The light-water reactor (LWR) adalah jenis reaktor termal-neutron
yang menggunakan air biasa, bukan air berat, baik sebagai pendingin maupun
moderator neutron; selanjutnya bentuk padat dari elemen fisil digunakan sebagai
bahan bakar. Reaktor neutron termal adalah jenis reaktor nuklir yang paling
umum, dan reaktor air ringan adalah jenis reaktor neutron termal yang paling
umum.
Gambar
1. Simple LWR.
Light-water reactor (LWR) telah menghasilkan listrik selama lebih
dari lima dekade untuk jaringan listrik lebih dari 20 negara. Sebagian besar
reaktor ini dibangun menggunakan serangkaian paduan dan bahan yang telah
berubah sangat sedikit selama beberapa dekade. Bahan struktural yang paling
umum didasarkan pada tiga elemen, besi (Fe), kromium (Cr) dan nikel (Ni)
seperti baja tahan karat dan paduan berbasis nikel. Sebagian besar paduan
Fe-Cr-Ni mengandung cukup Cr untuk menjadikannya pasif dengan korosi umum yang
rendah di lingkungan LWR yang khas. Karena kimia air dalam reaktor sangat
terkontrol, tanpa pengotor agresif seperti ion klorida atau sulfat, korosi lokal
tidak menjadi masalah untuk paduan struktural umum. Mode kegagalan yang paling
umum dari paduan Fe-Cr-Ni adalah retak yang dibantu lingkungan atau retak
korosi tegangan (SCC), yang saat ini dipahami dengan baik dan berhasil
dikurangi, terutama dengan melarutkan gas hidrogen ke dalam pendingin.
Bahan dasar lainnya dalam
teras reaktor adalah paduan berbasis zirkonium yang digunakan untuk kelongsong
batang bahan bakar. Paduan batang bahan bakar tradisional adalah Zircaloy-2
dan Zircaloy-4, yang masing-masing digunakan secara teratur dalam
reaktor air mendidih dan sistem reaktor air bertekanan. Sangat awal dalam
pengembangan paduan (awal 1950-an), dipahami bahwa sejumlah kecil (<2%)
elemen paduan sangat mengurangi laju korosi umum paduan zirkonium. Masalah korosi
tradisional paduan zirkonium, seperti korosi nodular, korosi bayangan dari sisi
air, dan SCC dari sisi bahan bakar, sekarang dipahami dengan baik dan
terkendali. Debris fretting dari sisi pendingin tetap menjadi mode kegagalan
utama kelongsong bahan bakar paduan zirkonium. Seiring waktu, proses degradasi
paduan zirkonium berhasil diidentifikasi dan dikelola untuk memungkinkan
penggunaannya dalam pembangkit listrik tenaga nuklir selama lebih dari enam
dekade.
Gambar
2. Reactor core.
Gambar
3. Penampang bagian inti reaktor.
Batang kendali biasanya
digabungkan ke dalam rakitan batang kendali — biasanya 20 batang untuk rakitan
reaktor air bertekanan komersial — dan dimasukkan ke dalam tabung pemandu di
dalam elemen bahan bakar. Batang kendali dikeluarkan dari atau dimasukkan ke
dalam inti pusat reaktor nuklir untuk mengontrol jumlah neutron yang akan
memecah atom uranium lebih lanjut. Hal ini pada gilirannya mempengaruhi daya
termal reaktor, jumlah uap yang dihasilkan, dan karenanya listrik yang dihasilkan.
Batang
kendali sebagian dikeluarkan dari inti untuk memungkinkan terjadinya reaksi
berantai. Jumlah batang kendali yang dimasukkan dan jarak penyisipannya dapat
divariasikan untuk mengendalikan reaktivitas reaktor.
Biasanya
ada juga cara lain untuk mengendalikan reaktivitas. Dalam desain PWR, penyerap
neutron terlarut, biasanya asam borat, ditambahkan ke pendingin reaktor yang
memungkinkan ekstraksi lengkap batang kendali selama operasi daya stasioner
memastikan distribusi daya dan fluks yang merata di seluruh teras. Operator
desain BWR menggunakan aliran pendingin melalui teras untuk mengontrol
reaktivitas dengan memvariasikan kecepatan pompa resirkulasi reaktor.
Peningkatan aliran pendingin melalui teras meningkatkan penghilangan gelembung
uap, sehingga meningkatkan densitas pendingin/moderator dengan hasil
peningkatan daya.
Reaktor air ringan juga
menggunakan air biasa untuk menjaga agar reaktor tetap dingin. Sumber
pendingin, air ringan, disirkulasikan melewati teras reaktor untuk menyerap
panas yang dihasilkannya. Panas dibawa pergi dari reaktor dan kemudian
digunakan untuk menghasilkan uap. Kebanyakan sistem reaktor menggunakan sistem
pendingin yang secara fisik terpisah dari air yang akan direbus untuk
menghasilkan uap bertekanan untuk turbin, seperti reaktor air bertekanan.
Tetapi di beberapa reaktor air untuk turbin uap direbus langsung oleh teras
reaktor, misalnya reaktor air didih.
Gambar
4. Pendingin reaktor dan sirkuit pasokan
uap.
Penggunaan air biasa
mengharuskan dilakukannya sejumlah pengayaan bahan bakar uranium sebelum
kekritisan reaktor yang diperlukan dapat dipertahankan. Reaktor air ringan
menggunakan uranium 235 sebagai bahan bakar, diperkaya hingga sekitar 3 persen.
Meskipun ini adalah bahan bakar utamanya, atom uranium 238 juga berkontribusi
pada proses fisi dengan mengubahnya menjadi plutonium 239; sekitar
satu-setengah dari yang dikonsumsi dalam reaktor. Reaktor air ringan umumnya
diisi ulang setiap 12 hingga 18 bulan, di mana pada saat itu, sekitar 25 persen
bahan bakar diganti. UF6 yang diperkaya diubah menjadi bubuk uranium
dioksida yang kemudian diolah menjadi bentuk pelet. Pelet kemudian dibakar
dalam tungku sintering bersuhu tinggi untuk membuat pelet keramik keras dari
uranium yang diperkaya. Pelet berbentuk silinder kemudian mengalami proses
penggilingan untuk mencapai ukuran pelet yang seragam. Uranium oksida
dikeringkan sebelum dimasukkan ke dalam tabung untuk mencoba menghilangkan
kelembaban dalam bahan bakar keramik yang dapat menyebabkan korosi dan
penggetasan hidrogen. Pelet ditumpuk, sesuai dengan spesifikasi desain
masing-masing inti nuklir, ke dalam tabung paduan logam tahan korosi. Tabung
disegel untuk menampung pelet bahan bakar: tabung ini disebut batang bahan
bakar. Batang bahan bakar jadi dikelompokkan dalam rakitan bahan bakar khusus
yang kemudian digunakan untuk membangun inti bahan bakar nuklir dari reaktor
daya. Logam yang digunakan untuk tabung tergantung pada desain reaktor – baja
tahan karat digunakan di masa lalu, tetapi sebagian besar reaktor sekarang menggunakan
paduan zirkonium. Untuk jenis reaktor yang paling umum, tabung dirakit menjadi
bundel dengan tabung berjarak jarak yang tepat. Bundel ini kemudian diberi
nomor identifikasi unik, yang memungkinkan mereka untuk dilacak dari pembuatan
melalui penggunaan dan pembuangan.
Gambar
5. Pellet bahan bakar.
Gambar
6. Batang bahan bakar.
Gambar
7. Bundel bahan bakar menunjukkan
jaringan pendukung.
Moderator neutron adalah
media yang mengurangi kecepatan neutron cepat, sehingga mengubahnya menjadi neutron
termal yang mampu mempertahankan reaksi berantai nuklir yang melibatkan
uranium-235. Moderator neutron yang baik adalah bahan yang penuh dengan atom
dengan inti ringan yang tidak mudah menyerap neutron. Neutron menyerang inti
dan terpental. Setelah tumbukan yang cukup, kecepatan neutron akan sebanding
dengan kecepatan termal inti; neutron ini kemudian disebut neutron termal.
Reaktor air ringan
menggunakan air biasa, juga disebut air ringan, sebagai moderator neutronnya.
Air ringan menyerap terlalu banyak neutron untuk digunakan dengan uranium alam
yang tidak diperkaya, dan oleh karena itu pengayaan uranium atau pemrosesan
ulang nuklir menjadi perlu untuk mengoperasikan reaktor semacam itu,
meningkatkan biaya keseluruhan. Ini membedakannya dari reaktor air berat, yang
menggunakan air berat sebagai moderator neutron. Sementara air biasa memiliki
beberapa molekul air berat di dalamnya, itu tidak cukup untuk menjadi penting
di sebagian besar aplikasi. Dalam reaktor air bertekanan, air pendingin
digunakan sebagai moderator dengan membiarkan neutron mengalami beberapa
tumbukan dengan atom hidrogen ringan di dalam air, kehilangan kecepatan dalam
prosesnya. Moderasi neutron ini akan lebih sering terjadi ketika air lebih padat,
karena lebih banyak tumbukan akan terjadi.
Tabel
1. Parameter desain untuk rakitan bahan
bakar.
BWR (Boiling Water Reactor) /
Reaktor Air Didih
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. Dalam BWR air dalam teras reaktor dibiarkan mendidih di bawah tekanan 75
atmosfer, menaikkan titik didih menjadi 285 °C dan uap yang dihasilkan
digunakan langsung untuk menggerakkan turbin uap. 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 negatif dapat menahan kenaikan daya reaktor, sehingga
penambahan reaktivitas (penaikan daya reaktor) dapat dikendalikan secara stabil
dengan batang kendali. Karena uap terkena inti, ada beberapa kontaminasi
radioaktif dari turbin tetapi ini berumur pendek dan turbin biasanya dapat
diakses segera setelah dimatikan.
