Seiring dengan meningkatnya kebutuhan energi untuk
menjalankan aktivitas di dunia ini, tentunya tidak cukup apabila hanya
memanfaatkan sumber daya energi tak terbarukan. Hal tersebut karena dalam
jangka waktu yang panjang, energi tak terbarukan akan habis dan tidak tersisa
di bumi ini. Oleh karena itu, saat ini beberapa negara telah memanfaatkan
energi nuklir sebagai energi baru dan terbarukan yang dapat menjadi opsi bahkan
menggantikan pemanfaatan energi tak terbarukan yang lebih ramah lingkungan
dengan tidak menghasilkan polusi. Salah satu implementasi pemanfaatan energi
nuklir yaitu sebagai pembangkit listrik. Berikut adalah jenis-jenis Pembangkit
Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) yang digunakan pada beberapa negara di dunia ini.
1.
Boiling Water Reactor (BWR)
Reaktor
Air Didih adalah salah satu tipe reaktor nuklir yang digunakan dalam Pembangkit
Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Reaktor tipe ini menggunakan air (H2O) sebagai
pendingin dan moderator. Moderator adalah medium untuk memperlambat kecepatan
partikel neutron cepat. Air pendingin digunakan untuk mengambil panas yang
dihasilkan dalam teras reaktor (reactor core) sehingga temperatur air akan
naik. Temperatur air dibiarkan meningkat hingga mencapai titik didih. Uap yang
dihasilkan pada proses pendidihan air kemudian disalurkan untuk memutar turbin
yang terhubung dengan generator listrik. Dalam reaktor tipe ini, uap yang
terbentuk akan menyebabkan reaktivitas reaktor menjadi negatif. Reaktivitas
negative dapat menahan kenaikan daya reaktor, sehingga penambahan reaktivitas
(penaikan daya reaktor) dapat dikendalikan secara stabil dengan batang kendali.
Pada saat ini reaktor tipe air didih telah banyak dioperasikan, bahkan
modifikasi dari tipe reaktor ini yang disebut Reaktor Air Didih Maju (Advanced Boiling
Water Reactor, ABWR) juga sudah mulai dioperasikan di beberapa negara maju. Keberadaan
Reaktor Air Didih Maju, pengembangan Reaktor Air Didih Kompak (Simplified Boiling
Water Reactor, SBWR) oleh General Electric, Amerika Serikat menjadi terhenti.
Pengembangan reaktor tipe air didih tidak berhenti sampai di sini. Perusahaan
ABB-Atom sedang mengembangkan suatu reaktor air didih yang mempunyai
keselamatan dan efisiensi ekonomi yang tinggi dengan kode BWR90+.
Reaktor nuklir tipe Reaktor Air Didih pertama kali dikembangkan oleh perusahaan General Electric, Amerika Serikat. PLTN Dresden 1 dengan daya 200 MWe (Mega Watt electric) merupakan PLTN dengan reaktor tipe air didih yang pertama kali dioperasikan secara komersial pada Juli 1960. Setelah beroperasinya Dresden 1, General Electric banyak mendapat pesanan dari perusahaan dari luar Amerika, di antaranya Siemens (KWU) - Jerman, ABB-Atom - Swiss/Swedia, Toshiba-Jepang, dan Hitachi-Jepang.
1.
Karakteristika Reaktor Air Didih
1.1 Konstruksi
dasar
Pada reaktor air didih, air pendingin dididihkan di dalam bejana reaktor sehingga menghasilkan uap. Uap ini kemudian secara langsung dialirkan ke turbin yang memutar generator listrik. Setelah uap air menggerakkan turbin, uap disalurkan ke kondenser dan diubah menjadi air kembali. Dengan pompa utama, air kemudian dikembalikan ke bejana reaktor. Sebagian air pendingin yang berada dalam bejana reaktor disirkulasi dengan pompa (disebut pompa resirkulasi). Air yang keluar dari pompa resirkulasi disalurkan ke bagian bawah teras reaktor melalui katup yang bekerja sebagai pompa jet. Tekanan dari pompa resirkulasi ini akan menaikkan kecepatan aliran air pendingin dalam teras reaktor.
1.2 Konstruksi
bejana tekan reaktor
Konstruksi
utama bejana tekan reaktor untuk Reaktor Air Didih dengan kapasitas daya 1100
MWe diperlihatkan dalam Gambar 2. Dalam bejana tekan ini terdapat sekumpulan bahan
bakar, batang kendali dan konstruksi penyangga yang membentuk suatu konstruksi yang
disebut teras reaktor. Di atas teras reaktor terdapat konstruksi perangkat
pemisah uap-air (steam separator) dan di atas perangkat pemisah terdapat
perangkat pengering uap. Pemasangan kedua perangkat ini ditujukan untuk
menjamin agar uap yang akan dipakai untuk memutar turbin benar-benar berupa uap
kering. Di bagian bawah teras terdapat perangkat pengendali daya reaktor berupa
pengarah batang kendali, penggerak batang kendali dan batang kendali. Dengan
perangkat ini batang kendali dapat bergerak dari bawah ke atas masuk ke teras
reaktor melalui pengarahnya. Di sekitar teras terdapat konstruksi lorong-lorong
saluran pendingin dan pompa jet.
Salah satu contoh perangkat bahan bakar terdiri atas 62 batang bahan bakar dan 2 batang yang berisi air membentuk matriks 8 x 8. Bentuk susunan matriks batang bahan bakar dapat pula berupa matriks 6 x 6 atau 9 x 9. Matriks kemudian dibungkus dengan lempeng logam Zirkalloy. Keseluruhan susunan matriks batang bahan bakar dan pembungkusnya serta spacer (penjaga jarak antar batang bahan bakar) ini disebut perangkat bahan bakar.
Batang bahan bakar yang jumlahnya 62 buah tersebut terbuat dari pipa Zirkalloy dan berisi pelet uranium oksida. Pipa pembungkus pelet bahan bakar uranium oksida ini disebut kelongsong. Di kedua ujung kelongsong terdapat ruang yang disebut plenum.
Dalam kelongsong
juga terdapat pegas penekan pelet bahan bakar. Dalam pelet bahan bakar terjadi
reaksi fisi. Bahan hasil fisi ditampung dalam ruang plenum, karena itu tekanan
dalam kelongsong tidak melonjak terlalu besar. Konstruksi batang kendali
Reaktor Air Didih mempunyai bentuk seperti tanda + yang berada di antara empat
buah perangkat bahan bakar
Batang
kendali berfungsi sebagai penyerap partikel neutron. Batang kendali terbuat
dari boron karbida dan atau hafnium. Pada bagian bawah perangkat kendali terdapat
konstruksi yang berbentuk payung yang dapat menghambat jatuhnya batang kendali
ke bawah (keluar dari teras) agar sesuai dengan batas kecepatan yang
diperbolehkan. Pada bagian bawah batang kendali ini juga terdapat suatu soket
mekanik untuk menghubungkan batang kendali dengan penggeraknya. Terdapat dua
macam penggerak batang kendali yaitu penggerak elektrik dan hidrolik. Untuk
mempercepat gerak perangkat batang kendali masuk ke teras terdapat perangkat
akumulator yang menggerakkan perangkat batang kendali dengan tekanan gas. Dalam
kondisi kecelakaan atau kelainan operasi yang dianggap membahayakan,
keseluruhan perangkat batang kendali yang ada harus segera dimasukkan ke dalam
teras reaktor dengan kecepatan tinggi untuk menghentikan reaktor. Penghentian reaktor
secara mendadak oleh karena suatu sebab yang dianggap membahayakan seperti ini
disebut sebagai pancung daya (scram). Jika perangkat batang kendali oleh karena
suatu hal tak dapat dimasukkan ke teras reaktor dan reaktor tidak dapat
dihentikan pada temperatur rendah, maka dalam kondisi seperti ini ke dalam
reaktor dimasukkan cairan asam borat yang mampu menyerap partikel neutron sehingga
operasi reaktor dapat berhenti.
1.3 Pengendalian
daya reaktor
Reaktor air didih beroperasi pada tekanan 70 kg/cm2. Air pendingin mendidih dan menghasilkan uap di dalam bejana reaktor. Air dalam kondisi uap dan cair disirkulasikan kembali ke teras reaktor dengan menggunakan pompa sirkulasi. Dengan mengatur aliran resirkulasi, reaktivitas reaktor, yang berarti juga daya reaktor, dapat dinaik-turunkan atau dikendalikan. Ini adalah salah satu cara pengendalian reaktor air didih yang disebut metode pengendalian resirkulasi.
Cara lain untuk menaikkan reaktivitas (daya reaktor) adalah dengan menarik batang kendali dari teras reaktor. Jika batang kendali ditarik keluar dari teras, reaktivitas atau reaksi fisi bertambah dan menghasilkan energi panas lebih banyak lagi (daya reaktor naik). Energi panas ini akan mendidihkan air lebih banyak, dan dengan demikian uap yang dihasilkan juga bertambah. Meningkatnya kandungan uap dalam air akan menurunkan kemampuan air dalam memoderasi partikel neutron. Jumlah neutron kecepatan rendah (neutron termal) yang akan menimbulkan reaksi fisi menjadi berkurang, sehingga akibatnya reaksi fisi (reaktivitas) juga berkurang. Jadi menaikkan daya reaktor dengan cara menarik batang kendali akan selalu dikompensasi oleh produksi uap yang menekan daya. Proses kompensasi ini akan berakhir pada suatu kondisi stabil pada daya setimbang tertentu. Sebaliknya jika batang kendali disisipkan masuk ke dalam teras, reaksi fisi berkurang dengan hadirnya penyerap neutron (batang kendali) dalam teras.
