Pembangkit listrik tenaga nuklir berbasis torium utamanya ditenagai oleh fisi nuklir isotop uranium-233 yang dihasilkan dari unsur fertil torium. Siklus bahan bakar torium dapat menawarkan beberapa keunggulan potensial dibandingkan siklus bahan bakar uranium[Catatan 1]—termasuk kelimpahan torium yang jauh lebih besar di Bumi, sifat fisik dan nuklir bahan bakar yang lebih unggul, serta produksi limbah nuklir yang lebih sedikit. Bahan bakar torium juga memiliki potensi persenjataan yang lebih rendah karena sulit untuk menjadikan uranium-233 yang dibiakkan di dalam reaktor sebagai senjata. Plutonium-239 diproduksi pada tingkat yang jauh lebih rendah dan dapat dikonsumsi dalam reaktor torium.
Sumber: Lihat artikel asli di Wikipedia
Pembangkit listrik tenaga nuklir berbasis torium utamanya ditenagai oleh fisi nuklir isotop uranium-233 yang dihasilkan dari unsur fertil torium. Siklus bahan bakar torium dapat menawarkan beberapa keunggulan potensial dibandingkan siklus bahan bakar uranium[Catatan 1]—termasuk kelimpahan torium yang jauh lebih besar di Bumi, sifat fisik dan nuklir bahan bakar yang lebih unggul, serta produksi limbah nuklir yang lebih sedikit. Bahan bakar torium juga memiliki potensi persenjataan yang lebih rendah karena sulit untuk menjadikan uranium-233 yang dibiakkan di dalam reaktor sebagai senjata. Plutonium-239 diproduksi pada tingkat yang jauh lebih rendah dan dapat dikonsumsi dalam reaktor torium.
Kelayakan penggunaan torium telah dibuktikan dalam skala besar, pada skala pembangkit listrik komersial, melalui desain, konstruksi, dan keberhasilan pengoperasian inti Reaktor Pembiak Air Ringan (LWBR) berbasis torium yang terpasang di Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Shippingport. Reaktor pembangkit listrik ini dirancang untuk mengakomodasi berbagai inti. Inti thorium berkapasitas 60 MW(e), menghasilkan listrik dari tahun 1977 hingga 1982 (menghasilkan lebih dari 2,1 miliar kilowatt jam listrik) dan mengubah thorium-232 menjadi uranium-233 dalam jumlah yang cukup untuk mencapai rasio pembiakan 1,014.[1][2][3][4][5][6][7][8][9][10]
Setelah mempelajari kelayakan penggunaan thorium, ilmuwan nuklir Ralph W. Moir dan Edward Teller menyarankan agar penelitian nuklir thorium dimulai kembali setelah penghentian selama tiga dekade dan agar sebuah pabrik prototipe kecil dibangun. Antara tahun 1999 dan 2022, jumlah reaktor thorium berbasis non-garam cair yang beroperasi di dunia telah meningkat dari nol menjadi segelintir reaktor riset, hingga rencana komersial untuk memproduksi reaktor berbasis thorium skala penuh untuk digunakan sebagai pembangkit listrik dalam skala nasional.
Para pendukung percaya bahwa thorium adalah kunci untuk mengembangkan generasi baru tenaga nuklir yang lebih bersih dan aman. Pada tahun 2011, sekelompok ilmuwan di Institut Teknologi Georgia menilai tenaga berbasis thorium sebagai "solusi 1000+ tahun atau jembatan rendah karbon berkualitas menuju sumber energi yang benar-benar berkelanjutan yang memecahkan sebagian besar dampak negatif lingkungan umat manusia."
Cina mengaktifkan reaktor nuklir berbasis thorium, atau garam cair thorium pada April 2025, dan mengklaimnya sebagai energi nuklir bersih pertama di dunia. Lokasi unit reaktor thorium itu di Gurun Gobi, di mana tim ilmuwan Cina berhasil mengisi ulang bahan bakar thorium ke dalam reaktor itu tanpa menghentikan operasinya.