Gambar 8. Struktur reaktor BWR.
Gambar 9. Containment structure.
Gambar 10. Struktur bundel bahan
bakar reaktor tipe BWR.
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.
Reaktor air mendidih
(BWR) adalah teknologi paling luas kedua dengan pangsa sekitar 18%. Sama halnya
dengan PWR, ia menggunakan jenis bahan bakar dan air ringan yang sama sebagai
pendingin dan moderator. Perbedaan utama dari teknologi BWR adalah bahwa hanya
ada satu putaran: air yang sama digunakan sebagai pendingin, moderator dan media
kerja dalam siklus turbin uap.
BWR terdiri dari reaktor,
yang menampung batang bahan bakar. Air ringan dipompa melalui bejana dan
menyerap panas, yang dilepaskan di inti reaktor selama reaksi fisi nuklir.
Sementara air disimpan di bawah tekanan rendah sekitar 7 MPa, air akan mendidih
di inti sekitar [3] sehingga disebut reaktor air mendidih. Uap kemudian
diumpankan langsung ke turbin uap, sehingga pendingin juga bertindak sebagai
fluida kerja (lihat Gambar dibawah ini).
Gambar 11. Containment structure.
Uap kemudian mengalir
melalui turbin uap dan didinginkan di kondensor. Air kemudian dipompa kembali
ke siklus oleh pompa sirkulasi utama. Dengan cara ini, dalam desain BWR, loop
utama keluar dari bangunan penahanan. Oleh karena itu kebocoran pada bagian loop
tersebut dapat menyebabkan penyebaran air radioaktif yang tidak akan terkekang
kuat seperti di dalam bangunan penahanan. Ini berarti kekhawatiran yang lebih
besar tentang kemungkinan kontaminasi lingkungan di sekitar reaktor.
Di sisi lain, keberadaan
uap di bagian atas bejana reaktor (yang berfungsi sebagai pembangkit uap
besar), memiliki sifat yang lebih buruk daripada neutron sedang. Oleh karena
itu, jika terjadi panas berlebih, akan ada lebih banyak uap dan oleh karena itu
kapasitas yang lebih kecil untuk memperlambat neutron, dan mereka akan kurang
efisien dalam menyebabkan fisi baru. Ini berarti bahwa keberadaan uap merupakan fitur keamanan
alami dari desain ini [3].
Karena
alasan teknologi, batang kendali terletak di bagian bawah reaktor, sedangkan di
bagian atas ada peralatan khusus untuk memisahkan air dari uap dan mengirim uap
ke siklus. Karena fakta ini, batang kendali pengaman harus didorong ke atas
daripada bisa jatuh jika terjadi keadaan darurat.
PWR (Pressurized Water Reactor) / Reaktor Air Tekan
Reaktor air bertekanan
(PWR) juga menggunakan air biasa atau air ringan sebagai pendingin dan
moderator. Namun, pada sistem PWR air pendingin dijaga agar tetap berada di
bawah tekanan sehingga tidak dapat mendidih. PWR berbeda dalam hal lain dari
reaktor air mendidih; pendingin primer tidak menggerakkan turbin uap.
Sebaliknya, panas dari sistem pendingin air primer ditangkap dalam penukar
panas dan dipindahkan ke air dalam sistem sekunder. Air dalam sistem kedua
inilah yang dibiarkan mendidih dan menghasilkan uap untuk menggerakkan turbin.
Inti dari PWR diisi
dengan air, bertekanan hingga 150 atmosfer, memungkinkan air mencapai 325 °C
tanpa mendidih. Penggunaan siklus air kedua menimbulkan kerugian energi yang
membuat PWR kurang efisien dalam mengubah energi dari reaksi nuklir menjadi
listrik. Namun, pengaturan tersebut memiliki keunggulan lain dalam hal
pemanfaatan bahan bakar dan kepadatan daya, sehingga dapat bersaing dengan BWR.
Hal ini juga memungkinkan reaktor menjadi lebih kompak.
Gambar 12. Containment structure.
PWR menggunakan bahan
bakar uranium yang diperkaya dengan tingkat pengayaan yang sedikit lebih tinggi
daripada di BWR. Ini bertanggung jawab untuk kepadatan daya yang lebih tinggi
di dalam teras reaktor. Seperti halnya BWR, bahan bakar dimasukkan ke dalam inti
dalam bentuk pelet uranium-oksida. Sebuah PWR khas akan berisi 100 ton uranium.
Pengisian bahan bakar dilakukan dengan melepas bagian atas inti. Namun, dalam
PWR, batang kendali dimasukkan dari atas, memungkinkan gravitasi bertindak
sebagai pengaman kegagalan jika terjadi kecelakaan.
Sebuah PWR khas memiliki
kapasitas pembangkit 1000 MW. Efisiensinya sekitar 33%. PWR adalah reaktor
paling populer yang digunakan secara global, dengan lebih dari 250 yang
beroperasi. PWR komersial yang paling penting dikembangkan oleh Westinghouse
untuk propulsi kapal dan kemudian diubah menjadi pembangkit listrik. Rusia
mengembangkan versi PWR mereka sendiri yang disebut VVER dan unit jenis ini
terus beroperasi di Rusia dan negara-negara bekas Soviet. Prancis juga mengembangkan
PWR yang didasarkan pada desain Westinghouse tetapi desainnya kemudian
menyimpang sehingga yang Prancis sekarang menjadi desain independen.
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.
Gambar
13. Skema sistem utama dari PWR.
Gambar dibawah ini menunjukkan tampilan penampang dari
PWR tipikal. Seperti ditunjukkan pada gambar, air memasuki bejana tekan pada
suhu sekitar 290 ° C, mengalir ke bawah di sekitar bagian luar inti di mana ia
berfungsi sebagai reflektor, melewati ke atas melalui inti di mana ia
dipanaskan, dan kemudian keluar dari bejana dengan suhu sekitar 325 °C. Air
dalam PWR dipertahankan pada tekanan tinggi: sekitar 15 MPa. Pada tekanan ini,
air tidak akan mendidih, setidaknya tidak terlalu banyak.
Karena air tidak mendidih
di dalam reaktor, uap untuk turbin harus diproduksi di luar reaktor. Ini
dilakukan di pembangkit uap, yang merupakan penukar panas dengan air bertekanan
di sisi panas. Sebuah generator uap khas ditunjukkan pada Gambar dibawah ini.
Air pendingin bertekanan tinggi yang dipanaskan dari reaktor masuk di bagian
bawah dan mengalir ke atas dan kemudian ke bawah melalui beberapa ribu tabung
masing-masing dalam bentuk U terbalik. Permukaan luar tabung ini bersentuhan
dengan tekanan rendah dan air umpan yang lebih dingin kembali dari turbin
kondensor. Panas yang dipindahkan dari air panas di dalam tabung menyebabkan
air umpan mendidih dan menghasilkan uap. Bagian bawah dari pembangkit uap
dimana perebusan ini terjadi disebut bagian evaporator. Uap basah yang
dihasilkan di evaporator mengalir ke atas ke bagian pembangkit uap yang dikenal
sebagai bagian drum uap. Di sini uap dikeringkan di berbagai pemisah uap air
sebelum keluar ke turbin. Generator uap juga diproduksi dengan tabung lurus
daripada tabung U. Sistem PWR besar menggunakan sebanyak empat pembangkit uap,
yang menghasilkan uap pada sekitar 293°C atau 560°F dan 5 MPa atau 750 psi. Ini
memberikan efisiensi keseluruhan antara 32% dan 33% untuk pembangkit PWR.
Gambar
14. Konstruksi dalam bejana tekan reaktor PWR.
Gambar 15. Containment structure.
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.
SSTAR
(Small, Sealed, Transportable, Autonomous
Reactor)
Small, Sealed,
Transportable, Autonomous Reaktor (SSTAR) adalah reaktor nuklir berpendingin
timbal yang diusulkan yang terutama diteliti dan dikembangkan di Amerika
Serikat oleh Lawrence Livermore National Laboratory. Ini dirancang sebagai
reaktor breeder cepat yang aman secara pasif. Ini memiliki sumber bahan bakar
mandiri uranium-235 dan uranium-238 yang sebagian akan dikonsumsi oleh fisi
neutron cepat dan, yang lebih penting, diubah menjadi lebih banyak bahan fisil
(plutonium "berkembang biak"). Ini harus memiliki masa operasi 30 tahun, menyediakan
sumber daya konstan antara 10 dan 100 megawatt.
Gambar 16. Penampang SSTAR.
Versi 100 megawatt
diharapkan memiliki tinggi 15 meter dengan lebar 3 meter, dan berat 500 ton.
Versi 10 megawatt diperkirakan memiliki berat kurang dari 200 ton. Untuk
mendapatkan rentang hidup 30 tahun yang diinginkan, desain membutuhkan
reflektor neutron bergerak untuk ditempatkan di sekitar bagian kolom bahan
bakar. Perjalanan reflektor yang lambat ke bawah melalui seluruh panjang kolom
akan menyebabkan bahan bakar dibakar dari atas kolom ke bawah. Karena unit akan
disegel, diharapkan reaksi breeder akan digunakan untuk memperpanjang umur
bahan bakar.
