program penelitian dan pengembangan pada siklus bahan bakar majusistem.

PLTN generasi pertama dikembangkan pada rentang waktu tahun 50-an hingga tahun 60-an. PLTN generasi pertama ini merupakan prototipe awal dari reaktor pembangkit daya yang bertujuan untuk membuktikan bahwa energi nuklir dapat dimanfaatkan dengan baik untuk tujuan damai. Contoh PLTN generasi pertama ini adalah Shippingport (tipe PWR), Dresden (tipe BWR), Fermi I (tipeFBR) dan Magnox (tipe GCR).

Enrico Fermi dan Leó Szilárd, pertama kali membangun reaktor nuklir Chocago Pile-1 saat mereka di Universitas Chicago pada 2 Desember 1942. Reaktor nuklir generasi pertama digunakan untuk menghasilkan plutonium sebagai bahan senjata nuklir. Selain itu, reaktor nuklir juga digunakan oleh angkatan laut Amerika (lihat Reaktor Angkatan Laut Amerika Serikat) untuk menggerakkan kapal selam dan kapal pengangkut pesawat udara. Pada pertengahan 1950-an, baik Uni Sovyet maupun negara-negara barat meningkatkan penelitian nuklirnya termasuk penggunaan atom di luar militer. Tetapi, sebagaimana program militer, penelitian atom di bidang non-militer juga dilakukan dengan rahasia.

Pada 20 Desember 1951, listrik dari generator yang digerakkan oleh tenaga nuklir pertama kali dihasilkan oleh Experimental Breeder Reaktor-I (EBR-1) yang berlokasi di Arco, Idaho. Pada 26 Juni 1954, pukul 5:30 pagi, PLTN pertama dunia utnuk pertama kalinya mulai beroperasi di Obninsk, Kaluga Oblast,USSR. PLTN ini menghasilkan 5 megawatt, cukup untuk melayani daya 2,000 rumah. PLTN skala komersial pertama dunia adalah Calder Hall, yang mulai beroperasi pada 17 Oktober 1956. Reaktor ini menghasilkan listrik untuk disambungkan ke jaringan listrik, sekaligus menghasilkan energi panas yang dibutuhkan oleh pabrik proses olah ulang bahan bakar di wilayah itu.

Setelah lebih dari 40 tahun, empat unit reaktor Calder Hall dengan kapasitas masing-masing 50 MWe masih beroperasi sampai sekarang. Di Swedia, Reaktor Agesta menyediakan air panas untuk 'district heating' daerah pinggiran kota Stockhlom selama 1 dasawarsa, yang dimulai pada tahun 1963. Reaktor generasi pertama lainnya adalah Shippingsport Reactor yang berada diPennsylvania (1957).

Gen II mengacu pada kelas reaktor komersial yang dirancang untuk menjadi ekonomis dan handal. Dirancang untuk khas operasional seumur hidup 40 tahun, 2 prototipikal Reaktor Gen II termasuk reaktor air bertekanan (PWR), Kanada Deuterium Reaktor uranium (CANDU), reaktor air mendidih (BWR), reaktor gas maju didinginkan (AGR), dan Vodo-Vodyanoi EnergeticheskyReaktor (VVER). Reaktor Gen II di Amerika Serikat diatur oleh NRC sesuai 10CFR Part 50. Sistem Gen II mulai beroperasi pada akhir tahun 1960 dan terdiri massal dari PWR 400 + komersial dunia dan BWR. Reaktor-reaktor ini, biasanya disebut sebagai reaktor air ringan (LWR), gunakan fitur keselamatan aktif tradisional melibatkan operasi listrik atau mekanik yang dimulai secara otomatis dan dalam banyak kasus, dapat diprakarsai oleh operator reaktor nuklir.

Beberapa sistem rekayasa masih beroperasi secara pasif (misalnya,menggunakan tekanan katup relief) dan berfungsi operator tanpa kendali atau kehilangan daya tambahan. Sebagian besar instalasi Gen II masih beroperasi di Barat yang diproduksi oleh salah satu dari tiga perusahaan: Westinghouse, 3Framatome4 (sekarang bagian dari AREVA5), dan General Electric (GE).

