Bahan fisil: Perbedaan antara revisi
Impor teks terkontrol dari Wikipedia bahasa Indonesia; revisi 23580921; atribusi sumber disertakan. |
Presentation V4: sitasi, referensi, Math, Wikimedia Commons, dan atribusi |
||
| Baris 1: | Baris 1: | ||
'''Bahan fisil''' adalah [[bahan bakar]] yang mampu mempertahankan [[Reaksi rantai nuklir#Reaksi rantai fisi|reaksi berantai]] [[fisi nuklir]] dengan memanfaatkan [[energi termal]] [[neutron]]. Perubahan [[Bahan|material]] pada bahan fisil digunakan untuk mengatur [[Deret reaktivitas|reaktivitas]], [[optimasi]] dan pemuatan bahan bakar dalam teras reaktor nuklir serta menghasilkan bahan selongsong dan air pendingin yang berinteraksi dengan [[Sinar gama|sinar gamma]] dan neutron.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''' adalah [[bahan bakar]] yang mampu mempertahankan [[Reaksi rantai nuklir#Reaksi rantai fisi|reaksi berantai]] [[fisi nuklir]] dengan memanfaatkan [[energi termal]] [[neutron]].<ref>[https://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/glossary/fissile-material.html NRC: Glossary -- Fissile material]. ''www.nrc.gov''.</ref> Perubahan [[Bahan|material]] pada bahan fisil digunakan untuk mengatur [[Deret reaktivitas|reaktivitas]], [[optimasi]] dan pemuatan bahan bakar dalam teras reaktor nuklir serta menghasilkan bahan selongsong dan air pendingin yang berinteraksi dengan [[Sinar gama|sinar gamma]] dan neutron.<ref>Anis Rohanda. [http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/download/2234/2092 Analisis Perubahan Massa Bahan Fisil dan.Non Fisil dalam Teras PWR 1000 MWe dengan Origen-ARP 5.1]. ''Tri Dasa Mega''. 2015. Vol. 17 (1). hlm. 14.</ref>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: | Untuk menjadi bahan bakar yang berguna untuk reaksi berantai fisi nuklir, bahan tersebut harus: | ||
| Baris 8: | Baris 8: | ||
* Tersedia dalam jumlah yang sesuai | * Tersedia dalam jumlah yang sesuai | ||
{| class="wikitable" align="right" id="Capture-fission-ratios" | |||
|+Rasio tangkap-fisi dari nuklida fisil | |||
!colspan=3|Neutron termal<ref>[http://www.nndc.bnl.gov/chart/reColor.jsp?newColor=sigf Interactive Chart of Nuclides]. Brookhaven National Laboratory.</ref>!! !!colspan=3|Neutron epitermal | |||
|- | |||
!σ<sub>F</sub> (b)!!σ<sub>γ</sub> (b)!!%!! !!σ<sub>F</sub> (b)!!σ<sub>γ</sub> (b)!!% | |||
|- | |||
|531||46||8.0%||<sup>233</sup>U||760||140||16% | |||
|- | |||
|585||99||14.5%||<sup>235</sup>U||275||140||34% | |||
|- | |||
|750||271||26.5%||<sup>239</sup>Pu||300||200||40% | |||
|- | |||
|1010||361||26.3%||<sup>241</sup>Pu||570||160||22% | |||
|} | |||
Nuklida fisil dalam bahan bakar nuklir meliputi: | Nuklida fisil dalam bahan bakar nuklir meliputi: | ||
| Baris 17: | Baris 31: | ||
== Pemanfaatan == | == Pemanfaatan == | ||
Bahan fisil dari [[uranium]] dan [[plutonium]] dapat dimanfaatkan sebagai [[bahan bakar nuklir]] bekas untuk menghasilkan [[energi listrik]]. Hasil [[Absorpsi (kimia)|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. | Bahan fisil dari [[uranium]] dan [[plutonium]] dapat dimanfaatkan sebagai [[bahan bakar nuklir]] bekas untuk menghasilkan [[energi listrik]]. Hasil [[Absorpsi (kimia)|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.<ref>Dewita, E., dan Alimah, S. [http://jurnal.batan.go.id/index.php/jpen/article/download/1938/1834 Studi Teknologi Daur Bahan Bakar DUPIC]. ''Jurnal Pengembangan Energi Nuklir''. Juni 2005. Vol. 7 (1). hlm. 44.</ref> | ||
== Referensi == | == Referensi == | ||
<references /> | |||
== Sumber dan atribusi == | == Sumber dan atribusi == | ||
Konten artikel ini diadaptasi dari [https://id.wikipedia.org/w/index.php?title=Bahan+fisil&oldid=23580921 Wikipedia bahasa Indonesia], revisi 23580921 (2023-05-27T08:36:59Z), yang tersedia berdasarkan lisensi Creative Commons Atribusi-BerbagiSerupa (CC BY-SA). Mohon gunakan konten ini secara bijak serta sesuai dengan ketentuan lisensi yang berlaku. | Konten artikel ini diadaptasi dari [https://id.wikipedia.org/w/index.php?title=Bahan+fisil&oldid=23580921 Wikipedia bahasa Indonesia], revisi 23580921 (2023-05-27T08:36:59Z), yang tersedia berdasarkan lisensi Creative Commons Atribusi-BerbagiSerupa (CC BY-SA). Mohon gunakan konten ini secara bijak serta sesuai dengan ketentuan lisensi yang berlaku. | ||
<!-- WIKI_UNISSULA_PRESENTATION_V4 --> | |||
Revisi terkini sejak 26 Agustus 2026 09.13
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
| Neutron termal[3] | 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.
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]
Referensi
- ↑ NRC: Glossary -- Fissile material. www.nrc.gov.
- ↑ Anis Rohanda. Analisis Perubahan Massa Bahan Fisil dan.Non Fisil dalam Teras PWR 1000 MWe dengan Origen-ARP 5.1. Tri Dasa Mega. 2015. Vol. 17 (1). hlm. 14.
- ↑ Interactive Chart of Nuclides. Brookhaven National Laboratory.
- ↑ Dewita, E., dan Alimah, S. Studi Teknologi Daur Bahan Bakar DUPIC. Jurnal Pengembangan Energi Nuklir. Juni 2005. Vol. 7 (1). hlm. 44.
Sumber dan atribusi
Konten artikel ini diadaptasi dari Wikipedia bahasa Indonesia, revisi 23580921 (2023-05-27T08:36:59Z), yang tersedia berdasarkan lisensi Creative Commons Atribusi-BerbagiSerupa (CC BY-SA). Mohon gunakan konten ini secara bijak serta sesuai dengan ketentuan lisensi yang berlaku.