Diakui secara luas bahwa
negara berkembang adalah area berikutnya untuk pertumbuhan permintaan energi
utama, termasuk permintaan untuk sistem energi nuklir baru dan canggih. Dengan
terbatasnya infrastruktur industri dan jaringan yang ada, akan ada kebutuhan
penting untuk sistem energi nuklir masa depan yang dapat menyediakan
peningkatan tenaga listrik kecil atau sedang (10-700 MWe) pada jaringan kecil
atau belum matang di negara berkembang. Baru-baru ini, kemitraan energi nuklir
global (GNEP) telah mengidentifikasi, sebagai salah satu tujuan utamanya,
pengembangan dan demonstrasi konsep untuk reaktor kecil dan menengah (SMR) yang
dapat digunakan secara global sambil memastikan tingkat resistensi proliferasi
yang tinggi. . Sistem berpendingin timbal menawarkan beberapa keuntungan utama
dalam memenuhi tujuan ini. Konsep reaktor cepat berpendingin timah kecil yang
dikenal sebagai reaktor otonom kecil yang dapat diangkut aman (SSTAR) telah
dalam pengembangan berkelanjutan sebagai bagian dari program sistem energi
nuklir canggih AS. Ini adalah sistem yang dirancang untuk menyediakan keamanan
energi bagi negara berkembang sambil menggabungkan fitur untuk mencapai tujuan
nonproliferasi, mengantisipasi tujuan GNEP. Makalah ini menyajikan motivasi
untuk pengembangan sistem energi nuklir yang dapat diterapkan secara
internasional serta ringkasan dari salah satu sistem tersebut, SSTAR, yang
merupakan sistem reaktor cepat berpendingin timbal Generasi IV AS.
SSTAR dimaksudkan untuk
tahan terhadap kerusakan, yang akan mencegah negara leasing membuka reaktor
untuk menggunakan plutonium yang dihasilkan untuk senjata nuklir. Fitur tahan kerusakan
akan mencakup pemantauan radio dan penonaktifan jarak jauh. Oleh karena itu,
negara leasing harus menerima kemampuan intervensi asing jarak jauh dalam
fasilitas tersebut. Namun, fitur tersebut mungkin mengganggu kemungkinan
pekerjaan pemulihan selama kecelakaan.
GCR
(Gas Cooled Reactor)
Reaktor berpendingin gas
menggunakan grafit sebagai moderator neutron dan gas karbon dioksida sebagai
pendingin. Dengan pangsa pasar 3%, semuanya dipasang di Inggris. Reaktor ini
menggunakan uranium alam atau sedikit diperkaya sebagai bahan bakar. Seperti
diilustrasikan pada Gambar dibawah ini, karbon dioksida bersirkulasi melalui
teras, menyerap panas dari elemen bahan bakar dan mencapai . Kemudian, mengalir
ke penukar panas, yang terletak di luar bejana tekan beton reaktor. Ini adalah
penukar panas gas-ke-air yang menggunakan prinsip sekali pakai untuk merebus
air yang mengalir melaluinya. Air tersebut kemudian digunakan untuk siklus uap
konvensional.
Gambar 17. Skema GCR.
Dalam desain ini, batang
kendali boron digunakan untuk menembus moderator dan mengendalikan reaksi.
Selain itu, mungkin ada sistem shutdown sekunder yang melibatkan injeksi
nitrogen ke dalam pendingin. Pada GCR generasi kedua, pembangkit uap terletak
di dalam bejana tekan beton, yang membutuhkan struktur yang jauh lebih besar
dan oleh karena itu biaya modal yang lebih tinggi.
AGR
(Advanced Gas-Cooled Reactor)
Advanced Gas-cooled
Reactor (AGR) adalah jenis reaktor berpendingin gas generasi kedua, menggunakan
grafit sebagai moderator neutron dan karbon dioksida sebagai pendingin,
dirancang dan dioperasikan di Inggris. Mereka telah menjadi tulang punggung
armada pembangkit nuklir Inggris sejak tahun 1980-an. AGR dikembangkan dari
reaktor Magnox, desain reaktor generasi pertama Inggris. Desain Magnox pertama
telah dioptimalkan untuk menghasilkan plutonium, dan untuk alasan ini ia
memiliki fitur yang tidak paling ekonomis untuk pembangkit listrik.
Gambar 18. Skema AGR.
Diagram skema Reaktor
Berpendingin Gas Lanjut. Perhatikan bahwa penukar panas penukar panas terdiri
dari beton bertulang dalam kombinasi dengan bejana tekan dan perisai radiasi.
1.
Charge tubes
2.
Control rods
3.
Graphite
moderator
4.
Fuel
assemblies
5.
Concrete
pressure vessel and radiation shielding
6.
Gas
circulator
7.
Water
8.
Water
circulator
9.
Heat
exchanger
10. Steam
Prototipe AGR memasuki
layanan di Windscale pada tahun 1962, tetapi AGR komersial pertama tidak
on-line sampai tahun 1976. Sebanyak empat belas reaktor AGR di enam lokasi
dibangun antara tahun 1976 dan 1988. Semua ini dikonfigurasi dengan dua reaktor
di satu gedung , dan masing-masing reaktor memiliki daya keluaran termal desain
1.500 MW yang menggerakkan set turbin-alternator 660 MW. Berbagai stasiun AGR
menghasilkan output dalam kisaran 555 MWe hingga 670 MWe meskipun beberapa
lebih rendah dari output desain karena batasan operasional. Pada Juni 2021, ada
enam stasiun pembangkit nuklir masing-masing dengan dua AGR yang beroperasi di
Inggris, dimiliki dan dioperasikan oleh EDF Energy.
Gambar
19. Ukuran reaktor AGR dibandingkan
dengan teknologi reaktor lain.
AGR menggunakan bahan
bakar oksida dan stasiun bekerja pada suhu yang jauh lebih tinggi dengan set
turbin-generator konvensional dengan efisiensi termal yang baik. Gambar dibawah
ini menunjukkan skema AGR dengan pengaturan kontrolnya.
Gambar
20. Skema AGR dengan pengaturan
kontrolnya.
Penukar panas menyediakan
cadangan energi yang menawarkan kemampuan untuk memenuhi perubahan permintaan
beban, sekitar 10 detik daya penuh tersedia. Ada beberapa manfaat dari energi
grafit panas. Perpindahan cepat air umpan menjadi uap melalui tabung sekunder
memiliki fitur membuat suhu saluran masuk pendingin primer merespon lebih cepat
terhadap perubahan permintaan yang dialami di ujung turbin dan karenanya dalam
perubahan suhu bahan bakar dan efek reaktivitas yang diakibatkannya. Jadi
meskipun AGR saat ini tidak dianggap selain beban dasar dan karenanya
dipisahkan, ada kemampuan bawaan yang dapat dimanfaatkan.
CAGR (Commercial
Advanced Gas Cooled Reactor)
Commercial Advanced Gas
Cooled Reactor (CAGR) adalah satu-satunya desain reaktor nuklir utama yang
menggunakan baja tahan karat. Sekitar 65 pelet bahan bakar berlubang, ujung
piringan (14 mm o.d., 5 mm i.d.) terkandung di dalam setiap pin, clad terdiri dari
tabung baja tahan karat setebal 0,38 mm sekitar 15 mm o.d. dan panjangnya
sekitar 1 m. Ujung pin disegel dengan tutup ujung seperti cangkir yang pas di
dalam pin dan segel dilas di sepanjang keliling rok tutup ujung dan ujung pin. Pengelasan melingkar
tambahan diterapkan pada pin dan penutup ujung sekitar pertengahan ketinggian
rok. Suhu penutup ujung dikurangi di bawah lapisan penutup dengan memasukkan
satu pelet insulasi alumina (sintox) pada setiap ujung tumpukan pelet bahan
bakar. Perpindahan panas dioptimalkan dengan pemesinan rusuk melingkar pada
permukaan luar clad; ini adalah 0,4 mm persegi di bagian dan memiliki pitch
(jarak) 2 mm. Elemen bahan bakar (Gambar dibawah ini) terdiri dari 36 pin bahan
bakar yang disusun dalam tiga cincin konsentris yang terdiri dari 6, 12 dan 18
pin. Ujung bawah pin ditahan pada posisinya oleh kisi-kisi, pemasangan dicapai
dengan melebarkan perpanjangan pendek pin di mana ia menonjol melalui
kisi-kisi. Grid ini dikerjakan dari bahan padat untuk menghasilkan komponen yang
kuat yang dapat menahan berat pin bahan bakar tanpa distorsi yang signifikan
bahkan pada 1300 °C. Titik tengah dan ujung atas pin ditopang oleh kawat gigi
yang dibuat dengan strip baja tahan karat las titik. Kisi-kisi, penyangga dan
pin terdapat dalam dua silinder atau selongsong grafit konsentris. Selongsong
ganda ini memungkinkan kisi-kisi dan penyangga diposisikan sementara juga
menyediakan celah gas melingkar kecil di antara selongsong yang mengurangi
kehilangan panas oleh konduksi termal ke moderator yang dipertahankan pada suhu
saluran masuk dekat-ke-gas oleh aliran bypass. Desain selongsong tunggal elemen
bahan bakar sedang dalam pengembangan yang akan memberikan peningkatan kekuatan
untuk pengisian bahan bakar saat beban.
Gambar
21. Potongan rakitan bahan bakar AGR
36-pin
HTGR
(High Temperature Gas Reactor) /
Reaktor Gas Suhu Tinggi
Gambar 22. Reaktor HTGR.