Reaktor nuklir Gen III adalah reaktor Gen II yang berevolusi, desain improvements state-of-the-art. Perbaikan ini berada di daerah teknologi bahan bakar, efisiensi termal, termodulasi konstruksi, sistem keselamatan (terutama penggunaan pasif daripada sistem aktif), dan standar design. Perbaikan teknologi reaktor Gen III telah ditujukan pada operasional yang lebih lama, biasanya beroperasi 60tahun, berpotensi untuk lebih melebihi 60 tahun, sebelum menyelesaikan perbaikan dan tekanan reaktor pengganti.

Penelitian Konfirmatori untuk menyelidiki penuaan instalasi nuklir melampaui 60 tahun diperlukan untuk memungkinkan reaktor tersebut untuk beroperasi selama masa hidup diperpanjang tersebut. Tidak seperti Gen I dan reaktor Gen II, reaktor Gen III diatur oleh Peraturan NRC berdasarkan 10 CFR Part 52.

Desain reaktor Gen III + merupakan perkembangan evolusi dari reaktor Gen III, menawarkan perbaikan yang signifikan dalam keamanan atas desain reaktor Gen III disertifikasi oleh NRC pada 1990-an. Di Amerika Serikat, Desain Gen III + harus disertifikasi oleh NRC sesuai dengan 10 CFR Part 52.

Produsen memulai pengembangan sistem Gen III + pada 1990-an dengan membangun pada pengalaman operasi Armada LWR dari Amerika, Jepang, dan Eropa Barat. Mungkin peningkatan yang paling signifikan dari desain sistem Gen III + over-generasi kedua adalah penggabungan dalam beberapa desain fitur keselamatan pasif yang tidak memerlukan kontrol aktif atau intervensi operator melainkan bergantung pada gravitasi atau konveksi alami untuk mengurangi dampak peristiwa abnormal.

Dimasukkannya fitur keselamatan pasif, antara perbaikan lain, dapat membantu mempercepat proses sertifikasi reaktor dan dengan demikian memperpendek konstruksi schedules. Reaktor ini, sekali on line, diharapkan untuk mencapai derajat bakar bahan bakar lebih tinggi dari pendahulu evolusioner mereka (sehingga mengurangi konsumsi bahan bakar dan produksi limbah). Lebih dari dua lusin reaktor Gen III + didasarkan pada lima teknologi direncanakan untuk Amerika Serikat .

PLTN generasi IV adalah reaktor daya hasil pengembangan inovatif dari PLTN generasi sebelumnya. PLTN generasi IV terdiri dari enam tipe reaktor daya yang diseleksi dari sekitar 100 buah desain. Kriteria seleksi adalah aspek ekonomi yang tinggi, tingkat keselamatan lanjut, menghasilkan limbah dengan kuantitas yang sangat rendah, dan tahan terhadap aturan NPT. PLTN generasi IV dirancang tidak hanya berfungsi sebagai instalasi pemasok daya listrik saja, tetapi dapat pula digunakan untuk pemasok energi termal kepada industri proses.

Oleh karena itu PLTN generasi IV tidak lagi disebut sebagai PLTN, tetapi disebut sebagai Sistem Energi Nuklir (SEN) atau Nuclear Energy System (NES). Enam tipe dari reaktor daya generasi IV adalah: Very High Temperature Reactor (VHTR), Sodium-cooled Fast Reactor (SFR), Gas-cooled Fast Reactor (GFR), Liquid metal cooled Fast Reactor (LFR), Molten Salt Reactor (MSR), dan Super Critical Water-cooled Reactor (SCWR).

Secara konseptual, reaktor Gen IV memiliki semua fitur dari unit Gen III +, serta kemampuan, ketika beroperasi pada suhu tinggi, untuk mendukung ekonomi produksi hidrogen, energi panas terambil, dan bahkan mungkin desalinasi air. Selain itu, desain ini termasuk manajemen aktinida canggih.

Reaktor Gen IV akan sampai dua sampai empat dekade ke depan, meskipun beberapa desain bisa akan tersedia dalam satu dekade. Seperti dalam kasus desain Gen III dan Gen III + dalam Amerika Serikat, Gen IV desain harus disertifikasi oleh NRC sesuai dengan 10 CFR Part 52, sesuai dengan peraturan diperbarui dan panduan peraturan. Departemen Energi AS (DOE) Kantor Energi nuklir memilikidan mengambil tanggung jawab untuk mengembangkan ilmu yang dibutuhkan selama lima Gen teknologi . Tingkat pendanaan untuk setiap konsep teknologi mencerminkan penilaian DOE konsep ini tahap pengembangan teknologi dan potensinya untuk memenuhi kebutuhan energi nasional. The Next Generation Tenaga Nuklir ( NGNP ) proyek sedang mengembangkan satu contoh dari sistem reaktor Gen IV, Reaktor Suhu Sangat Tinggi, yang dikonfigurasi untuk menyediakan panas suhu tinggi (sampai 950 °C ) untuk varietas co - produk, termasuk produksi hidrogen . NRC bekerjadengan DOE pada pendekatan lisensi . Awal potensial tanggal aplikasi COL adalah pertengahan dekade ini .