Produksi uap yang dihasilkan juga menurun karena produksi energi panas dari reaksi fisi berkurang. Akibatnya kemampuan air dalam memoderasi neutron bertambah, dan reaksi fisi akan mulai meningkat. Proses penurunan daya oleh batang kendali yang kemudian dikompensasi oleh penurunan daya karena membaiknya kemampuan moderasi akan terus berlangsung hingga tercapai kondisi stabil pada suatu daya setimbang tertentu. Fenomena kompensasi oleh uap-air menjadi salah satu sarana penting dalam pengendalian-diri (self control) reaktor dan merupakan salah satu keunikan reaktor air didih.
Dalam perpindahan panas, luas penampang penghasil panas dan perbedaan temperatur sangat mempengaruhi jumlah panas yang dapat dipindahkan. Jika kondisi air dalam keadaan pendidihan transisi, sifat perpindahan panas menjadi buruk dan temperature permukaan kelongsong bahan bakar akan naik. Dalam reaktor air didih, proses perpindahan panas dilakukan dalam kondisi air mendidih, sehingga jika terjadi kecelakaan atau anomali dalam operasi reaktor, perpindahan panas pada pendidihan transisi dapat dihindarkan.
Pada reaktor air didih, jika terjadi perubahan beban (permintaan beban listrik dari luar), pengendalian pembangkitan daya dilakukan dengan menaik-turunkan batang kendali dalam teras reaktor atau dengan menyesuaikan kecepatan aliran resirkulasi air pendingin. Pada saat terjadi penyesuaian terhadap permintaan beban, tekanan pendingin dalam bejana reaktor dapat naik atau turun. Untuk mengatasi kenaikan dan penurunan tekanan dalam bejana reaktor, digunakan cara pengendalian dengan mengatur bukaan katup uap dari reaktor ke turbin. Metode ini disebut Reactor-master/Turbin-slave (metode mengikuti beban). Jika pada suatu ketika, oleh suatu sebab yang tak terduga, turbin mendadak berhenti, aliran uap yang menuju turbin dibelokkan ke jalur pintas (tidak melalui turbin) melalui katup pintas. Dengan cara ini kenaikan tekanan yang cukup tinggi dalam bejana reaktor dapat dihindarkan
1.4 Sistem
keselamatan rekayasa
Sebelumnya telah dijelaskan salah satu sistem keselamatan yang dapat menjamin reaktor akan berhenti jika terjadi kondisi anomali / kecelakaan. Bila suatu ketika terjadi kecelakaan yang menyebabkan pipa saluran air pendingin terputus atau bocor sehingga pendinginan reaktor tidak cukup, maka fasilitas sistem pendinginan teras darurat (Emergency Core Cooling System, ECCS). Dalam sistem ECCS ini terdapat sistem penyemprot teras (core spray system), sistem susut-tekanan mandiri (self-depressurization system) dan penyemprot teras tekanan rendah. Pada saat terjadi kerusakan batang bahan bakar, air pendingin dari teras yang bertekanan tinggi dan bertemperatur tinggi akan mengandung bahan radioaktif yang berasal dari batang bahan bakar. Air pendingin yang mengandung bahan radioaktif tidak boleh keluar dari reaktor karena berbahaya. Untuk menghindari lepasnya bahan radioaktif dalam reaktor terdapat bejana reaktor yang berfungsi sebagai pengungkung (containment) material berbahaya jika terjadi kecelakaan, dan terdapat juga katup isolasi yang mengisolasi bejana reaktor dan sistem di luarnya. Peningkatan tekanan pada saat terjadi isolasi bejana reaktor dihindari dengan sistem supresi. Sistem ini akan mengalirkan uap yang terbentuk ke kolam supresi. Dalam kolam supresi yang berisi air, uap akan besentuhan dengan air dan mengalami kondensasi yang mengakibatkan turunnya tekanan uap. Apabila kecelakaan berlangsung dalam waktu yang lama, teras reaktor dapat meleleh. Kondisi ini akan menyebabkan terjadinya kenaikan tekanan yang diikuti dengan kenaikan temperatur dalam bejana reaktor. Apabila bejana reaktor tidak didinginkan, struktur bejana kemungkinan akan rusak. Untuk mengatasi hal ini, disediakan sistem penyemprot untuk melakukan tugas-tugas pendinginan dan penurunan tekanan. Dalam hal terjadi kebocoran bejana reaktor, disediakan pula sistem pengelolaan bocoran gas agar tetap tidak menyebarluas ke lingkungan. Pada kecelakaan kebocoran pendingin, temperatur bahan bakar dan kelongsongnya akan naik. Kenaikan temperatur ini akan memicu reaksi antara air dan logam yang menghasilkan gas hidrogen. Hidrogen yang bertemperatur tinggi ini dapat mengancam keutuhan struktur bejana reaktor. Untuk mencegah kejadian ini, bejana reaktor dilengkapi dengan ruang kosong khusus untuk menampung gas bentukan. Di samping itu, terdapat fasilitas untuk mereaksikan hidrogen yang timbul, agar dapat bergabung kembali dengan oksigen menjadi air.
Konsep
awal
Konsep
BWR dikembangkan sedikit lebih lambat dari konsep PWR. Pengembangan BWR dimulai
pada awal 1950-an, dan merupakan kolaborasi antara General Electric dan
beberapa laboratorium nasional AS. Penelitian tenaga nuklir di AS dipimpin oleh
3 dinas militer. Angkatan Laut, melihat kemungkinan mengubah kapal selam
menjadi kendaraan bawah air penuh waktu, dan kapal yang dapat berlayar ke
seluruh dunia tanpa mengisi bahan bakar, mengirim orang mereka di bidang
teknik, Kapten Hyman Rickoveruntuk menjalankan program tenaga nuklir mereka.
Rickover memutuskan rute PWR untuk Angkatan Laut, karena para peneliti awal di
bidang tenaga nuklir khawatir bahwa produksi uap langsung di dalam reaktor akan
menyebabkan ketidakstabilan, sementara mereka tahu bahwa penggunaan air
bertekanan pasti akan berfungsi sebagai sarana perpindahan panas. Kekhawatiran
ini menyebabkan upaya penelitian pertama AS di bidang tenaga nuklir dikhususkan
untuk PWR, yang sangat cocok untuk kapal angkatan laut , karena ruang angkasa
sangat mahal, dan PWR dapat dibuat kompak dan berdaya tinggi cukup untuk cocok
seperti itu, dalam acara apa pun. Tetapi peneliti lain ingin menyelidiki apakah
ketidakstabilan yang disebabkan oleh air mendidih di inti reaktor benar-benar
akan menyebabkan ketidakstabilan. Selama pengembangan reaktor awal, sekelompok
kecil insinyur secara tidak sengaja meningkatkan level daya reaktor pada
reaktor eksperimental sedemikian rupa sehingga air dengan cepat mendidih, ini
mematikan reaktor, menunjukkan sifat self-moderating yang berguna dalam keadaan
darurat. Secara khusus, Samuel Untermyer II , seorang peneliti di Argonne
National Laboratory , mengusulkan dan mengawasi serangkaian eksperimen:
eksperimen BORAX — untuk melihat apakah reaktor air mendidihakan layak untuk
digunakan dalam produksi energi. Dia menemukan bahwa itu, setelah melakukan tes
yang cukup berat pada reaktornya, membuktikan prinsip keselamatan BWR. Setelah
rangkaian pengujian ini, GE terlibat dan berkolaborasi dengan ANL untuk membawa
teknologi ini ke pasar.
Seri
pertama produksi
Generasi
pertama dari produksi reaktor air mendidih melihat perkembangan tambahan dari
fitur unik dan khas dari BWR: torus , serta drywell, eliminasi penukar panas, pengering
uap, tata letak umum gedung reaktor yang khas, dan standarisasi sistem kendali
dan keselamatan reaktor. Yang pertama, General Electric , rangkaian produksi
BWR berkembang melalui 6 fase desain berulang, masing-masing disebut BWR / 1
hingga BWR / 6. Sebagian besar BWR yang digunakan di seluruh dunia termasuk
dalam salah satu fase desain ini. BWR generasi pertama: BWR / 1 dengan
penahanan Mark I. BWR generasi ke-2: BWR / 2, BWR / 3 dan beberapa BWR / 4
dengan penahanan Mark I. BWR / 4 lainnya, dan BWR / 5 dengan penahanan Mark-II.
BWR generasi ke-3: BWR / 6 dengan penahanan Mark-III.
Reaktor
air mendidih tingkat lanjut
Desain BWR yang
lebih baru dikenal sebagai reaktor air mendidih lanjutan . ABWR dikembangkan
pada akhir 1980-an dan awal 1990-an, dan terus ditingkatkan hingga saat ini.