Reaktor Gas Suhu Tinggi
adalah jenis reaktor yang menggunakan pendingin gas CO2 atau Helium
(He) dan moderator grafit. Reaktor ini mampu menghasilkan panas hingga 750 °C dengan
efisiensi thermalnya sekitar 40 %. Panas
yang dibangkitkan dalam reaktor teras dipindahkan menggunakan pendingin He
(sistem primer) ke pembangkit uap. Dalam pembangkit uap ini panas akan diserap oleh
sistim uap air umpan (sistem sekunder) dan uap yang dihasilkannya dialirkan ke
turbin. Digunakan
gas agar dapat dilakukan pertukaran panas hingga 1000oC, sedangkan air hanya 400oC. Dalam reaktor ini juga ada sistim pemisah antara
sistim pendingin primer yang radioaktif dan sistim pendingin sekunder yang
tidak radioaktif. Elemen bahan bakar yang digunakan dalam Reaktor Gas Suhu
Tinggi berbentuk bola, tiap elemen mengandung 192 gram karbon, 0,96 gram U235
dan 10,2 gram Th232 yang dapat dibiakkan menjadi bahan bakar baru U233.
Proses fisi dalam teras reaktor mampu memanaskan gas He hingga mencapai suhu
750oC. Setelah terjadi pertukaran panas dengan sistim sekunder, suhu
gas He akan turun menjadi 250oC. Gas He selanjutnya dipompakan lagi
ke teras reaktor untuk mengambil panas fisi, demikian seterusnya. Dalam operasi
normal, reaktor ini membutuhkan bahan bakar bola berdiameter 60 mm sebanyak ± 675.000 butir yang diletakkan di dalam
teras reaktor. Rata-rata setiap butir bahan bakar tinggal di dalam teras selama
enam bulan pada operasi beban penuh.
HTGR diharapkan dapat
memperluas penggunaan panas nuklir untuk aplikasi panas non-listrik seperti
produksi hidrogen, pasokan panas proses, sebagian besar karena kemampuan
pasokan panas suhu tinggi serta karakteristik yang secara inheren aman.
Karakteristik tersebut sangat bergantung pada penggunaan partikel bahan bakar
berlapis keramik, moderator grafit, dan pendingin helium. Menjelang komersialisasi
HTGR, standar keamanan harus ditetapkan sepenuhnya dengan mempertimbangkan
karakteristik yang melekat pada HTGR. Selain itu, standar untuk sistem aplikasi
panas kopling, misalnya, pabrik produksi hidrogen harus dikembangkan.
HTGR menggunakan grafit
sebagai moderator. Grafit juga merupakan bahan struktural inti yang cocok
karena sifatnya yang sangat baik seperti penyerapan neutron yang rendah,
ketahanan yang tinggi terhadap radiasi, ketahanan panas yang tinggi (suhu
sublimasi: sekitar 3000 ° C), dan konduktivitas termal yang tinggi. Di sisi
lain, volume besar diperlukan untuk moderator karena daya pelambatan lebih
rendah daripada air. Sebagai moderator grafit juga berfungsi sebagai bahan
struktural inti, ukuran inti HTGR meningkat dan kepadatan daya termal menurun
dibandingkan dengan LWR. Akibatnya, inti HTGR memiliki kapasitas panas yang
besar, yang berkontribusi pada keamanan yang sangat baik.
HTGR menggunakan helium
sebagai pendingin dan grafit sebagai moderator serta bahan struktural. Desain
inti zona tunggal diadopsi, di mana elemen bahan bakar berbentuk bola
ditempatkan. Inti reaktor aktif berbentuk silinder memiliki diameter luar 3,0 m
dan tinggi efektif 11,0 m. Volume teras efektif adalah 77,8 m3. Dalam inti
kesetimbangan, teras reaktor mengandung 420.000 elemen bahan bakar.
Reflektor termasuk
reflektor grafit atas, samping, dan bawah. Reflektor grafit terbuat dari blok
grafit, yang dibangun lapis demi lapis. Pada arah melingkar, setiap lapisan
reflektor grafit terdiri dari 30 blok grafit. Di dalam blok reflektor grafit
samping, jumlah saluran yang sesuai dirancang untuk sistem penghentian reaktor
dan untuk aliran helium. Reflektor bawah mengambil bentuk kerucut di permukaan
atas untuk memfasilitasi aliran kerikil. Di dalam reflektor bawah, saluran dirancang
untuk aliran helium panas. Ruang helium panas dirancang di area reflektor
bawah, di mana helium panas dari suhu outlet yang berbeda dicampur dan kemudian
diarahkan ke saluran gas panas di mana helium panas mengalir ke SG. Di tengah
reflektor bawah adalah tabung pembuangan bahan bakar.
Pendingin helium primer
bekerja pada tekanan 7,0 MPa. Laju aliran massa terukur adalah 96 kg/s.
Pendingin helium memasuki reaktor di area bawah di dalam bejana tekan dengan
suhu masuk 250 ° C. Pendingin helium mengalir ke atas di saluran reflektor
samping ke tingkat reflektor atas di mana ia membalikkan arah aliran dan
mengalir ke dasar kerikil dalam pola aliran ke bawah. Aliran bypass dimasukkan
ke dalam tabung pelepasan bahan bakar untuk mendinginkan elemen bahan bakar di
sana dan ke saluran batang kendali untuk pendinginan batang kendali. Helium dipanaskan di
teras reaktor aktif dan kemudian dicampur hingga suhu keluar rata-rata 750 ° C
dan kemudian mengalir ke SG.
Inti
reaktor dan SG ditempatkan di dua bejana tekan baja yang dihubungkan oleh
bejana penghubung. Di dalam bejana penghubung, saluran gas panas dirancang.
Semua komponen penahan tekanan, yang terdiri dari batas tekanan primer,
berhubungan dengan helium dingin dari suhu saluran masuk reaktor. Batas tekanan
primer terdiri dari bejana tekan reaktor (RPV), bejana tekan SG (SGPV), dan
bejana tekan saluran gas panas (HDPV), yang semuanya ditempatkan dalam rongga
pelindung beton seperti yang ditunjukkan pada Gambar berikut.
Gambar
23. Rongga pelindung beton HTGR.
Tabel berikut memberikan
beberapa parameter desain utama dari HTR-PM. Daya termal nominalnya adalah 500
MWth, dan output daya generator adalah 210 MWel. Zona aktif reaktor memiliki
ketinggian 11 m dan diameter luar 3 m. Setiap elemen bahan bakar berbentuk bola
mengandung 7 g logam berat dengan pengayaan hampir 8,5%. Tinggi keseluruhan
bejana tekan reaktor adalah 25 m, dan diameter dalam bejana adalah 5,7 m.
Reaktor ini dirancang untuk umur operasional 40 tahun dengan faktor beban 85%.
Tabel
2. Tabel parameter desain utama modular
pebble-bed reaktor suhu tinggi.
|
Category |
Design parameter |
Unit |
Design value |
|
General
plant data |
Reactor
thermal power |
MWth |
500 |
|
Power
plant output |
MWel |
210 |
|
|
Plant
design life |
Year |
40 |
|
|
Primary
coolant material |
– |
Helium |
|
|
Expected
load factor |
% |
85 |
|
|
Moderator
material |
– |
Graphite |
|
|
Thermodynamic
cycle |
– |
Rankine |
|
|
Reactor
core |
Active
core height |
m |
11 |
|
Fuel
column height |
m |
11 |
|
|
Average
fuel power density |
kW/kgU |
85.7 |
|
|
Fuel
material |
– |
UO2 |
|
|
Fuel
element type |
– |
Spherical |
|
|
Primary
coolant system |
Mass
flow rate |
kg/s |
96 |
|
Operating
pressure |
MPa |
7 |
|
|
Core
inlet temperature |
°C |
250 |
|
|
Core
outlet temperature |
°C |
750 |
|
|
Power
conversion system |
Working
medium |
– |
Steam |
|
Mass
flow rate |
kg/s |
99.4 |
|
|
SG
outlet pressure |
MPa |
14.1 |
|
|
SG
outlet temperature |
°C |
570 |
|
|
Fuel
element |
Enrichment |
% |
8.5 |
|
Diameter
of kernel |
mm |
0.5 |
|
|
Diameter
of sphere |
mm |
60 |
|
|
Diameter
of fuel zone |
mm |
50 |
RBMK (Reaktor Bolshoy Moschnosti Kanalniy) -
(High Power Channel Reactor)
RBMK (Rusia: реактор большой мощности канальный, ; reaktor
bolshoy moshchnosti kanalnyy, "reaktor tipe saluran berdaya tinggi")
adalah kelas reaktor tenaga nuklir bermoderasi grafit yang dirancang dan
dibangun oleh Uni Soviet. Nama mengacu pada desain yang tidak biasa di mana,
alih-alih bejana tekan baja besar yang mengelilingi seluruh inti, inti
dikelilingi oleh tangki baja berbentuk silinder di dalam kubah beton dan setiap
rakitan bahan bakar tertutup dalam pipa berdiameter 8 cm individu (disebut
sebuah "saluran") dikelilingi grafit (yang pada gilirannya
dikelilingi oleh tangki) yang memungkinkan aliran air pendingin di sekitar
bahan bakar.
Gambar 24. RBMK.
RBMK adalah
reaktor Generasi II awal dan desain reaktor komersial tertua yang masih
beroperasi secara luas. Aspek-aspek tertentu dari desain reaktor RBMK asli,
seperti penghilangan panas peluruhan secara aktif, sifat koefisien rongga
positif, ujung pemindah grafit 4,5 m (14 ft 9 in) dari batang kendali dan ketidakstabilan
pada tingkat daya rendah, berkontribusi pada bencana Chernobyl 1986, di mana
RBMK mengalami reaksi berantai nuklir yang tidak terkendali, yang menyebabkan
ledakan uap dan hidrogen, kebakaran besar dan kehancuran inti berikutnya.
