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.^[1][2][3]

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.^[4][5][6][7]

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

Referensi

1. "as the result of routine, approved releases;from google (why tritium leak) result 2". 
2. "Partial Meltdowns Led to Hydrogen Explosions at Fukushima Nuclear Power Plant;from google (fukushima hydrogen explosion) result 1". 
3. "Pressurized Water Reactor Systems" (PDF). USNRC Technical Training Center. Diakses tanggal March 12, 2019. 
4. Aaltonen1, Hanninen2, P.1, H.2. "Water Chemistry and Behavior of Materials in PWRs and BWRs" (PDF). VTT Manufacturing Technology. Diakses tanggal March 12, 2019. 
5. Buongiorno, Jacopo. "Nuclear Safety" (PDF). MIT OpenCourseWare. Diakses tanggal March 12, 2019. 
6. "Borated Water" (PDF). Columbus Chemical Industries. Diakses tanggal March 12, 2019. 
7. Monterrosa, Anthony (May 5, 2012). "Boron Use and Control in PWRs and FHRs" (PDF). Department of Nuclear Engineering, University of California, Berkeley. Diakses tanggal March 12, 2019.