ABWR menggabungkan teknologi canggih dalam desain, termasuk kontrol komputer,
otomatisasi pabrik, pelepasan batang kendali, gerakan, dan penyisipan,
pemompaan dalam inti, dan keselamatan nuklir untuk memberikan peningkatan atas
seri asli BWR produksi, dengan output daya tinggi , dan kemungkinan kerusakan
teras berkurang secara signifikan. Yang paling penting, ABWR adalah desain yang
sepenuhnya terstandarisasi, yang dapat dibuat untuk produksi seri.
ABWR telah
disetujui oleh Komisi Pengaturan Nuklir Amerika Serikat untuk produksi sebagai
desain standar pada awal 1990-an. Selanjutnya, banyak ABWR dibangun di Jepang.
Reaktor
air mendidih yang disederhanakan
Sejalan dengan
pengembangan ABWR, General Electric juga mengembangkan konsep berbeda, yang
dikenal sebagai reaktor air mendidih yang disederhanakan . Reaktor listrik 600
megawatt yang lebih kecil ini terkenal karena penggabungannya — untuk pertama
kalinya dalam reaktor air ringan —Dari prinsip desain « keamanan pasif ».
Konsep keselamatan pasif berarti bahwa reaktor, daripada memerlukan intervensi
sistem aktif, seperti pompa injeksi darurat, untuk menjaga reaktor dalam batas
keselamatan, malah dirancang untuk kembali ke keadaan aman hanya melalui
operasi gaya alam jika a kontingensi terkait keselamatan dikembangkan.
Misalnya, jika
reaktor menjadi terlalu panas, itu akan memicu sistem yang akan melepaskan
peredam neutron terlarut , atau bahan yang sangat menghambat reaksi berantai
dengan menyerap neutron, ke dalam inti reaktor. Tangki yang berisi peredam
neutron terlarut akan ditempatkan di atas reaktor, dan larutan absorpsi, begitu
sistem dipicu, akan mengalir ke inti melalui gaya gravitasi, dan membawa reaksi
hampir berhenti total. Contoh lainnya adalah sistem Isolation Condenser, yang
mengandalkan prinsip kenaikan air / uap panas untuk membawa pendingin panas ke
penukar panas besar yang terletak di atas reaktor dalam tangki air yang sangat
dalam, sehingga mencapai pembuangan panas sisa. Namun contoh lain adalah tidak
adanya pompa resirkulasi di dalam inti; pompa ini digunakan dalam desain BWR
lainnya untuk menjaga agar air pendingin tetap bergerak; mereka mahal, sulit
dijangkau untuk diperbaiki, dan terkadang bisa gagal; untuk meningkatkan
keandalan, ABWR memasukkan tidak kurang dari 10 pompa resirkulasi ini, sehingga
meskipun beberapa gagal, sejumlah yang cukup akan tetap dapat diservis sehingga
pemadaman tidak terjadwal tidak diperlukan, dan pompa dapat diperbaiki selama
pompa berikutnya. pengisian bahan bakar padam. Sebaliknya, para perancang
reaktor air mendidih yang disederhanakanmenggunakan analisis termal untuk
mendesain teras reaktor sehingga sirkulasi alami akan membawa air ke tengah
inti untuk dididihkan.
Reaktor air mendidih yang disederhanakan secara ekonomis
Selama periode
yang dimulai pada akhir 1990-an, para insinyur GE mengusulkan untuk
menggabungkan fitur desain reaktor air mendidih yang canggih dengan fitur
keselamatan khusus dari desain reaktor air mendidih yang disederhanakan,
bersama dengan peningkatan desain yang dihasilkan ke ukuran yang lebih besar
1.600 MWe . Ini Ekonomi Sederhana didih Water Reactor desain diserahkan kepada
Komisi Pengaturan Nuklir AS untuk persetujuan pada bulan April 2005, dan
sertifikasi desain diberikan oleh NRC pada bulan September 2014.
Kabarnya, desain
ini telah diiklankan karena memiliki kemungkinan kerusakan inti hanya 3 10 −8
kejadian kerusakan inti per tahun reaktor. Artinya, akan diperlukan 3 juta
ESBWR yang beroperasi sebelum orang mengharapkan satu peristiwa yang merusak
inti selama masa hidup 100 tahun mereka.
Keuntungan
- Bejana reaktor dan komponen terkait beroperasi pada tekanan yang jauh lebih rendah sekitar 70–75 bar (1.020–1.090 psi) dibandingkan dengan sekitar 155 bar (2.250 psi) dalam PWR.
- Bejana tekan mengalami iradiasi yang jauh lebih sedikit dibandingkan dengan PWR, dan karenanya tidak menjadi rapuh seiring bertambahnya usia.
- Beroperasi pada suhu bahan bakar nuklir yang lebih rendah, sebagian besar disebabkan oleh perpindahan panas oleh panas laten penguapan, sebagai lawan dari panas sensibel dalam PWR.
- Lebih sedikit komponen karena kurangnya pembangkit uap dan bejana tekan, serta pompa sirkuit primer terkait. (BWR lama memiliki loop resirkulasi eksternal, tetapi bahkan pemipaan ini dihilangkan dalam BWR modern, seperti ABWR .) Ini juga membuat BWR lebih mudah dioperasikan.
- Risiko yang lebih rendah (probabilitas) pecah yang menyebabkan hilangnya pendingin dibandingkan dengan PWR, dan risiko kerusakan inti yang lebih rendah jika pecah seperti itu. Ini karena lebih sedikit pipa, lebih sedikit pipa berdiameter besar, lebih sedikit lasan dan tidak ada tabung pembangkit uap.
Kekurangan
- BWR membutuhkan kalkulasi yang lebih kompleks untuk mengatur konsumsi bahan bakar nuklir selama operasi karena "aliran fluida dua fase (air dan uap)" di bagian atas teras. Ini juga membutuhkan lebih banyak instrumentasi di teras reaktor.
- Bejana bertekanan lebih besar daripada untuk PWR dengan daya serupa, dengan biaya yang lebih tinggi, khususnya untuk model lama yang masih menggunakan pembangkit uap utama dan perpipaan terkait.
- Kontaminasi turbin oleh produk aktivasi berumur pendek . Ini berarti bahwa pelindung dan kontrol akses di sekitar turbin uap diperlukan selama operasi normal karena tingkat radiasi yang timbul dari uap yang masuk langsung dari teras reaktor. Ini adalah perhatian yang cukup kecil, karena sebagian besar fluks radiasi disebabkan oleh Nitrogen-16 (aktivasi oksigen dalam air), yang memiliki waktu paruh 7,1 detik, memungkinkan ruang turbin masuk dalam beberapa menit setelah penghentian. Pengalaman yang luas menunjukkan bahwa pemeliharaan shutdown pada turbin, kondensat, dan komponen air umpan dari BWR pada dasarnya dapat dilakukan sebagai pabrik bahan bakar fosil.
- Meskipun armada BWR saat ini dikatakan kurang mungkin mengalami kerusakan inti dari kesalahan pembatas "1 dalam 100.000 tahun reaktor" daripada armada PWR saat ini (karena peningkatan ketahanan dan redundansi ECCS), ada kekhawatiran yang muncul tentang kemampuan penahanan tekanan dari penahanan Mark I yang dibangun dan tidak dimodifikasi - bahwa hal tersebut mungkin tidak cukup untuk menahan tekanan yang dihasilkan oleh kesalahan pembatas yang dikombinasikan dengan kegagalan ECCS lengkap yang mengakibatkan kerusakan teras yang sangat parah. Dalam skenario kegagalan ganda ini, diasumsikan sangat tidak mungkin terjadi sebelum kecelakaan nuklir Fukushima I., penahanan Mark I yang tidak dimodifikasi dapat memungkinkan beberapa derajat pelepasan radioaktif terjadi. Hal ini diharapkan dapat dikurangi dengan modifikasi penahanan Mark I; yaitu, penambahan sistem tumpukan gas keluar yang, jika tekanan kontainmen melebihi setpoint kritis, diharapkan memungkinkan pembuangan gas bertekanan secara teratur setelah gas melewati filter karbon aktif yang dirancang untuk menjebak radionuklida.
- Batang kendali disisipkan dari bawah untuk desain BWR saat ini. Ada dua sumber daya hidrolik yang tersedia yang dapat menggerakkan batang kendali ke inti untuk BWR dalam kondisi darurat. Ada akumulator hidrolik bertekanan tinggi khusus dan juga tekanan di dalam bejana tekan reaktor yang tersedia untuk setiap batang kendali. Baik akumulator khusus (satu per batang) atau tekanan reaktor mampu memasukkan setiap batang sepenuhnya. Sebagian besar jenis reaktor lainnya menggunakan batang kendali entri atas yang ditahan pada posisi ditarik oleh elektromagnet, menyebabkan mereka jatuh ke dalam reaktor oleh gravitasi jika daya hilang. Keuntungan ini sebagian diimbangi oleh fakta bahwa gaya hidrolik memberikan gaya penyisipan batang yang jauh lebih besar daripada gravitasi, dan sebagai konsekuensinya, Batang kendali BWR jauh lebih kecil kemungkinannya untuk macet dalam posisi dimasukkan sebagian karena kerusakan saluran batang kendali dalam peristiwa kerusakan inti. Batang kendali entri bawah juga memungkinkan pengisian bahan bakar tanpa melepas batang kendali dan penggerak, serta pengujian sistem batang kendali dengan bejana tekan terbuka selama pengisian bahan bakar.