Radioaktivitas dirilis di sebagian besar Eropa. Bencana tersebut mendorong
seruan di seluruh dunia agar reaktor benar-benar dinonaktifkan; namun, masih
ada ketergantungan yang cukup besar pada fasilitas RBMK untuk listrik di Rusia.
Sebagian besar kekurangan dalam desain reaktor RBMK-1000 telah diperbaiki
setelah kecelakaan Chernobyl dan selusin reaktor sejak itu telah beroperasi
tanpa insiden serius selama lebih dari tiga puluh tahun.Sementara sembilan blok
RBMK yang sedang dibangun dibatalkan setelah bencana Chernobyl, dan yang
terakhir dari tiga blok RBMK yang tersisa di Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir
Chernobyl ditutup pada tahun 2000, hingga 2019 masih ada 9 reaktor RBMK dan
tiga grafit EGP-6 kecil yang dimoderasi reaktor air ringan yang beroperasi di
Rusia, meskipun semuanya telah dilengkapi dengan sejumlah pembaruan
keselamatan. Hanya dua blok RBMK yang dimulai setelah 1986: Ignalina-2 dan
Smolensk-3.
Gambar 25. Diagram skema RBMK
Lubang atau kubah reaktor terbuat dari beton bertulang
dan memiliki dimensi 21,6 kali 21,6 kali 25,5 meter (71 kaki × 71 kaki × 84
kaki). Ini menampung bejana reaktor, yang berbentuk cincin, terbuat dari
dinding silinder dalam dan luar dan pelat logam atas dan bawah yang menutupi
ruang antara dinding dalam dan luar, tanpa menutupi ruang yang dikelilingi oleh
bejana. Bejana reaktor adalah silinder baja berbentuk cincin dengan dinding
berongga dan bertekanan dengan gas nitrogen, dengan diameter dalam dan tinggi
14,52 kali 9,75 meter (47,6 kaki × 32,0 kaki), dan ketebalan dinding 16 mm (0,63
inci). Untuk menyerap beban ekspansi termal aksial, dilengkapi dengan dua
kompensator bellow, satu di atas dan satu lagi di bawah, di ruang antara
dinding dalam dan luar. Kapal mengelilingi tumpukan blok inti grafit, yang
berfungsi sebagai moderator. Tumpukan grafit disimpan dalam campuran
helium-nitrogen untuk memberikan atmosfer inert untuk grafit, mencegahnya dari
potensi kebakaran dan untuk perpindahan panas berlebih dari grafit ke saluran
pendingin.
Gambar
26. Tampilan samping skema tata letak teras reaktor RBMK.
Blok moderator terbuat dari grafit nuklir dengan dimensi
25 kali 25 sentimeter (9,8 inci × 9,8 inci) pada bidang yang tegak lurus
terhadap saluran dan dengan beberapa dimensi memanjang antara 20 sentimeter
(7,9 inci) dan 60 sentimeter (24 inci). ) tergantung pada lokasi di tumpukan. Ada
lubang berdiameter 11,4 cm (4,5 inci) melalui sumbu longitudinal blok untuk
saluran bahan bakar dan kontrol. Blok ditumpuk, dikelilingi oleh bejana reaktor
menjadi inti silinder dengan diameter dan tinggi 14 kali 8 meter (46 kaki × 26
kaki). Suhu maksimum grafit yang diizinkan adalah hingga 730 °C (1.350 °F).
Reaktor memiliki daerah inti aktif dengan diameter
11,8 meter dengan ketinggian 7 meter. Ada 1700 ton blok grafit dalam reaktor
RBMK-1000. Nitrogen bertekanan di dalam bejana mencegah keluarnya campuran
helium-nitrogen yang digunakan untuk mendinginkan tumpukan grafit.
Bejana reaktor pada sisi luarnya memiliki tangki air
berbentuk silinder integral, struktur yang dilas dengan dinding setebal 3 cm
(1,2 inci), diameter dalam 16,6 m (54 kaki 6 inci) dan diameter luar 19 m (62
ft 4 in), secara internal dibagi menjadi 16 kompartemen vertikal. Air disuplai
ke kompartemen dari bawah dan dikeluarkan dari atas; air dapat digunakan untuk
pendinginan reaktor darurat. Tangki berisi termokopel untuk merasakan suhu air
dan ruang ion untuk memantau daya reaktor. Tangki, bersama dengan lapisan pasir
melingkar antara sisi luar tangki dan sisi dalam lubang, dan beton yang relatif
tebal dari lubang reaktor berfungsi sebagai perisai biologis lateral.
Saluran bahan bakar terdiri dari tabung tekanan
zircaloy yang dilas dengan diameter dalam 8 cm (3,1 in.) dengan dinding setebal
4 mm (0,16 in.), yang diarahkan melalui saluran di tengah blok moderator
grafit. Bagian atas dan bawah tabung terbuat dari baja tahan karat, dan
disambung dengan segmen zircaloy pusat dengan kopling paduan baja zirkonium.
Tabung tekanan ditahan di saluran tumpukan grafit dengan dua jenis cincin
grafit split tinggi 20 mm (0,79 in) bergantian; satu bersentuhan langsung
dengan tabung dan memiliki jarak bebas 1,5 mm (0,059 in) ke tumpukan grafit,
yang lainnya menyentuh langsung tumpukan grafit dan memiliki jarak 1,3 mm
(0,051 inci) ke tabung; perakitan ini mengurangi transfer beban mekanis yang
disebabkan oleh pembengkakan yang diinduksi neutron, ekspansi termal blok, dan
faktor lain ke tabung tekanan, sambil memfasilitasi perpindahan panas dari blok
grafit. Tabung tekanan dilas ke pelat atas dan bawah bejana reaktor.
Sementara
sebagian besar energi panas dari proses fisi dihasilkan di batang bahan bakar,
sekitar 5,5% disimpan di blok grafit karena memoderasi neutron cepat yang
terbentuk dari fisi. Energi ini harus
dihilangkan untuk menghindari grafit yang terlalu panas. Sekitar 80-85% energi
yang tersimpan dalam grafit dihilangkan oleh saluran pendingin batang bahan
bakar, menggunakan konduksi melalui cincin grafit. Sisa panas grafit
dihilangkan dari saluran batang kendali dengan sirkulasi gas paksa melalui
sirkuit gas. Ada 1693 saluran bahan bakar dan 170 saluran batang kendali di
teras reaktor RBMK generasi pertama. Inti reaktor generasi kedua (seperti Kursk
dan Chernobyl 3/4) memiliki 1661 saluran bahan bakar dan 211 saluran batang
kendali.
Gambar
27. Reaktor
RBMK dengan penutup saluran bahan bakar.
Rakitan bahan bakar ditangguhkan di saluran bahan
bakar pada braket, dengan sumbat segel. Steker segel memiliki desain sederhana,
untuk memudahkan pelepasan dan pemasangannya oleh mesin pengisian bahan bakar
online yang dikendalikan dari jarak jauh. Saluran bahan bakar dapat, sebagai
pengganti bahan bakar, mengandung penyerap neutron tetap, atau diisi sepenuhnya
dengan air pendingin. Mereka mungkin juga berisi tabung berisi silikon di
tempat perakitan bahan bakar, untuk tujuan doping untuk semikonduktor. Saluran
ini dapat diidentifikasi oleh pembaca servo yang sesuai, yang akan diblokir dan
diganti dengan simbol atom untuk silikon.
Pelet bahan bakar terbuat dari bubuk uranium dioksida,
disinter dengan pengikat yang sesuai menjadi pelet dengan diameter 11,5 mm
(0,45 in) dan panjang 15 mm (0,59 in). Bahan tersebut mungkin mengandung
tambahan europium oksida sebagai racun nuklir yang dapat dibakar untuk
menurunkan perbedaan reaktivitas antara perakitan bahan bakar baru dan sebagian
bekas. Untuk mengurangi masalah ekspansi termal dan interaksi dengan cladding,
pelet memiliki lekukan hemispherical. Lubang 2 mm (0,079 in) melalui sumbu
pelet berfungsi untuk mengurangi suhu di tengah pelet dan memfasilitasi
pembuangan produk fisi gas. Tingkat pengayaan adalah 2% (0,4% untuk pelet akhir
rakitan). Suhu maksimum pelet bahan bakar yang diizinkan adalah 2.100 °C (3.810
°F).
Batang bahan bakar adalah tabung zircaloy (1% niobium)
dengan diameter luar 13,6 mm (0,54 in), tebal 0,825 mm (0,0325 in). Batang
diisi dengan helium pada 0,5 MPa dan tertutup rapat. Cincin penahan membantu
menempatkan pelet di tengah tabung dan memfasilitasi perpindahan panas dari
pelet ke tabung. Pelet secara aksial ditahan di tempatnya oleh pegas. Setiap batang
berisi 3,5 kg (7,7 lb) pelet bahan bakar. Batang bahan bakar memiliki panjang
3,64 m (11 ft 11 in), dengan panjang aktif 3,4 m (11 ft 2 in). Suhu maksimum
yang diizinkan dari batang bahan bakar adalah 600 °C (1.112 °F).
Gambar 28. Tampilan skema sistem
pendingin dan turbogenerator pembangkit listrik RBMK.
Reaktor memiliki dua sirkuit pendingin independen,
masing-masing memiliki empat pompa sirkulasi utama (tiga operasi, satu siaga).