Secara umum, sistem Gen IV meliputi penuh aktinida daur ulang dan ditempat fasilitas daur bahan bakar berdasarkan pada maju berair, pirometalurgi,atau lainnya. Penelitian reaktor cepat telah aktif di Amerika Serikat dan lebih aktif di China, Prancis, India, dan negara-negara bekas Soviet Union. Satu alasan untuk menutup siklus bahan bakar dengan reaktor cepat adalah berpotensi mengurangi keterbatasan pasokan uranium. Namun, mengingat ekonomi saat ini pasokan uranium, dari toko primer dan sekunder, tujuan pemuliaan plutonium sipil tidak dapat didasarkan pada kebutuhan komersial saat ini.

• Pressurized water reactor (PWR)
• Boiling water reactor (BWR)
• Pressurized Heavy Water Reactor (PHWR)
• Reaktor Bolshoy Moschnosti Kanalniy (High Power Channel Reactor) (RBMK)
• Gas-cooled reactor (GCR) and advanced gas-cooled reactor (AGR)
• Liquid-metal Fast breeder reactor (LMFBR)
  • Lead-cooled fast reactor
  • Sodium-cooled fast reactor
• Pebble-bed reactor (PBR)
• Molten salt reactor
• Aqueous Homogeneous Reactor (AHR)

Suhu cairan pendingin maksimum dan dengan demikian efisiensi Carnot yang dapat dicapai secara teoritis (pada suhu sekitar 25 °C) serta efisiensi nyata

Jenis reaktor	Suhu dalam °C	Efisiensi Carnot	Efisiensi nyata
Reaktor air mendidih	285	47 %	34–35 %
RBMK	285	47 %	31 %
Reaktor CANDU	300	48 %	31 %
Reaktor air bertekanan	320	50 %	33–35 %
Reaktor pembiak, berpendingin natrium	550	64 %	39 %
Advanced Gas-cooled Reactor	650	68 %	42 %
Reaktor suhu tinggi	750	71 %	41 %

Dalam teknologi tenaga nuklir, pengisian bahan bakar online adalah teknik untuk mengubah bahan bakar reaktor nuklir]saat reaktor kritis, mengisi bahan bakar reaktor sambil menghasilkan daya. Hal ini memungkinkan reaktor untuk terus menghasilkan listrik selama pengisian bahan bakar rutin, dan oleh karena itu meningkatkan ketersediaan dan keuntungan pembangkit.^[38][39][40]

Sebagian besar reaktor perlu dimatikan untuk pengisian bahan bakar, sampai bejana reaktor dapat dibuka. Dalam hal ini pengisian bahan bakar dilakukan pada interval 12, 18 atau 24 bulan, ketika seperempat hingga sepertiga dari rakitan bahan bakar diganti dengan yang baru. Jenis CANDU, PHWR dan RBMK memiliki tabung tekanan (bukan bejana tekan yang menutupi inti reaktor) dan dapat diisi ulang di bawah beban dengan melepaskan tabung tekanan individu. AGR juga dirancang untuk pengisian bahan bakar on-load. Jika grafit atau air berat digunakan sebagai moderator, adalah mungkin untuk menjalankan reaktor daya di atas uranium alami, bukan uranium yang diperkaya.

Pengisian bahan bakar online memungkinkan reaktor nuklir untuk terus menghasilkan listrik selama periode pengisian bahan bakar rutin, dan oleh karena itu meningkatkan ketersediaan dan oleh karena itu meningkatkan ekonomi. Selain itu, ini memungkinkan lebih banyak fleksibilitas dalam jadwal pengisian bahan bakar reaktor, pertukaran sejumlah kecil elemen bahan bakar pada suatu waktu daripada program pengisian bahan bakar offline intensitas tinggi.^[41][42][43]

Reaktor dengan kemampuan pengisian bahan bakar online hingga saat ini biasanya telah didinginkan dengan natrium cair, didinginkan dengan gas, atau didinginkan oleh air dalam saluran bertekanan. Reaktor berpendingin air yang menggunakan bejana bertekanan, misalnya reaktor PWR dan BWR dan turunan Generasi III mereka, tidak cocok untuk pengisian bahan bakar online karena pendingin diturunkan tekanannya untuk memungkinkan pembongkaran bejana tekan dan oleh karena itu memerlukan penghentian reaktor besar-besaran. Ini biasanya dilakukan setiap 18-24 bulan.