2. Presurrised Water Reactor (PWR)
Dalam
PLTN tipe Reaktor Air Tekan, air ringan digunakan sebagai pendingin dan medium
pelambat neutron (moderator neutron).
Teras reaktor diletakkan dalam satu bejana. Sistem air pendingin yang melalui
teras reaktor disebut sistem pendingin primer. Di dalam sistem primer tidak
diperbolehkan terjadi pendidihan, karena itu sistem dibuat bertekanan yang tinggi.
Dari sistem pendingin primer yang bertekanan tinggi dan bertemperatur tinggi
ini, air pendingin dialirkan ke pipa-pipa dalam alat pembangkit uap. Di luar
pipa ini air (dalam sistem pendingin sekunder) menerima panas dari air
pendingin primer dan mengalami penguapan. Uap yang terjadi dari air pendingin
sekunder ini kemudian dialirkan ke turbin untuk memutar generator listrik.
Reaktor
Air Tekan yang beroperasi pada saat ini dapat dibagi menjadi dua, yaitu tipe
reaktor Barat (Amerika-Eropa) dan tipe reaktor Rusia (VVER). Tipe reaktor Barat
diwakili oleh tipe Combustion Engineering (CE) dan Bibcock &Wilcock (B
& W). Kedua tipe mempunyai bentuk perangkat bahan bakar yang sama dengan
tampang lintang potongan berbentuk bujur sangkar, dan menggunakan pembangkit uap
vertikal. Terdapat sedikit perbedaan dalam sistem pendingin dan pembangkit uap.
Bentuk tampang lintang potongan perangkat bahan bakar reaktor air tekan Rusia
adalah segi enam, dan pembangkit uap diletakkan secara horisontal.
Kini sedang
dikembangkan reaktor air tekan yang lebih aman dan ekonomis. Reaktor tersebut
adalah Reaktor Air Tekan Maju (Advanced Pressurized Water Reactor) buatan
Westinghouse (WH), System80+ buatan CE. Keduanya berukuran besar. Untuk yang
berukuran menengah dengan pembangkitan daya sebesar 600 MWth, terdapat reaktor
AP600 buatan WH. Dalam waktu dekat di Jepang direncanakan akan dibangun reaktor
air tekan maju.
URAIAN
Reaktor
air tekan pada awalnya dikembangkan oleh perusahaan Westinghouse dan Puslit
pemerintah Amerika Serikat di Argonne. Pada mulanya reaktor ini dikembangkan
untuk penggerak kapal selam. Nautilus adalah salah satu nama kapal selam
bertenaga nuklir yang beroperasi dari tahun 1954 sampai tahun 1980.
Berbekal
keberhasilan membuat reaktor untuk kapal selam, perusahaan Westinghouse
membangun reaktor untuk pembangkitan listrik di pelabuhan dengan daya 100 Mwe.
Reaktor ini beroperasi dari Desember
1957 hingga Oktober 1982. Reaktor ini dikenal sebagai reaktor air tekan berdaya
besar pertama di dunia. Dalam pengoperasiannya untuk tujuan percobaan, pada
saluran pendingin primer yang masuk dan keluar bejana reaktor ditempatkan
saluran nosel. Pada teras reaktor dilakukan uji coba dengan menempatkan
konstruksi selimut benih (seed-blanket), dan menggunakan batang kendali hafnium
berbentuk + (silang). Berbeda dengan reaktor air tekan standar, pada reaktor
ini pembangkit uap masih diletakkan dengan posisi horisontal (mendatar).
Beberapa
lama kemudian didirikan reaktor air tekan dengan menggunakan stainless-steel
sebagai bahan kelongsong, dan batang kendali berpenampang + (silang). Baru pada
tahun 1970, yaitu pada PLTN Beznau dan Ginna, dibangun reaktor air tekan dengan
kelongsong Zirkalloy-4, kendali kompensasdi kimiawi (chemical-sim), kluster
batang kendali, dan pembangkit uap yang diletakkan berdiri tegak. Reaktor ini
menjadi standar reaktor air tekan hingga saat ini.
Pemasok
atau pembuat reaktor air tekan di antaranya adalah Westinghouse, Brown Boveri
Combustion Engineering Nuclear Power dan Bibcock & Wilcock Co. dari Amerika
Serikat. Pemasok dari Eropa adalah Framatome-Perancis, Siemens-Jerman dan
Mintyazhmash (Ministry of Heavy Industries) Rusia. Pemasok reaktor air tekan
dari Jepang hanya perusahaan Mitsubishi. Hingga pada tahun 1999, dari 341 buah
reaktor air ringan yang beroperasi, 73 % di antaranya adalah tipe reaktor air
tekan. Dari seluruh reaktor air ringan yang sedang dibangun (35 buah), 83 % di
antaranya adalah tipe reaktor air tekan. Dari data ini terlihat bahwa
persentasi reaktor air tekan bertambah dari tahun ke tahun.
1. Karakteristika PWR
Deskripsi sistem utama reaktor air tekan diperlihatkan pada Gambar 2. Dalam reaktor air tekan terdapat konstruksi sistem pendinginan primer (sistem reaktor) dan sistem pendingin sekunder (sistem uap). Keduanya mengungkung material radioaktif agar tidak menyebar keluar dari reaktor. Pada sistem primer air tidak diperbolehkan mendidih dengan cara memberi tekanan yang cukup tinggi. Air pendingin bertekanan tinggi dan bertemperatur tinggi (tekanan 157 kg/cm2 dan temperatur 325 oC) dari sistem primer dialirkan ke perangkat pembangkit uap (steam generator) dengan pompa sirkulasi primer. Setelah melepaskan energi panasnya, air ini kemudian dikembalikan ke bejana reaktor. Pada perangkat pembangkit uap, panas dialihkan ke pendingin pada sistem sekunder. Dengan panas tersebut air sistem sekunder diubah menjadi uap dalam perangkat pembangkit uap. Temperatur uap di sistem sekunder pada saat reaktor beroperasi adalah 277 oC dan tekanannya 62 kg/cm2. Uap yang terbentuk ini kemudian dialirkan untuk menggerakkan turbin yang digandengkan dengan generator listrik. Uap dari turbin dialirkan ke Kondenser untuk diembunkan (diubah menjadi fase cair), selanjutnya air ini dikembalikan ke pembangkit uap dengan bantuan pompa sekunder. Cara kerja sistem primer dan sekunder yang dijelaskan di atas dianut oleh reaktor air tekan buatan Westinghouse dan Mitsubishi.
Gambar 3 memperlihatkan konstruksi
dan struktur-dalam bejana tekan dari reaktor air tekan dengan kapasitas daya
1100 MW. Di dalam bejana reaktor terdapat teras reaktor yang disusun dari
gabungan perangkat bahan bakar, batang kendali dalam bentuk kluster. Pada
bagian atas teras terdapat pengarah dan penggerak batang kendali. Di sekitar
teras terdapat bafel teras dan perisai termal teras.
Konstruksi
perangkat bahan bakar ditunjukkan pada Gambar 4. Pada gambar tersebut
diperlihatkan salah satu contoh perangkat bahan bakar dengan penampang lintang
bujur sangkar yang terdiri dari susunan 17 x 17 (= 264) batang bahan bakar.
Dalam bejana reaktor terdapat 1 buah teras reaktor, 24 buah pengarah bahan batang
kendali dan 9 buah kisi. Pada bagian atas dan bagian bawah teras terdapat
nosel. Batang bahan bakar terbuat dari pelet uranium oksida dengan pengayaan
rendah hasil proses sinter. Pelet bahan bakar dimasukkan ke dalam kelongsong
zirkalloy-4. Kedua ujung kelongsong ditutup dengan tutup zirkalloy-4 yang
dilas. Pada bagian atas di dalam kelongsong dipasang per penekan yang terbuat
dari stainless-steel. Bagian di dalam kelongsong bahan bakar diisi gas helium.
Pada batang bahan bakar ini terdapat ruang pada bagian atas yang disebut
plenum. Di antara pelet bahan bakar dan kelongsong terdapat celah, dengan
demikian hasil-hasil reaksi fisi yang berbentuk gas yang keluar dari pelet
bahan bakar uranium dapat tertampung pada dua ruang tersebut (plenum dan
celah). Selain untuk menampung gas hasil fisi, kedua ruang tersebut dirancang
untuk dapat mengakomodasi pemuaian logam maupun gas yang akan menghasilkan
kenaikan tekanan.
Dalam
suatu kluster batang kendali terdapat 24 batang kendali yang digabungkan dan
digerakkan secara bersama-sama. Batang kendali berisi bahan penyerap neutron
seperti logam paduan Ag-Ni-Cd (Argentum-Nickel-Cadmium). Konstruksi dari
perangkat penggerak batang kendali diperlihatkan pada Gambar 4. Konstruksi
penggerak batang kendali terdiri dari sistem batang ulir yang dilengkapi dengan
penggerak motor listrik dengan pemegang "jack" magnetik yang dilengkapi
dengan mekanisme pengunci. Pengendalian reaktivitas (reaksi fisi)
dilakukan dengan menggunakan batang kendali untuk pengendalian jangka pendek,
sedangkan untuk pengendalian jangka panjang dilakukan dengan mengatur
konsentrasi cairan asam yang menghalangi reaksi fisi (pengendalian kompensasi
kimiawi, chemical-shim control).