Air pendingin diumpankan ke reaktor melalui saluran air yang lebih rendah ke
header tekanan umum (satu untuk setiap sirkuit pendingin), yang dibagi menjadi
22 grup distribusi header, masing-masing memberi makan 38-41 saluran tekanan
melalui teras, di mana air umpan mendidih. Campuran uap dan air dipimpin oleh
saluran uap atas, satu untuk setiap saluran tekanan, dari atas reaktor ke
pemisah uap, pasang drum horizontal tebal yang terletak di kompartemen samping
di atas puncak reaktor; masing-masing memiliki diameter 2,8 m (9 kaki 2 inci),
panjang 31 m (101 kaki 8 inci), ketebalan dinding 10 cm (3,9 inci), dan berat
240 t (260 ton pendek). Uap, dengan kualitas uap sekitar 15%, diambil dari
bagian atas separator oleh dua kolektor uap per separator, digabungkan, dan
dibawa ke dua turbogenerator di ruang turbin, kemudian ke kondensor, dipanaskan
kembali hingga 165 °C (329 °F ), dan dipompa oleh pompa kondensat ke deaerator,
di mana sisa-sisa fase gas dan gas pemicu korosi dihilangkan. Air umpan yang
dihasilkan dibawa ke pemisah uap oleh pompa air umpan dan dicampur dengan air dari
mereka di outletnya. Dari bagian bawah separator uap, air umpan dialirkan oleh
12 pipa bawah (dari masing-masing separator) ke header hisap dari pompa
sirkulasi utama, dan kembali ke reaktor. Ada sistem pertukaran ion yang
disertakan dalam loop untuk menghilangkan kotoran dari air umpan.
Turbin terdiri dari satu rotor bertekanan tinggi
(silinder) dan empat yang bertekanan rendah. Lima preheater pemisah bertekanan
rendah digunakan untuk memanaskan uap dengan uap segar sebelum diumpankan ke
tahap turbin berikutnya. Uap yang tidak terkondensasi diumpankan ke dalam
kondensor, dicampur dengan kondensat dari separator, diumpankan oleh pompa
kondensat tahap pertama ke pemurni kimia (pertukaran ion), kemudian oleh pompa
kondensat tahap kedua ke empat deaerator di mana gas terlarut dan entrained
dihapus; deaerator juga berfungsi sebagai tangki penyimpanan untuk air umpan.
Dari deaerator, air dipompa melalui filter dan masuk ke bagian bawah drum
pemisah uap.[22]
Pompa sirkulasi utama memiliki kapasitas 5.500-12.000 m3/jam
dan ditenagai oleh motor listrik 6 kV. Aliran cairan pendingin normal adalah
8000 m3/jam per pompa; ini dibatasi oleh katup kontrol menjadi 6000–7000 m3/jam
ketika daya reaktor di bawah 500 MWt. Setiap pompa memiliki katup kontrol
aliran dan katup periksa pencegah aliran balik pada saluran keluar, dan katup
penutup pada saluran masuk dan keluar. Masing-masing saluran tekanan di teras
memiliki katup pengatur aliran sendiri sehingga distribusi suhu di teras
reaktor dapat dioptimalkan. Setiap saluran memiliki
flow meter tipe bola.
PBMR
(Pebble Bed Modular Reactor)
Reaktor Pebble Bed dapat memungkinkan pembangkit
nuklir untuk mendukung tujuan mengurangi perubahan iklim global di dunia yang
haus energi. Reaktor ini kecil, modular, aman secara inheren, menggunakan
teknologi nuklir yang didemonstrasikan dan dapat bersaing dengan bahan bakar
fosil.
Reaktor Pebble Bed adalah reaktor berpendingin helium
yang menggunakan bola bahan bakar berukuran bola tenis kecil yang terdiri dari
hanya 9 gram uranium per pebble untuk menyediakan reaktor densitas daya rendah.
Kepadatan daya yang rendah dan inti grafit yang besar memberikan fitur
keselamatan yang melekat sedemikian rupa sehingga suhu puncak yang dicapai
bahkan di bawah hilangnya cairan pendingin sepenuhnya tanpa sistem pendingin
inti darurat aktif secara signifikan di bawah suhu di mana bahan bakar meleleh.
Gambar
29. Skema PBMR.
Gambar dibawah ini menunjukkan skema kerja PBMR. Elemen
bahan bakar segar dimuat di bagian atas teras dan elemen bahan bakar bekas
dibuang di bagian bawah dengan pengoperasian pembangkit yang terus menerus.
Pembangkit uap terletak di dalam kubah reaktor. Temperatur inlet/outlet helium
adalah 450/900 °C. Suhu uap adalah 540 °C. Efisiensi siklus bersih adalah
41%–42%. Dengan 400 MWth, dan output ke Grid adalah
160 hingga 165 MWel pada suhu air pendingin (CWT) 28°C dan 165 hingga 170 MWel
pada 18°C CWT. Sebagai SMR, PBMR adalah trade-off terbaik antara biaya
investasi paling rendah, mitigasi perubahan iklim, keragaman pasokan,
lokalisasi, pengembangan wilayah, dan penyediaan energi terdesentralisasi.
Gambar 30. Skema kerja PBMR.
Inti reaktor berisi sekitar 360.000 pebble berbahan
bakar uranium seukuran bola tenis. Setiap pebble mengandung sekitar 9 gram
uranium yang diperkaya rendah dalam 10.000–15.000 (tergantung pada desain)
butiran kecil partikel berlapis mikrosfer seperti pasir yang masing-masing
memiliki cangkang silikon karbida kerasnya sendiri. Mikrosfer ini tertanam
dalam bahan matriks grafit.
PBMR
adalah desain khusus reaktor pebble bed (PBR) yang sedang dikembangkan oleh
perusahaan Afrika Selatan PBMR (Pty) Ltd. sejak tahun 1994. PBMR dicirikan oleh
fitur keselamatan yang melekat, yang berarti bahwa tidak ada kesalahan manusia
atau kegagalan peralatan yang dapat menyebabkan kecelakaan yang akan merugikan
publik. PBMR menggunakan elemen bahan bakar berbentuk bola yang terbuat dari
grafit dengan partikel bahan bakar TRISO tertanam, ditunjukkan pada Gambar
dibawah ini. Terlepas dari fitur keselamatan bawaan yang ditawarkan oleh jenis
reaktor ini, sifat bahan bakar partikel berlapis menawarkan sejumlah fitur
menarik. PBMR telah meningkatkan keselamatan terkait dengan jenis bahan bakar
yang digunakan dalam reaktor ini.
Gambar 31. Bahan bakar PBMR.
Fitur unik dari reaktor pebble bed adalah kemampuan
pengisian bahan bakar online di mana pebble diresirkulasi dengan pemeriksaan
integritas dan konsumsi uranium. Sistem ini memungkinkan bahan bakar baru
dimasukkan selama operasi dan bahan bakar bekas dibuang dan disimpan di lokasi
selama masa pakai pembangkit. Diproyeksikan bahwa setiap pebble akan melewati
reaktor 6-10 kali sebelum dibuang rata-rata dalam periode tiga tahun. Dengan
pengisian bahan bakar online, pemadaman kemampuan ditentukan oleh perawatan
generator turbin, yang diperkirakan memerlukan interval perawatan enam tahun.
SGHWR (Steam Generating Heavy Water Reactor)
Heavy water reactors (HWR) seperti CANDU dan pressurized
heavy-water reactor (PHWR) berbeda dari LWR dalam desain teras, bahan bakar,
moderator, dan pendingin (lihat Gambar dibawah ini). Orientasi inti HWR adalah
horizontal di dalam tangki (Calandria), yang terdiri dari saluran bahan bakar.
Setiap saluran bahan bakar memiliki dua tabung konsentris: tabung Calandria dan
tabung tekanan. Reaktor ini dapat diisi bahan bakar selama operasi, menggunakan
uranium alam sebagai bahan bakar, dan memanfaatkan air berat sebagai pendingin
dan moderator. Sama seperti untuk PWR, panas dipertukarkan antara loop primer dan sekunder
melalui penukar panas.
Gambar
32. Skema PHWR.
SGHWR dirujuk di sini
sebagai contoh variasi desain yang dimungkinkan oleh pemisahan fisik moderator
dan pendingin. SGHWR dikembangkan oleh UKAEA, dilihat sebagai kombinasi fitur
terbaik dari Candu dan BWR. Satu-satunya SGHWR yang beroperasi adalah prototipe
100 MW(e) yang berlokasi di Winfrith di Dorset dan ditugaskan pada tahun 1967.
Eksploitasi lebih lanjut dari desain tidak dibenarkan secara ekonomi
dibandingkan dengan alternatif yang sudah mapan secara komersial. Seperti di
Candu moderatornya adalah air berat yang terkandung dalam sebuah calandria.
Namun, tabung calandria dan tabung tekanan konsentris vertikal dan pendinginnya
adalah air ringan. Seperti pada BWR, pendingin dibiarkan mendidih saat melewati
teras dan uap ini menggerakkan turbin, sehingga menghilangkan pembangkit uap
terpisah di CANDU. Oleh karena itu, SGHWR merupakan desain siklus langsung.
Hukuman menggunakan
pendingin air ringan, dengan penampang penangkapan neutron yang agak tinggi,
adalah bahwa bahan bakar UO2 harus diperkaya hingga sekitar 3%.
Sebuah stringer bahan bakar dan fitting ujungnya menempati panjang tabung
tekanan. Selama operasi pengisian bahan bakar off-load stringer bahan bakar
dihapus dalam satu lift dan diganti dengan stringer baru. Perubahan sesaat
kecil dalam reaktivitas adalah dengan penyesuaian ketinggian moderator D2O di calandria.