Apa yang dilakukan tersebut menandai sebuah langkah maju yang sangat penting untuk penggunaan thorium sebagai alternatif dari uranium yang lebih aman dan berlimpah dalam energi nuklir. Disebutkan, unit reaktor eksperimen berlokasi di Gurun Gobi itu memiliki kapasitas bangkitan 2 megawatt (MW) energi panas. Reaktor ini menggunakan thorium sebagai sumber bahan bakar radioaktifnya, sedangkan garam cair sebagai kendaraan bahan bakar itu dan mengelola panasnya (pendingin).
Prinsip dasar reaktor thorium adalah memanfaatkan sifat thorium (Th-232) yang dapat diubah menjadi bahan bakar fisil (U-233) melalui penyerapan neutron, kemudian energi dari fisi U-233 dimanfaatkan untuk memutar turbin dan menghasilkan listrik. Reaksi ini dapat dirancang dengan inti selimut benih di mana uranium atau plutinium digunakan sebagai "benih" dan thorium sebagai "selimut". Reaktor thorium, terutama yang menggunakan reaktor garam cair (LFTR), memiliki keuntungan keamanan yang melekat, lebih sedikit limbah radioaktif berumur panjang, dan potensi ekonomi yang lebih baik dibandingkan reaktor uranium konvensional.
Dalam reaktor nuklir thorium, penukar panas mentransfer energi termal dari pendingin primer ke sistem sekunder, yang biasanya menggunakan pendingin lain untuk menghasilkan uap untuk listrik. Desain penukar panas ini memiliki sifat unik dan terkadang viskos dari pendingin garam cair, yang dapat mencakup perubahan viskositas seiring dengan suhu dan komposisi kimia. Teknologi seperti Reaktor Homogen Cair Thorium (TAHR) dan Reaktor Garam Cair (MSR) menggunakan penukar panas untuk mengelola panas dari teras reaktor untuk pembangkit listrik dan aplikasi lainnya.
Thorium adalah unsur "fertil" yang tidak dapat langsung mengalami fisi nuklir seperti uranium-235. Namun, saat menyerap neutron, ia berubah menjadi uranium-233 (U-233), yang merupakan bahan bakar fisil. U-233 yang dihasilkan kemudian dapat mengalami fisi, melepaskan neutron Breeding yang dapat digunakan untuk terus mengubah lebih banyak thorium menjadi U-233, sehingga menciptakan reaksi berantai yang berkelanjutan. Dalam beberapa desain, sejumlah kecil uranium atau plutonium digunakan sebagai "benih" awal untuk memicu fisi dan memulai proses transmutasi thorium menjadi U-233.
Dalam desain Reaktor Garam Cair (LFTR), bahan bakar dan pendingin adalah garam cair yang membawa bahan bakar melalui inti reaktor, di mana reaksi fisi terjadi, lalu garam panas dipompa ke penukar panas untuk menghasilkan listrik. Reaktor jenis ini beroperasi pada tekanan mendekati atmosfer, tidak memerlukan sistem pendingin air bertekanan tinggi, dan memiliki mekanisme keselamatan pasif di mana garam cair dapat mengalir ke tangki pendingin jika terjadi keadaan darurat, mematikan reaktor dengan aman. Fitur keselamatan pasif pada desain LFTR mengurangi risiko kecelakaan katastropik. Reaktor thorium menghasilkan lebih sedikit limbah radioaktif berumur panjang dibandingkan dengan reaktor uranium. Thorium dapat menghasilkan lebih banyak U-233 daripada jumlah bahan bakar fisil yang dikonsumsi, yang mengarah pada pemanfaatan energi yang lebih efisien. Thorium secara inheren menghasilkan jumlah plutonium yang lebih sedikit, menjadikannya lebih resisten terhadap penyalahgunaan untuk senjata nuklir.
Dengan demikian, prinsip reaktor thorium berpusat pada penggunaan thorium yang bersifat fertil untuk menghasilkan bahan bakar fisil U-233, yang kemudian dapat digunakan untuk menghasilkan energi secara efisien dan aman dalam berbagai desain reaktor.