Jika
dalam pengoperasian reaktor terdapat suatu kondisi anomali atau kondisi yang
dapat membahayakan reaktor, maka arus listrik pada seluruh lilitan "jack" magnetik putus, sehingga
semua batang kendali secara cepat jatuh ke bawah dan masuk ke dalam teras
melalui jalur pengarahnya. Akibatnya reaktor berhenti secara otomatis dan hal ini
disebut pancung daya (scram). Kasus berhentinya reaktor secara otomatis oleh
karena anomali atau pancung daya dalam reaktor air tekan disebut
"trip" reaktor.
1.3.
Pengendalian Daya Reaktor
Tekanan
dalam sistem primer, baik pada bejana tekan maupun jalur pemipaan yang
berkaitan, dijaga tetap pada 157 kg/cm2. Dengan demikian, walaupun dalam teras
reaktor terjadi kenaikan daya, pendidihan tidak akan terjadi. Kondisi ini
menyebabkan densitas air pendingin yang juga berfungsi sebagai moderator akan
cukup untuk memoderasi neutron dengan baik. Oleh karena itu pengendalian daya
(reaktivitas) reaktor dilakukan dengan penyerapan neutron dengan batang kendali
dan racun kimia-dapat-bakar (pengendalian kompensasi kimiawi). Pengendalian
kompensasi kimiawi dilakukan dengan melarutkan cairan asam borak (senyawa kimia
penyerap neutron) ke dalam pendingin sistem primer. Konsentrasi asam ini diatur
sedemikian rupa sehingga dapat mengendalikan proses penyerapan neutron yang
menghambat reaksi fisi dalam teras reaktor. Jika asam borak ini menyerap
neutron, unsur borak akan mengalami reaksi inti dan berubah manjadi unsur lain
(terbakar). Oleh karena itu senyawa kimia seperti asam borak disebut sebagai
racun-dapat-bakar (burnable poison). Pelarutan cairan asam borak akan menyebabkan
distribusi reaksi fisi (distribusi daya panas) menjadi rata pada seluruh teras
sehingga menurunkan daya maksimum relatif dalam teras reaktor. Dalam sistem
primer, jumlah untai (loop) dan jumlah perangkat pembangkit uap bergantung pada
daya yang akan dibangkitkan. Pada reaktor air tekan terdapat perangkat pengatur
tekanan sistem primer yang di dalamnya terdiri dari pemanas untuk menaikkan
tekanan dan penyemprot air untuk menurunkan tekanan. Perangkat pengatur tekanan
ini dapat mengendalikan tekanan, termasuk jika terjadi kenaikan tekanan pada
sistem primer karena perubahan temperatur.
Hal
penting yang perlu dicatat tentang hubungan antara reaktor dan turbin
pembangkit listrik (turbin listrik: turbin dan generator listrik) adalah, daya
reaktor harus selalu mengikuti beban listrik yang dipikul oleh turbin
pembangkit listrik. Pada reaktor air tekan, berdasarkan prinsip koefisien
reaktivitas temperatur moderator (dalam hal ini adalah sama dengan pendingin
sistem primer) daya reaktor dapat mengikuti beban yang dipikul oleh turbin
pembangkit listrik. Jika beban listrik meningkat, maka diperlukan kenaikan
jumlah pembangkitan uap (kapasitas uap naik). Hal ini menyebabkan temperatur
air pendingin yang masuk ke bejana tekan turun. Penurunan temperatur pendingin
primer akan menaikkan kemampuan moderasi neutron dan meningkatkan daya termal
yang dibangkitkan reaktor. Fenomena ini secara otomatis menyebabkan reaktor
melakukan pengendalian diri untuk mengikuti beban listrik, namun prinsip ini
hanya akan bekerja dengan baik untuk perubahan beban listrik yang kecil. Bila
beban listrik mengalami perubahan cukup besar, maka untuk mengikuti perubahan
listrik digunakan cara pengendalian dengan mekanisme batang kendali. Dengan
demikian dapat dikatakan bahwa pengendalian reaktor air tekan mengikuti prinsip
"reaktor mengikuti beban turbin listrik".
1.4. Sistem Keselamatan Rekayasa
Gambar
6 menunjukkan diagram alir sistem pendingin darurat reaktor (Emergency Core
Cooling System, ECCS). Sistem pendingin darurat ini digunakan, jika terjadi
kebocoran (misalnya pipa-pipa penyalur air pendingin primer terpotong atau
bocor) pada sistem pendingin primer yang mengakibatkan air pendingin keluar
dari sistem primer sehingga sistem primer kekurangan pendinginan. Dalam kondisi
kekurangan pendingin, untuk menjaga keutuhan bahan bakar digunakan sistem
pendingin teras reaktor darurat. ECCS terdiri dari tiga sistem, yaitu sistem
injeksi pendingin tekanan tinggi, sistem injeksi pendingin tekanan rendah dan
sistem injeksi pendingin dari akumulator atau penampung air pendingin.
Pendingin
bertemperatur tinggi dan bertekanan tinggi yang keluar dari sistem primer
membawa material radioaktif dan tidak diperbolehkan keluar dari sistem. Karena
itu pada reaktor nuklir disediakan bejana tekan pengungkung (containment).
Dalam sistem pengungkung tersebut di antaranya terdapat bejana tekan, perangkat
yang berkaitan dengan sistem pendinginan teras reaktor serta perangkat yang
berkaitan dengan sistem proteksi keselamatan terekayasa. Jika terjadi
kecelakaan, bahan bakar yang kehilangan pendingin dapat meleleh dan kemudian
diikuti dengan kenaikan temperatur dan tekanan dalam bejana tekan. Pada saat
ini unsur-unsur radioaktif (radioisotop) yang berbentuk gas dapat keluar dari
sistem. Untuk itu, agar tidak terjadi pelepasan radioisotop ke luar sistem,
pada bagian atas bejana tekan pengungkung diletakkan sistem penampung air yang
dapat memancarkan air pada bagian-bagian di bawahnya ( Gambar 2). Selain itu,
untuk mencegah terjadinya iradiasi udara di sekitar bejana pengungkung oleh
bahan radioaktif yang ada dalam bejana, maka di luar bejana terdapat konstruksi
anulus yang mengalirkan udara di sekitar bejana pengungkung ke bagian pemurnian
udara.
2. Bentuk dan Konstruksi Teras Reaktor
Bentuk dan konstruksi reaktor air tekan dapat digolongkan atas reaktor buatan Westinghouse (WH), Bibcock & Wilcock (B&W), Combustion Engineering (CE) dan reaktor Rusia (VVER). Reaktor tipe WH, B&W dan CE menganut prinsip yang sama dalam hal pemisahan sistem primer dan sekunder, tetapi konstruksi sistem pendingin, konstruksi pembangkit uap dan beberapa hal lain terdapat perbedaan di antara ketiganya.
Dengan
penambahan daya pembangkitan listrik, reaktor tipe WH mengalami penambahan
jumlah pembangkit uap dan sistem pendingin pendukungnya. Seperti terlihat pada
Gambar 7, reaktor WH dengan kapasitas daya 1000 MWe mempunyai 4 buah sistem
pendingin (4 buah pembangkit uap dan sistem saluran pendingin, 4 buah pompa
pendingin). Gambar 8 memperlihatkan konstruksi dari pembangkit uap reaktor tipe
WH. Terlihat pada gambar tersebut bahwa pembangkit uap diletakkan berdiri tegak
lurus dengan pipa-pipa U berada di dalamnya. Pipa U berisi air panas dari
pendingin sistem primer, sedangkan air di luar pipa U akan menerima panas dan
mengalami pendidihan. Beberapa pembangkit uap yang sama dengan tipe ini adalah
buatan Mitsubishi-Jepang, Framatom-Perancis dan KWU-Jerman.
Reaktor
N4 (1516 MWe) buatan Framatom-Perancis dirancang berdasarkan pengalaman
kecelakaan reaktor Three Mile Island (pada tahun 1979), yaitu peningkatan
keandalan operasi dengan sentralisasi kendali, selain itu dilakukan juga
peningkatan efisiensi ekonomi. Sementara itu reaktor Chooz-B1, B2 dan
Civaux-1,2 sudah mulai beroperasi. Pengembangan reaktor air tekan terus
berlanjut, EPR (Europan Pressurized Water Reactor: Reaktor Air Tekan Eropa)
dikembangkan oleh Perancis dan Jerman berdasarkan rancangan reaktor air tekan
Perancis N4 dan reaktor air tekan Jerman Konvoy. Dalam pengembangan EPR,
dilakukan peningkatan faktor keselamatan dengan memperhitungkan adanya
kecelakaan terparah (Severe Accident), faktor efisiensi dengan pengoperasian
yang mudah serta peningkatan efisiensi ekonomis dengan umur reaktor yang
relatif panjang (60 tahun) dan derajat bakar bahan bakar mencapai 70 GWd/t,
bahan bakar MOX hingga 50 %.
Sementara
itu, perusahaan Westinghouse mengembangkan reaktor air tekan dengan nama APWR
1530 MWe. Reaktor air tekan ini dirancang dengan peningkatan pada faktor
keandalan (tingkat redundansi tinggi, rapat daya rendah), faktor ekonomi
(perangkat bahan bakar tingkat zirkalloy). Sepertiga teras reaktor berbahan
bakar MOX dengan kemampuan derajat bakar bahan bakar lebih tinggi, yaitu
mencapai 55 GWd/t. Jika terjadi kecelakaan, probabilitas risiko yang ditanggung
satu tingkat lebih rendah dari reaktor air tekan yang ada. Jepang berencana
untuk memakai reaktor tipe baru tersebut pada Tsuruga 3 dan 4, tetapi hingga
saat ini reaktor-reaktor tipe baru tersebut belum ada yang beroperasi.