Moderator diberi asam borat dan perubahan reaktivitas jangka panjang adalah
dengan pengaturan konsentrasi asam. SGHWR ditempatkan di gedung penahanan besar
yang mencakup ruang turbin.
Reaktor air berat yang
beroperasi dengan bahan bakar uranium alam (NU), seperti CANDU, dapat
memanfaatkan uranium yang diperoleh kembali dari reaktor LWR yang telah
diencerkan dengan beberapa uranium terdeplesi untuk menghasilkan bahan bakar
dengan pengayaan efektif yang setara dengan NU, dengan mempertimbangkan keberadaan
dari 234U dan 236U.
Reaktor air berat (HWR)
telah dikembangkan di Kanada, Inggris, Jerman, India, Jepang, dan Korea Selatan
dimana yang paling banyak dikenal adalah jenis CANDU dari Kanada. Struktur
bejana tekan mirip dengan PWR dalam hal konstruksi dan air digunakan sebagai
pendingin dan moderator dalam HWR. Air berat dipertahankan hingga tekanan 100
bar dan air mencapai suhu 290 °C tanpa mendidih di reaktor CANDU. Tabung
tekanan seperti pada diagram skema pada Gambar 2.18 menggunakan air berat dengan
pendingin air berat bertekanan. Panas yang dihasilkan dipindahkan ke penukar
panas untuk sistem air ringan dengan generator, sedangkan sistem sekunder
mengontrol turbin uap dengan cara yang sama seperti pada PWR.
Gambar
33. Skema reaktor CANDU.
Reaktor CANDU telah
dikembangkan di Kanada untuk menghilangkan kebutuhan uranium yang diperkaya.
Oleh karena itu reaktor CANDU telah menarik banyak minat di seluruh dunia
karena penggunaan uranium yang tidak diperkaya dalam bentuk alaminya. Air berat
menggambarkan bentuk air yang terdiri dari deuterium, bukan hidrogen dalam air
ringan. Deuterium yang dua kali berat isotop unsur hidrogen biasa mengubah air
ringan menjadi air berat yang jarang ada di air alami. Salah satu keuntungan
terpenting dari reaktor CANDU adalah proses pengisian bahan bakar tanpa
mematikan reaktor yang meningkatkan kinerja dan efisiensi pembangkit listrik
secara keseluruhan. Batang kendali yang terbuat dari paduan zirkonium
ditempatkan secara horizontal dan reaktor diisi dengan pelet uranium oksida.
Reaktor air berat canggih
yang sedang dirancang di India diusulkan untuk menggunakan thorium untuk
pembangkit listrik. Ini adalah reaktor tipe tabung tekanan vertikal, didinginkan
dengan mendidihkan air ringan di bawah sirkulasi alami, dengan air berat
sebagai moderator. Tata letak AHWR ditunjukkan pada Gambar berikut.
Gambar
34. Tata letak AHWR.
PHWR
(Pressurized
Heavy Water Reactor)
Gambar
35. Skema PHWR.
Rakitan bahan bakar PHWR
mencakup pelat pendukung ujung zircaloy melingkar, yang memberikan dukungan ke
tabung bahan bakar, tabung bahan bakar (disebut sebagai selubung bahan bakar
pada Gambar dibawah ini, bantalan bantalan zircaloy, spacer antarelemen, dan
tabung tekanan yang mengelilingi rakitan bahan bakar. Bantalan bantalan menjaga jarak
antara rakitan bahan bakar dan tabung tekanan. Selain itu, spacer antarelemen
menjaga pemisahan tabung bahan bakar dari satu sama lain tanpa perlu
menggunakan kisi-kisi spacer. Tabung bahan bakar, yang berisi pelet UO2,
ditutup dengan penutup ujung zircaloy dan memiliki lapisan dalam grafit
(disebut sebagai "Canlub") yang digunakan untuk mengurangi tekanan di
dalam tabung bahan bakar. Tutup ujung tabung bahan bakar tidak hanya
menyediakan segel untuk tabung bahan bakar, tetapi juga menyediakan sarana
untuk memasang tabung ke pelat penyangga ujung. Rakitan bahan bakar CANDU PHWR
menggunakan 28, 37, atau 43 tabung bahan bakar, yang biasanya terbuat dari
paduan zirkonium dan dikelompokkan ke dalam bundel bahan bakar silinder dengan
diameter kira-kira 10 cm dan panjang 50 cm di sekitar sumbu pusat. Tidak
seperti bahan bakar LWR yang berada di inti PLTN dalam posisi vertikal, rakitan
bahan bakar PHWR dimuat ke saluran horizontal atau tabung tekanan yang menembus
panjang bejana reaktor (disebut calandria).
Gambar
36. Rakitan bahan bakar PHWR.
PHWR menggunakan
generator uap tabung-U untuk mentransfer panas dari pendingin primer air berat
di dalam tabung ke air ringan sekunder di luar tabung. Pemanas awal integral di
dalam generator uap membawa air umpan ke saturasi, kemudian mendidih terjadi
saat air umpan melanjutkan jalurnya ke atas. Bagian yang dipanaskan disebut
riser. Campuran sekitar 10% uap dan 90% air cair muncul dari bagian yang
dipanaskan. Pemisah uap memisahkan uap dari air. Uap yang mengandung kurang
dari 0,1% air mengalir ke turbin. Air cair yang dipisahkan lolos ke daerah
downcomer di mana ia bercampur dengan air umpan sebelum masuk ke daerah riser.
PHWR
menggunakan kontrol air umpan tiga elemen selama operasi daya. Kontroler tiga
elemen melibatkan pengukuran tingkat pembangkit uap, laju aliran uap, dan laju
aliran air umpan. Kesalahan ketidakcocokan titik setel level dan kesalahan
ketidakcocokan aliran digunakan di pengontrol untuk menyesuaikan laju aliran
umpan untuk meminimalkan kesalahan gabungan.
Reaktor
CANDU (Canadian Deuterium Uranium Reactor)
Pressurized Heavy Water
Reactor (PHWR) dikembangkan di India berdasarkan desain CANDU awal yang
diekspor dari Kanada pada 1960-an. Sebagian besar unit PHWR yang ada di India
memiliki kapasitas pembangkit 540 MWe (Gambar dibawah ini). India sedang
mengembangkan Advanced Heavy Water Reactor (AHWR), yang dapat berbahan bakar
thorium. Reaktor ini dirancang memiliki kapasitas pembangkit sebesar 300 MWe
dengan moderator air berat bertekanan rendah. Rakitan bahan bakar memiliki 30
pin thorium-uranium (Th-U) oksida dan 24 pin plutonium-thorium (Pu-Th) oksida
dengan perkiraan pembakaran 24000 MWd/t. Rakitan bahan bakar dirancang untuk
mandiri dalam kaitannya dengan U-233 yang dikembangkan dari Th-232 dan memiliki
persediaan dan konsumsi Pu yang rendah, dengan koefisien reaktivitas kekosongan
yang sedikit negatif. AHWR memiliki umur desain 100 tahun dan diharapkan
menggunakan 65% energi bahan bakar, dengan dua pertiga energi tersebut berasal
dari thorium melalui konversi in-situ menjadi U-233. Pada tahun 2009, India
mengumumkan versi ekspor AHWR (AHWR-LEU), yang menggunakan LEU dan thorium
sebagai bahan bakar.
Gambar 37. Diagram
skema reaktor CANDU: Panas
dan sisi dingin dari
loop air berat primer; panas dan sisi
dingin dari lingkaran air ringan sekunder; dan moderator
air berat dingin di kalandria,
bersama dengan batang pengatur yang dimasukkan sebagian (seperti batang kendali
CANDU yang dikenal).
1. Fuel
bundle
2. Calandria
(reactor core)
3. Adjuster
rods
4. Heavy-water pressure reservoir
6. Light-water pump
7. Heavy-water
pump
8. Fueling
machines
9. Heavy-water moderator
10. Pressure
tube
11. Steam
going to steam
turbine
12. Cold
water returning from turbine
13. Containment
building made
of reinforced concrete
Desain reaktor CANDU PHWR ini adalah sejumlah bundel bahan bakar dalam
banyak selongsong tabung kalandria dan ditata horizontal mendatar seperti tumpukan
gelondong, pendingin air berat panas dialirkan dengan banyak pipa ke steam generator
uap boiler menghasilkan uap panas tekanan tinggi yang dialirkan menggerakkan
turbin generator listrik. Sedangkan pada reaktor lain sejumlah bundel bahan
bakar dipasang tegak vertikal disatukan dalam satu kolam wadah bejana reaktor
panas dan tekanan tinggi. Desain PHWR ini memudahkan penggantian bahan bakar
secara online.
Dalam reaktor tipe PHWR,
retensi corium di calandria mungkin merupakan pilihan terbaik untuk mengelola
kecelakaan inti meleleh. Perhitungan telah menunjukkan bahwa jika corium
menembus bejana calandria dan memasuki kubah calandria, karena MCCI, sejumlah
besar hidrogen (~>2000 kg) dan gas fisi lainnya akan dihasilkan. Karena ini, ada
kemungkinan kegagalan penahanan. Selain itu, mengelola sejumlah besar hidrogen
dengan rekombinasi autokatalitik pasif (PARs) menjadi perhatian. Oleh karena
itu, penting untuk menampung corium di dalam wadah calandria dan
mendinginkannya dari luar dengan air calandria vault.