Pada pembangkit listrik tenaga nuklir, sistem primer, sekunder, dan tersier merupakan sirkuit terpisah yang mentransfer panas dari inti reaktor untuk menghasilkan listrik, masing-masing dengan tekanan dan fungsi yang berbeda. Sistem primer menggunakan tekanan tinggi untuk mensirkulasikan pendingin melalui inti reaktor, mencegah air mendidih. Sistem sekunder menerima panas dari sistem primer melalui penukar panas untuk menghasilkan uap, yang menggerakkan turbin. Sistem tersier kemudian mendinginkan uap dalam kondensor, biasanya menggunakan sumber air eksternal yang besar, untuk mengembunkannya kembali menjadi air agar sistem sekunder dapat digunakan kembali.
Pembagian menjadi tiga sistem terpisah dan terisolasi memastikan bahwa setiap bahan radioaktif dari sistem primer tertampung dan tidak bersentuhan dengan sistem sekunder atau lingkungan publik.
Dalam tenaga nuklir, "sirkuit" primer, sekunder, dan tersier adalah loop pendingin yang dirancang untuk mentransfer panas dan menghasilkan listrik, dengan BWR menghasilkan uap di sirkuit primer, dan PWR menggunakan sirkuit primer dan sekunder yang terpisah. Sistem reaktor pada dasarnya adalah sistem perpindahan panas di mana sirkuit primer membawa pendingin panas dari teras reaktor, dan sirkuit sekunder menggunakan panas ini untuk menghasilkan uap untuk turbin. Sistem tersier biasanya ditemukan di gardu induk listrik, bukan langsung di reaktor nuklir, untuk mengendalikan tegangan pada saluran transmisi.
Reaktor Air Mendidih (BWR), uap dihasilkan langsung di sirkuit primer di dalam teras reaktor. Pendingin sirkuit primer mendidih, dan uap yang dihasilkan dikeringkan dan dikirim langsung ke turbin. Reaktor Air Bertekanan (PWR), air bertekanan tinggi dari sirkuit primer tidak mendidih, melainkan mentransfer panas ke sirkuit sekunder dalam generator uap. Sirkuit primer membawa air panas ke generator uap terpisah, di mana ia memanaskan dan mendidihkan air di sirkuit sekunder untuk menghasilkan uap bagi turbin. Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalnyy (RBMK), jenis reaktor ini menggunakan beberapa tabung bertekanan, masing-masing dengan air mendidihnya sendiri, untuk menghasilkan uap di sirkuit primer. Pendingin sirkuit primer mendidih di dalam tabung bertekanan tersebut.
Pada pembangkit listrik tenaga nuklir, turbin tekanan tinggi (HP) menerima uap pada tekanan yang sangat tinggi, biasanya sekitar 610 psig (4,2 MPa) pada beban penuh untuk sistem Reaktor Air Bertekanan (PWR), meskipun angka pastinya bervariasi tergantung desain reaktor. Uap ini, yang dihasilkan oleh penukar panas di loop sekunder PWR, berekspansi melalui turbin, menggerakkan generator untuk menghasilkan listrik. Tekanan tinggi diperlukan untuk menjaga air pendingin primer agar tidak mendidih di teras reaktor dan untuk mentransfer panas secara efisien ke sistem pembangkit uap.
Turbin tekanan tinggi beroperasi dengan uap pada tekanan yang jauh lebih tinggi daripada turbin konvensional, sehingga membutuhkan desain yang kokoh dan teknologi sudu khusus untuk menangani aliran uap dan kadar air. Dalam PWR, pendingin primer reaktor dijaga di bawah tekanan tinggi (sekitar 155 bar atau 2.250 psi) untuk mencegahnya mendidih. Air panas bertekanan tinggi ini kemudian mengalir melalui penukar panas (generator uap) untuk memanaskan sumber air terpisah di sirkuit sekunder, menghasilkan uap yang menggerakkan turbin HP. Tekanan dalam turbin bervariasi tergantung beban. Pada beban penuh, tekanannya mungkin sekitar 610 psig, sementara pada beban nol, tekanannya mendekati tekanan kondensor. Kemajuan dalam desain bilah turbin HP bertujuan untuk meningkatkan efisiensi, terutama dalam mengelola uap basah (uap dengan kelembapan), yang merupakan karakteristik umum siklus uap nuklir.