Pada saat ini kelompok Westinghouse memfokuskan diri merancang reaktor air tekan lanjut tipe AP600 (daya reaktor 600 MWe) yang dapat memenuhi aturan tentang reaktor air tekan lanjut dari EPRI/DOE yang menganut prinsip keselamatan pasif (reaktor akan terkondisi kepada keselamatan secara pasif, tanpa adanya faktor dinamis seperti gerak katup, pompa dsb). Reaktor ini memenuhi kriteria pendinginan pasif (lihat konstruksi bejana pengungkung reaktor, pada Gambar 9), penyederhanaan desain (secara umum dibandingkan dengan reaktor air tekan saat ini 50 % lebih sederhana, perpipaan 80 % lebih rendah, pengkabelan 70 % lebih rendah dlsb.), dibuat dengan konsep modul, sesuai konsep keselamatan publik (pada saat kecelakaan, selama 3 hari tidak diperlukan operator untuk mengatasinya), sangat mudah diterima dan mendapat perizinan dan waktu pembangunan pendek (3 tahun). Sistem pendingin mirip dengan reaktor air tekan B&W dan CE, yaitu mempunyai 2 buah pembangkit uap berdiri vertikal dengan 4 buah pompa pendingin pada sistem primer. Reaktor AP600 sudah mendapatkan izin dari Badan Pengawas Nuklir Amerika, US-NRC.
Reaktor
air tekan tipe CE mempunyai 2 untai pendingin primer (2 buah pembangkit uap dan
4 buah pompa pendingin pada sistem primer). Air pendingin sistem primer yang
keluar dari pembangkit uap dikembalikan ke bejana reaktor dengan tenaga dorong
dari 4 buah pompa. Konstruksi dari pembangkit uap sama dengan pembangkit uap pada
reaktor WH, yaitu pembangkit uap berdiri vertikal dengan tabung pipa U terbalik
di mana terbentuk uap dengan resirkulasi balik ( Gambar 11, terdapat perbedaan
bentuk pada separator uap, pengering uap dan bagian pipa transfer panas).
Pembangkit uap buatan CE dipakai di Jepang pada reaktor Mihama 1. Reaktor air
tekan desain CE diberi nama System80+. KNSP Korea telah membangun reaktor
berbasis System80+ yang sangat murah ongkos pembangunannya dan sangat tinggi
keandalannya. Beberapa reaktor tipe ini yang telah mulai beroperasi di Korea
adalah reaktor Ulchin-3, 4 dan Yonggwang-1,2.
2.3. Reaktor Air Tekan Bibcock &
Wilcock
Konstruksi
sistem pendingin reaktor B&W sama dengan yang ada pada reaktor air tekan
CE, yaitu mempunyai dua untai pendingin pada sistem primer (2 buah pembangkit
uap dan 4 buah pompa pendingin pada sistem primer). Seperti terlihat pada
Gambar 12, pembangkit uap diletakkan secara vertikal. Reaktor Three Mile Island
yang mengalami kecelakaan pada tahun 1979 adalah reaktor air tekan tipe
B&W.
2.4. Reaktor air
tekan Rusia (VVER)
Dari sudut
pandang bentuk sistem pendingin reaktor, reaktor air tekan ini dapat
digolongkan pada reaktor air tekan tipe WH. Perbedaan menonjol dibandingkan
dengan reaktor tipe Eropa barat adalah bentuk perangkat bahan bakar. Tampang
lintang perangkat bahan bakar VVER adalah segi enam. Selain bentuk perangkat
bahan bakar, VVER mempunyai pembangkit uap yang diletakkan secara horisontal.
Pada tipe lama (VVER-440/V-230) diperkirakan terdapat persoalan pada sistem
keselamatannya, tetapi pada VVER-1000 (1000 MWe) sistem keselamatannya sudah
diperhitungkan dengan baik sehingga bisa disejajarkan dengan reaktor-reaktor
Eropa Barat.
3. High Temperature Gas Reactor
HTGR
(High Temperature Gas Cooled Reactor) adalah salah satu reaktor nuklir
berpendingin gas yang menawarkan keuntungan dalam produksi hidrogen, ramah
lingkungan karena tidak menghasilkan karbondioksida, sulfur, dan nitrogen
oksida yang mencemari lingkungan. HTGR didesain dengan menggunakan bahan bakar
keramik yang di suport oleh inherent safety dari HTGR. Bahan bakarnya berbentuk
tristruktural-isotropic (TRISO). TRISO terdiri dari kernel bahan bakar
terbentuk dari UOX (Uranium Oxide) di tengah-tengahnya. Pada penelitian ini
dilakukan analisis perhitungan neutronik teras homogen HTGR dengan bahan bakar
uranium nitride (UN). Bahan bakar yang digunakan dalam penelitian ini berbentuk
block/prismatic TRISO. Desain reaktor yang diteliti berdaya 30MWt dengan menggunakan
hexagonal cell untuk geometri pin bahan bakarnya. Perhitungan neutroniknya
dihitung dengan menggunakan kode SRAC (Standard thermal reactor analysis code)
yang dikembangkan oleh JAERI (Japan Atomic Energy Research Institute) dan JENDL
3.2 sebagai database nuklirnya. SRAC melakukan perhitungan dari pin sel bahan
bakar, kemudian setelah data yang didapatkan sudah homogen, akan dilanjutkan
perhitungan teras bahan bakar.
Penemuan
sumber energi nuklir memiliki banyak perkembangan dengan seiring bertambahnya
kebutuhan manusia terhadap enegi.1950an sampai sekarang, dari mulai Generasi I
sampai ke Generasi terkini yaitu Generasi IV.Reaktor nuklir semakin maju dengan
menjawab tantangan terkait energi yang dapat mengurangi polusi global, mudah
didistribusikan di seluruh dunia, serta memiliki tingkat keselamatan yang
tinggi dan ekonomis.
·
Fast
Reactor adalah contoh-contoh reaktor cepatnya.
·
HTGR
adalah salah satu reaktor Generasi IV yang banyak diminati oleh dunia, karena
dapat memproduksi hidrogen dan dapat dioperasikan dalam suhu tinggi.
·
Uranium
nitrida memiliki titik leleh yang tinggi sehingga cocok dipakai untuk bahan
bakar HTGR yang beroperasi dalam suhu tinggi.
HTGR
adalah salah satu reaktor nuklir yang menawarkan keuntungan dalam produksi
hidrogen, ramah lingkungan karena tidak menghasilkan karbondioksida, sulfur,
dan nitrogen oksida yang mencemari lingkungan.HTGR didesain dengan menggunakan
bahan bakar keramik yang di suport oleh inherent safety dari HTGR. Bentuk bahan
bakarnya disebut dengan TRISO dan di produksi di US dan German pada tahun
1980an.Bahan bakar tristructural-isotropic adalah jenis partikel bahan bakar
mikro.UOX di tengah-tengahnya. Lalu lapisan yang terdiri dari empat layer dari
tiga material isotropik. Keempat lapisan adalah lapisan berpori penyangga yang
terbuat dari karbon, diikuti oleh lapisan dalam padat karbon pirolitik ,
diikuti oleh lapisan keramik SiC untuk mempertahankan produk fisi pada
temperatur tinggi dan memberikan partikel TRISO integritas struktural, diikuti
oleh lapisan luar padat PyC.HTTR 30, yaitu reaktor bermoderat grafit dan
berpendingin gas helium dengan elemen-elemen bahan bakar prismatik berupa
blok-blok berbentuk heksagonal berukuran tinggi 580 mm dan lebar melintang 360
mm. Teras aktif keseluruhan berukuran tinggi 2,9 m dan berdiameter 2,3 itu
terdiri kolom bahan bakar yang dikelilingi oleh kolom-kolom perisai grafit
dapat ganti, kolom-kolom batang kendali dan kolom-kolom uji iradiasi. Perisai
lestari mengelilingi perisai grafit dapat ganti dan juga kedudukannya oleh mekanisme
restraint teras. Keseluruhan komponen teras aktif tersusun secara silinder.
Satu kolom dalam arah aksial tersusun dari sembilan komponen teras.
Desain
konsep
Reaktor
sendiri terdiri dari komponen teras, sistem pendingin, dan komponen reaktor internal
lainnya. Tabel di bawah ini merupakan spesifikasi desain reaktor yang dipakai
|
Parameter |
Spesifikasi |
|
Daya |
30
MWt |
|
Suhu
pendingin |
950 C |
|
(coolant)keluar |
|
|
Suhu
pendingin |
395 C |
|
(coolant
kedalam |
|
|
Tekanan
primer pendingin |
4 Mpa |
|
Material
pendingin |
Gas
Helium |
|
Fuel
pin geometri |
HEXAGONAL
cell |
|
Core
geometri |
3-D
Cylinder |
|
Fuel |
Uranium
Nitride (UN) |
|
Tipe
fuel |
Prismatic |
Metode
Perhitungan
Perhitungan
neutronik merupakan bagian terpenting untuk menentukan seberapa baik reaktor
yang telah didesian, yang perhitungannya mencakup distribusi fluks, nilai
kekritisan dan proses pembakaran reaksi fisi dalam reaktor tersebut.