Desain pembangkit listrik tenaga nuklir terkenal di masa lalu dan sekarang yang telah menggabungkan kemampuan untuk mengisi bahan bakar secara online meliputi:

• Reaktor CANDU : Reaktor bahan bakar uranium alam berpendingin air berat bertekanan dan dimoderasi, desain Kanada. Dioperasikan tahun 1947–sekarang.
• Reaktor Magnox : Reaktor bahan bakar uranium alami berpendingin CO2, dimoderasi grafit, desain Inggris. Dioperasikan 1954–2015.
• Reaktor RBMK : Reaktor bahan bakar uranium berpendingin air mendidih, dimoderasi grafit, dan diperkaya desain Rusia. Dioperasikan tahun 1954–sekarang.
• Reaktor UNGG : reaktor bahan bakar uranium alam berpendingin CO2, dimoderasi grafit, desain Prancis. Dioperasikan 1966 - 1994.
• BN-350 ; Reaktor BN-600 & BN-800 : Reaktor pembiakan cepat berpendingin natrium desain Rusia. Dioperasikan 1973–sekarang.
• AGR (Advanced gas-cooled) reaktor: reaktor bahan bakar uranium berpendingin CO2, dimoderasi grafit, diperkaya desain Inggris. Dioperasikan 1976–sekarang.

Ada sejumlah desain reaktor yang direncanakan yang mencakup ketentuan untuk pengisian bahan bakar online, termasuk reaktor Generasi IV pebble-bed dan garam cair.

Generator termoelektrik radioisotop atau radioisotope thermoelectric generator (RTG, RITEG) adalah sebuah generator listrik yang menggunakan sebuah array dari termokopel untuk mengubah panas yang dilepaskan oleh peluruhan bahan radioaktif yang cocok menjadi listrik oleh efek Seebeck.

RTGS telah digunakan sebagai sumber listrik di satelit, pesawat antariksa berawak dan seperti fasilitas remote sebagai serangkaian mercusuar Uni Soviet yang didirikan di dalam Lingkaran Arktik.

• 
  Inspection of Cassini spacecraft RTGs before launch
• 
  New Horizons in assembly hall
• 
  Soviet RTG

Kapal pemecah es / icebreaker bertenaga nuklir adalah kapal bertenaga nukliryang dibangun dengan tujuan untuk digunakan di perairan yang tertutup es. Satu-satunya negara pembangun kapal pemecah es bertenaga nuklir adalah Rusia. Kapal pemecah es bertenaga nuklir telah dibangun oleh Uni Soviet dan kemudian Rusia terutama untuk membantu pengiriman sepanjang Rute Laut Utara di perairan Arktik beku utara Siberia.

Kapal pemecah es bertenaga nuklir jauh lebih kuat daripada rekan-rekan diesel mereka, dan meskipun propulsi nuklir mahal untuk menginstal dan memelihara, dengan tuntutan bahan bakar sangat berat dan keterbatasan pada jangkauan dapat membuat kapal diesel kurang praktis dan ekonomis secara keseluruhan untuk tugas-tugas kapal pemecah es.

Kapal selam bertenaga nuklir adalah kapal selam yang menggunakan reaktor air bertekanan atau PWR (pressurizer water reactor) sebagai sumber tenaga memutar turbin utama yang menggerakkan baling-baling serta motor elektrik pengisi baterai yang menghasilkan listrik untuk berbagai keperluan.

Tidak seperti kapal selam diesel yang harus muncul ke permukaan untuk menghisap udara yang dibutuhkan mesin diesel, keunggulan kapal selam nuklir adalah masa operasionalnya serta lebih bertenaga meskipun kapal selam mempunyai ukuran besar dan harus dalam kondisi menyelam, uranium sebagai bahan bakar dari reaktor dapat diganti setelah 3 tahun pemakaian. Faktor penghambat masa operasional hanya kebutuhan suplai awak kapal.