Tekanan tinggi adalah Kunci, di loop primer PWR menjaga air pendingin reaktor tetap mendidih, bahkan pada suhu tinggi. Pendingin primer bertekanan tinggi ini mentransfer panas ke air sekunder di generator uap untuk menghasilkan uap bagi turbin. Uap bertekanan tinggi yang keluar dari generator uap menyediakan energi yang dibutuhkan untuk memutar tahapan turbin bertekanan tinggi dan, pada akhirnya, generator untuk menghasilkan listrik.
Reaktor torium, khususnya Reaktor Garam Cair (MSR), beroperasi pada tekanan mendekati atmosfer karena penggunaan pendingin garam cair. Hal ini berbeda dengan tekanan tinggi (misalnya, 7 MPa hingga 15 MPa) yang terdapat pada Reaktor Air Ringan (LWR) yang menggunakan air sebagai pendingin. Operasi tekanan rendah pada MSR ini mengurangi kebutuhan akan material dan infrastruktur yang kompleks dan bertekanan tinggi, sehingga menghasilkan desain yang lebih sederhana dan berpotensi menurunkan biaya.
Dalam Reaktor Air Bertekanan (PWR), air dalam loop pendingin primer dijaga di bawah tekanan tinggi (sekitar 150-157 bar atau 2250 psi) untuk mencegah pendidihan pada suhu hingga sekitar 325°C. Air super panas ini kemudian mentransfer panasnya ke loop air sekunder dalam generator uap, tempat air berubah menjadi uap untuk menggerakkan generator turbin. Sebaliknya, tekanan turbin gas dihasilkan dengan mengompresi udara yang masuk melalui beberapa tahap, dengan tekanan akhir biasanya berkisar antara 200-300 psig (sekitar 14-21 bar). Reaktor Air Mendidih (BWR) pada umumnya beroperasi pada tekanan sekitar 70–75 bar (7–7,5 MPa), yang jauh lebih rendah daripada tekanan ~155 bar yang terdapat pada Reaktor Air Bertekanan (PWR). Tekanan yang lebih rendah ini memungkinkan air mendidih langsung di dalam bejana tekan reaktor pada suhu sekitar 286°C. Uap yang dihasilkan kemudian diarahkan untuk menggerakkan turbin, yang menghasilkan listrik.
Dalam reaktor air berat (PHWR), tekanan tinggi digunakan di sirkuit primer untuk mencegah pendingin air berat mendidih pada suhu operasinya sekitar 300°C, serupa dengan Reaktor Air Bertekanan (PWR). Khusus untuk PHWR, tekanan air di sirkuit primer sekitar 9,3 MPa (93 bar). Air berat bertekanan dan bersuhu tinggi ini kemudian mengalir ke generator uap untuk mentransfer energinya ke air biasa, yang menguap untuk menggerakkan turbin. Dalam reaktor CANDU, uap bertekanan tinggi dari generator uap yang menggerakkan turbin biasanya berada pada tekanan jenuh sekitar 4,6 MPa (46 bar). Tekanan ini dihasilkan dengan memanaskan air berat di dalam generator uap dan kemudian dialirkan ke turbin untuk menghasilkan listrik.
Dalam tenaga nuklir, "turbin gas" biasanya merujuk pada reaktor berpendingin gas, yang beroperasi pada tekanan tinggi, seringkali sekitar 40-50 bar (580-725 psi) untuk sistem berpendingin karbon dioksida (CO2), dan jauh lebih tinggi (puluhan megapascal) untuk reaktor berpendingin gas suhu tinggi (HTGR) berpendingin helium (He). Gas bertekanan tersebut kemudian berekspansi melalui turbin untuk menghasilkan listrik, dalam desain yang berbeda dari reaktor berpendingin air yang beroperasi pada tekanan jauh lebih tinggi untuk mencegah air mendidih.
Reaktor torium seperti pada reaktor garam cair ThorConIsle yang beroperasi pada 3 bar, atau reaktor turbin gas (seperti pada THTR-300) yang bisa mencapai 40-50 bar. Tekanan dalam reaktor torium bervariasi tergantung pada jenis reaktornya; reaktor garam cair beroperasi pada tekanan relatif rendah, sementara reaktor berpendingin gas memerlukan tekanan tinggi untuk efisiensi operasionalnya.
