Bahan fisil

Bahan fisil adalah bahan bakar yang mampu mempertahankan reaksi berantai fisi nuklir dengan memanfaatkan energi termal neutron. 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.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		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.

Referensi

1. "NRC: Glossary -- Fissile material". www.nrc.gov. 
2. Rohanda, Anis (2015). "Analisis Perubahan Massa Bahan Fisil dan.Non Fisil dalam Teras PWR 1000 MWe dengan Origen-ARP 5.1". Tri Dasa Mega. 17 (1): 14. 
3. . Brookhaven National Laboratory. Diarsipkan dari versi asli tanggal 2017-01-24. Diakses tanggal 2013-08-12.  Parameter |url-status= yang tidak diketahui akan diabaikan (bantuan)
4. Dewita, E., dan Alimah, S. (Juni 2005). "Studi Teknologi Daur Bahan Bakar DUPIC". Jurnal Pengembangan Energi Nuklir. 7 (1): 44. ISSN 2502-9479. Pemeliharaan CS1: Banyak nama: authors list (link)