Perhitungan neutronik ini menggunakan program SRAC sebagai program nuklir yang
memiliki kemampuan dalam perhitungan neutronik yang komprehensif. SRAC
(Standard thermal Reactor Analysis Code) adalah kode yang dapat diaplikasikan
untuk menganalisis neutronik dari berbagai jenis reaktor. SRAC system di desain
dan dikembangkan oleh JAERI (Japan Atomic Energy Research Institute), yang
sekarang disebut dengan JAEA (Japan Atomic Energy Agency), untuk perhitungan
neutronik berbagai thermal reaktor. Itu berarti SRAC dapat menangani energi
rendah secara akurat. Perhitungan SRAC berdasar pada nilai-nilai cross section
dari database nuklir seperti JENDL, ENDF, JEFF, dsb
Hasil
dan Diskusi
Dalam
pendesainan reaktor ini pertama kali dilakukan perhitungan densitas untuk
masingmasing nuklida dari komposisi material teras reaktor, meliputi komposisi
kompak bahan bakar (kernel, lapisan mantel partikel bahan bakar, matrik),
homogenisasi kompak bahan bakar, racun dapat bakar, komposisi batang bahan
bakar (graphite sleeve), block hexagonal bahan bakar, block perisai dapat
ganti, block grafit bahan bakar (dummy block) dan block perisai lestari, serta
blok pandu batang kendal
HTGR
adalah reaktor yang didesain sebagai reaktor termal yang kritis, maka faktor
multiplikasi efektif haruslah lebih besar dari 1 (keff>1) dan demikian
seterusnya selama reaktor beroperasi. K-eff>1 terjadi ketika jumlah neutron
pada suatu generasi lebih banyak dari jumlah neutron pada generasi sebelumnya.
Neutronneutron akan tercipta akibat dari reaksi fisi, dan akan bergerak di
dalam reaktor hingga pada akhirnya berkurang atau musnah karena proses leakage,
capture dan scattering yang menyebabkan turunnya harga k-eff. Proses ini akan
berlansung sesuai masa operasi reaktor yang telah ditentukan.
Untuk
menjaga keselamatan reaktor, sangat penting mengontrol peningkatan suhu bahan
bakar hal ini berarti terkait dengan pengaturan distribusi daya (power
distribution) yang tentunya tidak lepas dari pengaturan letak pengayaan bahan
bakar pada teras reaktor. Pada penelitian ini dikhususkan untuk perhitungan
teras homogen karena masih merupakan studi awal. Gambar 5 menunjukkan
distribusi daya rata-rata arah aksial teras reaktor pada awal diaktifkan
(beginning of life) dengan 30 kolom bahan bakar.
Pada
sebuah reaktor, distribusi daya paling baik adalah ketika dayanya sama di setiap
titik di teras reaktor. Sedangkan pada gambar 5 dapat dilihat bahwa masih
terdapat peaking power, sehingga dibutuhkan pemerataan daya dengan memperbanyak
variasi bahan bakar pada teras, dengan melakukan perhitungan neutronik teras
heterogen yang akan dilakukan pada penelitian selanjutnya.
4. Pressurized Heavy Water Reactor-Canadian Deuterium Uranium (PHWR)
Setelah
perang dunia kedua berakhir, Kanada mulai mengembangkan PLTN tipe reaktor air
berat (air berat: D2O, D: deuterium) berbahan bakar uranium alam.
Reaktor ini dirancang khusus oleh Kanada dan disebut CANDU (Canadian
Deuterium Uranium), dengan menggunakan air berat sebagai bahan moderator
neutron. Karakteristika reaktor tipe CANDU adalah bentuk pipa tekan yang
disusun horisontal, di dalamnya terdapat perangkat bahan bakar yang pendek (kira-kira
50 cm), bahan bakar dapat ditukar-ganti pada saat reaktor sedang beroperasi dan
sebagai bahan bakar dapat digunakan uranium alam. Di Kanada, sejak tahun 1960
telah dikembangkan standar bahan bakar untuk PLTN dari reaktor tipe ini.
Hingga
akhir tahun 2000, di Kanada telah dioperasikan reaktor tipe CANDU sebanyak 14
buah dengan kontribusi daya listrik sebesar 10.615 MWe. Selain dipakai di
Kanada, reaktor CANDU juga diekspor ke luar Kanada. Di dunia terdapat 33
buah reaktor CANDU yang sedang beroperasi, 9 buah sedang dibangun dan 8 buah
direncanakan akan dibangun.
Sejarah Pengembangan CANDU
Tabel
1 memperlihatkan sejarah pengembangan reaktor CANDU. CANDU adalah singkatan dari
"Canadian Deuterium Uranium" yang ditujukan untuk PLTN air berat
(Pressurized Heavy Water Reactor, PHWR) yang dirancang oleh Kanada. Air berat
digunakan sebagai bahan moderator, dan air yang mengalir di dalam pipa tekan
yang terpasang secara horisontal dalam teras reaktor digunakan sebagai
pendinginnya. Setelah perang dunia kedua berakhir, Kanada berinisiatif untuk
mengembangkan PLTN berbahan uranium alam (tanpa pengayaan U-235) yang sangat
banyak diproduksi Kanada. Itulah awal pengembangan reaktor CANDU. Langkah awal
pengembangan dimulai dengan pembuatan prototipe reaktor.
Kekritisan
daya nol dari reaktor eksperimental terjadi pada tahun 1945, dilanjutkan dengan
reaktor NRX yang mencapai kekritisan pertama pada tahun 1947. Pada tahun 1957
reaktor NRU berhasil pula mencapai kekritisan. Langkah selanjutnya adalah
pembangunan reaktor daya eksperimental 25 MWe NPD-2 (Nuclear Power
Demonstration) pada tahun 1962. Keberhasilan NPD-2, dilanjutkan dengan
persiapan rekayasa dari reaktor pembangkit daya dengan moderator grafit dan
bahan bakar uranium alam di dalam pipa tekan yang berpendingin air. Reaktor
inilah yang secara resmi disebut sebagai reaktor CANDU. Sebagai PLTN, reaktor ini
pertama kali dibangun di Douglas Point pada tahun 1967 dan mencapai 100 % daya
penuh yaitu, 218 MWe. Berdasarkan pengalaman pengoperasian NPD-2 dan Douglas
Point, Kanada mulai melakukan pengembangan seperlunya sehingga pada saat ini
reaktor CANDU mempunyai peran yang tidak kecil.
Status Pembangunan dan Operasi CANDU
Tabel 2
memperlihatkan daftar reaktor CANDU yang beroperasi di seluruh dunia.
Berdasarkan pengalaman operasi di PLTN Douglas Point, perusahaan Ontario-Hydro
menetapkan untuk membangun 4 unit PLTN lainnya di lokasi Douglas Point.
Perkembangan berlanjut, pada tahun 1971 telah berhasil dibangun dan
dioperasikan PLTN Pickering A (540 MWe x 4), PLTN Bruce A (940 MWe x 4), PLTN
Pickering B (540 MWe x 4), PLTN Bruce B (840 MWe x 4). Beberapa PLTN CANDU
berdaya kecil berhasil dibangun di antaranya Gentilly-2 675 MWe oleh perusahaan
Hydro-Qubec, PLTN Point Lepreau 680 MWe oleh perusahaan New Brunswick.
PLTN Bruce A
milik perusahaan Ontario-Hydro tidak hanya dipakai untuk membangkitkan daya
listrik, tetapi uap sisa yang dihasilkan juga dipakai untuk pabrik air berat
perusahaan Ontario-Hydro. Selain itu sisa uap dikirim ke sentra produksi (rumah
kaca tanaman tomat, pabrik etanol) di sekitar PLTN. Sementara itu dua PLTN
Pickering dan Bruce juga memasok uap untuk perusahaan cobalt-60 yang memasok
70-80 % pasar dunia.
Perkembangan terbaru yang mencengangkan adalah pengembangan
CANDU-3 berdaya menengah (450 MWe) yang dipasarkan oleh perusahaan tenaga atom
Kanada AECL. CANDU-3 dikembangkan dengan basis CANDU-6 (60 MWe). Melalui
perbaikan rancang bangun dan penerapan teknik pembangunan yang baru, biaya
pembangunan dapat ditekan sehingga mendekati biaya pembangunan CANDU-6 yang
dayanya hanya 60 MWe. Oleh karena AECL juga mengincar pasar Amerika, maka
reaktor CANDU didaftarkan ke US NRC untuk mendapat sertifikat kelayakan dari
NRC. Tetapi karena besarnya biaya yang harus dikeluarkan untuk kepentingan itu,
maka pada bulan Maret 1995 rencana ini dibatalkan sampai batas waktu yang belum
ditentukan.
Pada akhir tahun
2000, di dunia terdapat 33 buah PLTN tipe CANDU yang sedang beroperasi, 9 buah
sedang dalam tahap pembangunan dan 8 buah dalam rencana pembangunan. Dari 33
buah PLTN CANDU yang beroperasi, 24 buah berada di Kanada di mana 2 buah
(Douglas Point dan Gentilly-1) di antaranya akan didekomisioning (istilah untuk
penutupan reaktor nuklir).