Reaktor Torium dan Tekanan Operasi
Dalam reaktor yang menggunakan air sebagai pendingin, tekanan tinggi diperlukan untuk mencegah air mendidih di dalam reaktor pada suhu operasinya, yang mirip dengan Reaktor Air Bertekanan (PWR). Untuk reaktor berpendingin gas, tekanan tinggi memungkinkan gas untuk memuai lebih efisien saat melewati turbin, yang pada gilirannya meningkatkan efisiensi pembangkit listrik. Tekanan operasi adalah faktor desain penting yang membedakan jenis-jenis reaktor dan mempengaruhi pemilihan bahan serta konfigurasi sistem pendingin.
Pembangkit uap berbahan bakar batu bara menggunakan siklus Rankine untuk mengubah energi kimia dari batu bara menjadi listrik, dengan turbin uap dan generator yang sebagian besar tetap konsisten di berbagai jenis bahan bakar. Sementara itu, pembangkit uap nuklir juga menggunakan siklus ini, tetapi menghasilkan panas melalui fisi nuklir, bukan pembakaran. Perbedaan utama terletak pada sumber panas awal (pembakaran batu bara vs. reaksi nuklir), penanganan bahan bakar (penghancuran batu bara vs. penanganan bahan bakar nuklir), emisi (CO2, SOx, NOx untuk batu bara; tidak ada emisi untuk nuklir), dan produk limbah (abu terbang untuk batu bara; limbah radioaktif untuk nuklir).
Pembangkit listrik tenaga batu bara dapat beroperasi pada tekanan uap yang jauh lebih tinggi (3.000 psi atau lebih) dibandingkan Reaktor Air Bertekanan (PWR) nuklir, yang dibatasi sekitar 900-1.000 psi karena keterbatasan suhu kelongsong bahan bakar. Tekanan yang lebih tinggi pada pembangkit listrik tenaga batu bara ini menghasilkan uap super panas, yang menyebabkan penurunan entalpi yang lebih besar, peningkatan daya keluaran turbin, dan efisiensi pembangkit secara keseluruhan yang lebih tinggi dibandingkan dengan PWR, yang menghasilkan uap jenuh.
Pembakaran batu bara dapat menghasilkan uap super panas bertekanan tinggi yang sangat panas, seringkali melebihi 3.000 psi (pon per inci persegi). Beberapa pembangkit listrik tenaga batu bara canggih beroperasi dalam rezim superkritis, menggunakan tekanan uap sedikit di atas 3.200 psi dan suhu yang lebih tinggi untuk mencapai efisiensi maksimum. Penurunan entalpi yang tinggi pada uap super panas di turbin menghasilkan daya yang lebih besar, sehingga menghasilkan efisiensi keseluruhan yang lebih tinggi untuk pembangkit listrik. PWR beroperasi pada tekanan yang lebih rendah, biasanya berkisar antara 900 hingga 1.000 psi. Tekanan ini sesuai dengan batas suhu jenuh untuk kelongsong bahan bakar di dalam reaktor, sehingga menghasilkan uap jenuh, bukan uap super panas. Tekanan dan suhu uap yang lebih rendah pada loop sekunder PWR menghasilkan penurunan entalpi yang lebih kecil dan daya keluaran turbin yang lebih rendah dibandingkan dengan pembangkit listrik tenaga batu bara yang beroperasi pada tekanan yang lebih tinggi.
Pembangkit listrik tenaga batu bara menggunakan pembakaran langsung untuk menghasilkan uap bersuhu dan bertekanan tinggi. PWR menggunakan fisi nuklir untuk memanaskan air guna menghasilkan uap. Pembangkit listrik tenaga batu bara dapat menghasilkan uap super panas, yang memiliki potensi energi lebih tinggi. PWR menghasilkan uap jenuh karena batasan keamanan pada suhu kelongsong bahan bakar. Tekanan dan suhu yang lebih tinggi pada pembangkit listrik tenaga batu bara memungkinkan konversi energi yang lebih besar dan efisiensi termal yang lebih tinggi daripada pada PWR.