• Reaktor nuklir
• 
  Diablo Canyon Power Plant PWR
• 
  CANDU Qinshan Nuclear Power Plant
• 
  Ignalina Nuclear Power Plant RBMK (closed 2009)
• 
  Magnox Sizewell A nuclear power station
• 
  Torness nuclear power station AGR
• 
  Superphénix, FBR
• 
  Magnox reactor
• 
  Containment Heat Removal System (CHRS)
• 
  BWR nuclear power plant
• 
  BWR nuclear power plant
• 
  CANDU Reactor
• 
  Lucens NPP reactor
• 
  Molten Salt Reactor
• 
  MSFR
• 
  RBMK reactor schematic.
• 
  Rbmk.
• 
  SNAP-10A Reactor.
• 
  Wwer-1000-scheme.
• 
  DFR reactor schematic.
• 
  Gas-Cooled Fast Reactor Schemata.
• 
  Lfr.
• 
  LMFBR schematics.
• 
  Tmi schematic

• Uji coba pemanfaatan tenaga nuklir untuk menghasilkan listrik dilakukan di Amerika Serikat pada 20 Desember 1951. Dalam uji coba ini, reaksi fisi dalam reaktor EBR-1 mampu menghasilkan energi untuk menyalakan 4 buah bola lampu.
• Pada 30 April 2002, reaktor Obnisk (tipe LWGR), dihentikan pengoperasiannya setelah 48 tahun (1954-2002) mensubsidi kebutuhan listrik di Rusia
• Reaktor Calder Hall yang berada di Sellafield-Inggris, adalah reaktor daya pertama yang mampu menghasilkan listrik berskala industri, yaitu sebesar 196 megawatt [untuk ukuran reaktor modern daya listrik yang dihasilkan sudah melebihi angka ini]. Reaktor ini dioperasikan pertama kali pada tahun 1956, dan di shut-down pada 31 Maret 2003 setelah beroperasi selama 40 tahun,.
• Reaktor Uterweser di Jerman (1350 MWe) sejak pertama kali beroperasi pada tahun 1978, telah menghasilkan lebih banyak listrik bila dibandingkan reaktor lainnya
• Reaktor Emsland (tipe PWR) di Jerman, mulai beroperasi pada tahun 1988 dengan faktor beban kumulatif (cummulative load factor) sebesar 93,3%. Reaktor ini mempelopori konsep life time performance, yang kemudian diterapkan oleh 2 raktor milik Korea Selatan, Wolsong-3 (tipe PHWR) dan Ulchin-4 (tipe PWR)
• Pada tahun 1994, reaktor Candu, Pickering-7, memecahkan rekor dunia dengan terus beroperasi selama 894 hari non stop. Proses penggantian bahan bakar dilakukan selama selang waktu tersebut
• Rekor yang sama juga berhasil dipecahkan oleh reaktor BWR, LaSalle-1 (1137 MWe) milik Amerika Serikat, dengan beroperasi non-stop tanpa penggantian bahan bakar [umumnya reaktor tipe LWR, harus di shut down untuk proses penggantian bahan bakar]. Selama 739 hari, reaktor akhirnya harus di matikan sementara untuk penggantian rutin bahan bakar, pada tanggal 2 Februari 2006
• Tahun 2008 faktor beban (load factor) reaktor Indian Point-3 (Amerika Serikat) mampu menembus angka 101, 8%. Reaktor ini kemudian didaulat sebagai reaktor dengan kinerja terbaik pada tahun 2008, di ikuti oleh reaktor Sequoyah-1 (Amerika Serikat) dan Fukushima II-1 (Jepang)
• Hingga juni 2009, tercatat 13.660 tahun operasi reaktor dan sudah menghasilkan 56.600 miliar kWh listrik bagi dunia
• Pada tahun 2008 total listrik yang dihasilkan dari nuklir adalah 2601 miliar kWh, atau sekitar 15% dari total listrik yang dihasilkan pada tahun tersebut

• Program Nuklir Indonesia
• Pembangkit listrik tenaga nuklir, PLTN
• Reaktor air didih, BWR
• Reaktor air didih lanjut, ABWR
• Reaktor air bertekanan, PWR
• Reaktor berpendingin metal cair
• Kapal pemecah es bertenaga nuklir
• VVER
• APR-1400
• Kebocoran nuklir
• Daftar reaktor nuklir
• Reaktor nuklir mikro

• Nuclear Propulsion