Selain
beroperasi di Kanada, CANDU juga di ekspor ke luar Kanada. Sebagai contoh
reaktor Crown yang ada di India, dengan air berat bertekanan (pressurized heavy
water reactor), dapat diklasifikasikan sebagai reaktor tipe CANDU. Reaktor air
berat bertekanan yang beroperasi di Argentina untuk produksi Co-60 juga dapat
digolongkan sebagai reaktor tipe CANDU. Di Korea beroperasi 4 buah PLTN tipe
CANDU, yaitu Wolson-1, 2, 3, 4. Di India terdapat 12 buah PLTN tipe CANDU dalam
status beroperasi yaitu, Kaiga-1,2; Kakrapar-1,2; Madras-1,2; Narora-1,2;
Rajasthan-1, 2, 3, 4. Dua reaktor Tarapur-3,4 sedang dalam pembangunan, dan 8
buah dalam rencana pembangunan. Di Pakistan beroperasi satu PLTN tipe CANDU
(Karachi). Di Rumania beroperasi satu PLTN CANDU (Cernavoda-1), dan 4 buah
(Cernavoda-2, 3, 4, 5) sedang dalam pembangunan, salah satu di antaranya telah
siap pada tahun 2002. Di Argentina beroperasi satu PLTN tipe CANDU (Embalse)
dan dua reaktor tergolong CANDU, yaitu reaktor tabung tekan air berat
(Atucha-1, 2). Di China, dibangun dua PLTN tipe CANDU (Qinshan-1,2) yang akan
selesai pada tahun 2003.
Prinsip kerja PLTN tipe CANDU
Konsep CANDU diperlihatkan pada Gambar 1. Gambar 2 memperlihatkan deskripsi bangunan PLTN
Pickering-1. Parameter desain reaktor tipe CANDU diperlihatkan pada Tabel 4.
Teras reaktor CANDU terdiri dari kumpulan pipa tekan yang diletakkan secara
horisontal yang disebut sebagai Kalandria. Jadi Kalandria adalah silinder
"shell and tube" yang diletakkan secara horisontal, di dalamnya
terdapat pipa-pipa tekan dan batang kendali. Kalandria terdiri dari tangki yang
diisi dengan air berat sebagai moderator neutron, di dalamnya terdapat pipa
tekan dalam jumlah besar yang disusun berbentuk kisi bujur sangkar. Pipa tekan
ini menembus dua penutup tangki kalandria, dan di dalam pipa tekan ini
diletakkan beberapa perangkat bahan bakar (panjang perangkat ± 50 cm, panjang
kalandria ± 5 meter) yang disusun secara horisontal. Dalam kalandria, moderator
dan pendingin tidak bercampur. Moderator air berat berada di ruang antara
pipa-pipa tekan, sedangkan pendingin berada dalam pipa tekan. Jadi moderator
(air berat) dan pendingin (air biasa) dipisahkan oleh dinding pipa tekan. Bahan
yang dipakai untuk dinding kalandria dan pipa tekan adalah bahan yang tidak
banyak menyerap neutron yaitu logam paduan zirkalloy-2. Untuk menjaga jarak
antara tabung tekan dan dinding kalandria terdapat "spacer" yang
diisi oleh gas karbondioksida untuk isolasi termal.
Pada sistem
pengendalian reaktivitas, selain sistem pengendalian pada waktu operasi normal
dan waktu memadamkan reaktor, terdapat dua sistem pengendalian darurat yang
saling terpisah, yaitu pengendalian darurat dengan batang kendali dan injeksi
cepat racun reaksi fisi (zat yang menghambat reaksi fisi ) ke dalam moderator
neutron (air berat). Semua sistem ini berada dalam daerah moderator di dalam
kalandria yang dapat dioperasikan pada temperatur dan tekanan ruang sehingga
keandalannya menjadi tinggi.
Energi panas
dari teras reaktor diambil oleh sistem pendingin primer yang mengalir dalam
pipa tekan. Pipa-pipa tekan dalam kalandria dibagi menjadi dua kelompok,
masing-masing kelompok menjadi bagian dari untai pendingin yang saling
terpisah. Setiap untai mempunyai dua pembangkit uap dan dua pompa pendingin
primer. Dalam kalandria, dua kelompok pipa tekan ini dipilih sedemikian
sehingga dua pipa tekan yang saling berdekatan bergabung dalam kelompok berbeda
dan aliran pendingin di dalamnya bergerak dengan arah berlawanan, dengan
demikian arah aliran pendingin primer akan membentuk seperti angka 8. Dengan
sistem pendingin primer seperti diuraikan di atas, jalur pemipaan menjadi lebih
efisien, dapat menghemat perlengkapan maupun kapasitas air berat dan
kesetimbangan panas teras menjadi lebih efisien.
Perangkat bahan
bakar dengan panjang 50 cm, tersusun dari 28 batang (pada pengembangan
berikutnya menjadi 37 batang) bahan bakar yang disusun secara konsentris
berlapis. Batang-batang bahan bakar ini diikat dengan las pada kedua ujung
perangkat dengan piringan penopang. Batang bahan bakar terbuat dari kelongsong
zirkalloy-4 yang diisi dengan pelet
bahan bakar uranium (alam) oksida. Dengan berhasilnya pengembangan bahan
bakar baru, bagian dalam kelongsong dapat dilapisi dengan grafit (CANLUB),
sehingga bahan bakar menjadi lebih tahan terhadap perubahan daya yang drastis
pada saat penggantian bahan bakar sewaktu reaktor beroperasi.
Beberapa keistimewaan PLTN tipe CANDU
adalah sebagai berikut:
1.
Penggantian
bahan bakar pada saat reaktor sedang beroperasi. Penggantian bahan bakar
semacam ini dapat dilakukan karena pada kedua sisi horisontal dari kalandria
terdapat dua fasilitas mesin penggantian bahan bakar. Pada satu sisi, mesin
memasukkan 2 perangkat bahan bakar baru,
dan secara bersamaan pada sisi lain mesin mengambil 2 perangkat bahan bakar
bekas. Dalam satu siklus pengoperasian pipa tekan berisi 12 buah perangkat, dan
2/3 bagian (8 buah) mengalami penggantian selama operasi. Pada pipa tekan lain
terjadi hal yang serupa. Oleh karena itu dalam teras reaktor komposisi bahan
bakar menjadi bercampur, terdiri dari bahan bakar baru, bahan bakar setengah
pakai dan bahan bakar yang sudah hampir habis masa pakainya. Karena kondisi
ini, reaktor beroperasi dengan reaktivitas-berlebih yang rendah. Hal ini
merupakan keistimewaan CANDU dibandingkan dengan reaktor air ringan. Dengan
mekanisme dan desain ini pemanfaatan neutron menjadi lebih optimal dan
pembakaran uranium alam dapat dilakukan lebih efisien. Pada reaktor air ringan,
pengisian bahan bakar dilakukan pada saat reaktor berhenti, hal ini menyebabkan
tingkat keberlangsungan operasi menjadi lebih rendah jika dibandingkan dengan
CANDU.
2.
Jika terjadi
kebocoran pendingin primer pada pipa tekan, hal ini segera dapat terdeteksi
dari lapisan gas antara kalandria sehingga pipa tekan yang bocor saja yang
perlu diganti. Jika dalam suatu pipa tekan terdapat bahan bakar yang bocor, hal
ini segera dapat terdeteksi dan penggantian perangkat bahan bakar pada pipa
tekan di mana bahan bakarnya mengalami kerusakan segera dapat diganti dengan
bahan bakar baru. Selanjutnya pendingin pada pipa tekan tersebut disirkulasikan
ke unit pemurnian.
3.
Reaktor CANDU
berbeda dengan reaktor bejana tekan bermoderator air berat. Jumlah air yang
berada pada sistem pendingin primer sedikit, sehingga apabila terjadi
kecelakaan, pelepasan energi dari sistem
primer juga rendah. Hal ini menyebabkan kerusakan yang terjadi dalam bangunan
reaktor menjadi ringan.
4.
Berbeda dengan
reaktor air ringan, sistem pendingin primer dilengkapi dengan pengolah air
pendingin, sehingga untuk perlengkapan dan pipa distribusi pendingin dapat
digunakan baja karbon yang lebih stabil daripada stainless steel.
5.
Pada teras
reaktor CANDU, desain perangkat bahan bakar dan pipa tekan tidak mengalami
banyak perubahan. Oleh karena itu dengan menambah jumlah pipa tekan saja
kemampuan pembangkitan daya reaktor dapat ditingkatkan. Sebagai contoh, reaktor
Darlington 930 MWe dayanya dapat ditingkatkan menjadi 1100 MWe.
6.
Selain itu, reaktor
CANDU yang biasanya menggunakan uranium diperkaya 0,9 – 1,3%, dapat menggunakan
bahan bakar uranium yang diperkaya dengan plutonium seperti bahan bakar MOX
(mixed oxide fuel), tanpa harus disertai dengan penggantian
fasilitas/perlengkapan reaktor yang ada. Dengan penggunaan bahan bakar MOX,
efisiensi utilisasi bahan bakar dapat ditingkatkan hingga 30%. Pada reaktor
CANDU bahan bakar uranium dapat dibakar hingga U-235 yang terkandung di
dalamnya habis.