Reaktor beroperasi dengan tekanan rendah atau tanpa tekanan ketika dirancang untuk fitur keselamatan pasif, seperti pada Reaktor Garam Leleh (MSR) yang pada dasarnya merupakan sistem bertekanan rendah, atau untuk tujuan penelitian tertentu, seperti reaktor aliran aerosol dalam penelitian atmosfer dan kimia. Reaktor nuklir juga dapat mengalami kehilangan tekanan jika pressurizer rusak, yang dapat menyebabkan kondisi berbahaya jika tidak dikontrol dengan benar.
Reaktor yang dirancang untuk operasi bertekanan rendah atau tanpa tekanan merupakan konsep reaktor Generasi IV yang menggunakan pendingin seperti garam cair atau logam cair (natrium, timbal), alih-alih air bertekanan tinggi, sehingga menghilangkan kebutuhan akan bejana tekan yang besar dan tebal. Desain ini, seperti reaktor cepat berpendingin timbal dan reaktor cepat berpendingin natrium, menawarkan fitur keselamatan pasif dan suhu operasi yang lebih tinggi untuk efisiensi termodinamika yang lebih baik dengan memanfaatkan konveksi alami untuk pembuangan panas setelah penghentian.
Alih-alih menggunakan air sebagai pendingin bertekanan, reaktor ini menggunakan garam cair atau logam cair. Pendingin ini memiliki titik didih yang jauh lebih tinggi daripada air, sehingga dapat digunakan pada suhu operasi tinggi tanpa tekanan. Tidak adanya tekanan internal yang tinggi memungkinkan penggunaan bejana reaktor yang jauh lebih tipis dan kurang kokoh. Dalam keadaan darurat, panas yang dihasilkan dari panas peluruhan dapat dihilangkan melalui konveksi alami melalui saluran udara, sehingga menghilangkan kebutuhan akan pompa aktif atau sistem kontrol.
Pada Reaktor Air Bertekanan (PWR), hilangnya kontrol tekanan, yang seringkali disebabkan oleh masalah pada pressurizer, dapat menyebabkan suhu pendingin reaktor naik. Jika tekanan turun hingga titik jenuh (titik di mana cairan mendidih), pengeringan pendingin dapat terjadi di saluran reaktor, situasi berbahaya yang menyebabkan panas berlebih. PWR biasanya menggunakan pressurizer, semprotan, dan katup pelepas untuk mengelola tekanan, yang menyoroti pentingnya sistem ini dalam menjaga kondisi operasi yang aman. Singkatnya, meskipun beberapa desain reaktor pada dasarnya beroperasi pada tekanan rendah demi keselamatan, hilangnya tekanan pada jenis reaktor lain, terutama PWR, dapat mengindikasikan malafungsi berbahaya yang memerlukan perhatian segera untuk mencegah konsekuensi yang parah.
Contoh
Pada reaktor berpendingin air, bahan bakar masukan yang perlu digunakan bukanlah torium, melainkan bahan bakar oksida campuran (bahan bakar MOX) atau bahan bakar torium plutonium oksida (bahan bakar TOX) Bahan bakar ini dapat dibagi menjadi tiga kategori:
Pertama, masing-masing dioksida yang menyusun bahan bakar diserbukkan. Serbuk-serbuk ini kemudian didoping untuk membatasi radioaktivitas, serta meningkatkan sinterabilitasnya. Serbuk-serbuk yang bervariasi tersebut kemudian dicampur/digiling bersama untuk membentuk serbuk homogen, yang kemudian dipadatkan menjadi pelet untuk digunakan sebagai bahan bakar.
Menurut Asosiasi Nuklir Dunia, tujuh jenis reaktor dapat menggunakan bahan bakar torium. Enam di antaranya telah beroperasi:
The original seed-blanket reactor was the Shippingport (Pennsylvania) reactor design ... Changes in the original Shippingport design resulted in the Light Water Breeder Reactor (LWBR) utilizing U-233 as the fissile fuel in the "seed" regions, and thorium in the "blanket" regions.