PHWR 540 MWe
Berikut ini adalah PHWR
540 MWe. Inti dilindungi oleh air kubah dan pelindung beton berat dalam arah
radial, atas dan bawah seperti yang ditunjukkan pada Gambar berikut. Dalam arah
aksial, ujung melingkar dari kalender ditutup oleh pelindung ujung, berisi bola
baja dan campuran air di wilayah tengah dan jaket air di pinggiran.
Gambar 38. PHWR 540 MWe.
Keuntungan PHWR
·
Penggunaan Uranium yang Tidak Diperkaya. Reaktor air
berat dapat menggunakan uranium alam, uranium yang sedikit diperkaya (konsentrasi
U-235 0,71 hingga 2%)
·
Penggunaan uranium "bekas". Di CANDU juga
diuji penggunaan "off uranium" (campuran plutonium dan limbah
radioaktif lainnya) dari batangan bahan bakar bekas dari reaktor nuklir lain
(tanpa pengolahan ulang kimia, melalui siklus Dupic). Meskipun cukup
"dibakar", limbah yang dihasilkan dari penggunaan ini jauh lebih
berbahaya karena mengandung persentase tinggi neptunium-237 (sangat larut dalam
air), plutonium-239 dan xenon-110 (selain uranium-238). Saat ini, rendahnya
biaya uranium membuat daur ulang tidak diperlukan.
·
Penggunaan Thorium sebagai bahan bakar. Thorium
adalah logam aktinida, empat kali lebih umum dari uranium (lebih murah untuk
mengekstrak dan "memurnikan" dari uranium, karena membutuhkan
pengayaan).Thorium yang dikenakan fluks neutron termal berubah menjadi
thorium-233, yang setelah peluruhan beta adalah transmuted ke dalam unsur
uranium -233, yang fisil.
·
Radiotoksisitas rendah dari limbah thorium.
·
Keamanan pasif. Dalam reaktor air berat bertekanan,
hilangnya (karena pecahnya pipa) atau penguapan zat pendingin (karena ledakan
dahsyat setelah pembentukan gelembung hidrogen dan oksigen) sesuai dengan
hilangnya moderator D2O, dan oleh karena itu reaksi fisi terkontrol
akan berhenti secara spontan setelah kecelakaan serius ini. Meskipun deuterium
tidak radioaktif, air berat dapat terkontaminasi dengan tritium dan partikel
radioaktif lainnya dari pipa yang diaktifkan, dan oleh karena itu reaktor lebih
aman di mana air tidak meninggalkan bangunan penahanan utama tetapi melalui
penukar panas mentransfer energi panas ke bangunan eksternal berisi turbin yang
menggerakkan generator listrik.
·
Produksi tritium. Produk sampingan dari radiasi
neutron deuterium (dalam air berat) adalah tritium, yang suatu hari nanti dapat
dimanfaatkan oleh beberapa jenis reaktor fusi nuklir yang diusulkan (tetapi
juga dalam bom termonuklir, sebagai penambah litium hidrida).
Kekurangan PHWR
·
Tingginya biaya air berat. Untuk reaktor nuklir dari
rantai pasokan CANDU telah dihitung bahwa air berat mewakili rata-rata sekitar
20% dari biaya modal untuk setiap reaktor. Di Semenanjung Bruce di Ontario,
sebuah pabrik dibangun yang mampu menghasilkan 1 liter air berat untuk setiap
320.000 liter air dari Great Lakes (ditenagai oleh energi panas dan listrik
yang dihasilkan oleh reaktor itu sendiri), tetapi setelah akumulasi surplus
besar-besaran air berat, dan karena meningkatnya masalah lingkungan yang
disebabkan oleh hidrogen sulfida, pabrik ditutup dan kemudian dibongkar.
·
Iradiasi reaktor tinggi. Fluks intens neutron termal
menyebabkan aktivasi radioaktif intens dari inti reaktor dan struktur bangunan
penahan utama. Hal ini membutuhkan waktu tunggu yang lama antara de-fueling dan
pembongkaran akhir reaktor nuklir, yang di lokasi dengan nilai komersial atau
lanskap yang tinggi, dapat menyebabkan masalah ekonomi dan sosial yang
signifikan.
·
Hilangnya tritium ke lingkungan. Salah satu bahaya
reaktor PHWR adalah polusi karena hilangnya sejumlah kecil tritium
(beta-emitter) dalam air dari sirkuit pendingin sekunder reaktor.
LMFBR (Liquid Metal Fast Breeder Reactors)
Gambar 39. Skema LMFBR.
Gambar 40. Mekanisme LMFBR.
Siklus
Bahan Bakar Plutonium
Konsep liquid-metal fast breeder reactor (LMFBR)
bergantung pada bahan bakar plutonium dan 238U (uranium habis) untuk
pembiakan plutonium tambahan dalam jumlah yang melebihi apa yang
"dibakar" untuk produksi listrik. Karena plutonium tidak ada secara alami,
plutonium harus diproduksi pada awalnya dalam siklus bahan bakar uranium.
Siklus bahan bakar LMFBR menggunakan pelet bahan bakar
oksida campuran berdiameter kecil (PuO2 dan UO2) dalam
kelongsong baja tahan karat yang dibentuk menjadi rakitan bahan bakar
heksagonal. Inti pusat oksida campuran dikelilingi oleh selimut uranium yang
habis untuk menangkap neutron yang jika tidak bocor keluar dan menggunakannya
untuk mengubah 238U menjadi plutonium. Selimut di atas inti dibentuk
oleh pelet dalam tabung kelongsong yang sama dengan bahan bakar inti. Selimut
sekitarnya terdiri dari bundel bahan bakar terpisah. Aliran massa LMFBR tipikal
disajikan pada Gambar dibawah ini. Pemrosesan ulang serupa dengan yang
dilakukan untuk LWR dengan bahan kimia yang disesuaikan untuk mengakomodasi
perbedaan komposisi.
Gambar 41. Siklus bahan bakar
LMFBR.
Liquid Metal Fast Breeder Reactors (LMFBR)
memiliki campuran uranium non-fisil 238 dan fisil plutonium 239 sebagai bahan
bakar. Bahan bakar dikelilingi oleh
selimut uranium 238. Liquid Metal Fast
Breeder Reactors menggunakan pendingin
natrium cair karena tidak menyerap
neutron sebagai sebanyak air dan juga merupakan konduktor termal yang baik
karena fisi nuklir terjadi di inti. Saat fisi nuklir terjadi di inti, natrium
cair di loop primer mentransfer panas ke loop natrium cair perantara melalui
penukar panas. Loop perantara memiliki natrium cair sebagai pendingin. Panas
dari logam natrium cair di loop perantara digunakan untuk menghasilkan uap dari
air dalam generator uap. Uap ini selanjutnya dikirim untuk menggerakkan turbin
dan kembali sebagai air melalui kondensor. Reaktor dapat diisi ulang dengan
uranium alam setelah semua Uranium-238 diubah menjadi Plutonium-239. Meskipun
konstruksinya mahal, reaktor pemulia cepat logam cair dapat digunakan untuk
menghasilkan lebih banyak bahan bakar daripada yang dikonsumsi. Sehingga
menghasilkan bahan bakar dari waktu ke waktu daripada mengkonsumsinya.
Fast
breeder reactor
Liquid metal fast breeder reactors (LMFBR) terbesar
yang tersisa di dunia adalah BN-600 di pabrik Beloyarsk di Rusia. Memasok
listrik sejak tahun 1981, telah beroperasi lebih berhasil daripada reaktor lain
di negara itu. Beberapa fitur terkaitnya tercantum dalam Tabel 25.2. Rusia
hampir menyelesaikan Beloyarsk 4, yang merupakan model BN-800 yang lebih besar.
Tabel 3. Table BN-600 Liquid Metal Fast Breeder Reactor, Beloyarsk Unit
3, Russia
|
Electric
power (net) |
560 MW |
|
Sodium
coolant temperatures |
377 °C,
550 °C |
|
Core fuel
height |
1.03 m |
|
Core
diameter |
2.05 m |
|
Vessel
height, diameter |
12.6 m,
12.86 m |
|
Fuel (w/o
U-235) |
UO2 (17, 21, 26) |
|
Pin o.d. |
6.9 mm |
|
Cladding |
Stainless
steel |
|
Clad
thickness |
0.4 mm |
|
Assembly
pitch |
9.82 cm |
|
Pins per
assembly |
127 |
|
Number of
assemblies |
369 |
|
Number of
B4C rods |
27 |
|
Average
power density |
413 kWt/L |
|
Cycle
length |
5.3 months |
Source: Nuclear
Engineering International, 2012.
Penggunaan natrium cair sebagai pendingin memastikan
bahwa ada sedikit moderasi neutron dalam reaktor cepat. Unsur natrium meleleh
pada 208 °F (98 °C), mendidih pada 1618 °F (883 °C), dan memiliki sifat
perpindahan panas yang sangat baik. Dengan titik leleh yang begitu tinggi, pipa
yang mengandung natrium harus dipanaskan secara elektrik dan diisolasi secara
termal untuk mencegah pembekuan. Pendingin menjadi radioaktif dengan penyerapan
neutron di Na-23, menghasilkan 15-h Na-24
Perlu diperhatikan bahwa
untuk mencegah kontak antara natrium dan air atau udara, yang akan
mengakibatkan kebakaran serius, disertai dengan penyebaran radioaktivitas.
Untuk menghindari kejadian seperti itu, digunakan penukar panas antara, di mana
panas dipindahkan dari natrium primer radioaktif ke natrium sekunder
nonradioaktif.
Gambar
42. Skema penukar panas LMFBR (1).
Dua pengaturan fisik
teras reaktor, pompa, dan penukar panas dimungkinkan. Jenis loop pada Gambar diatas
mirip dengan sistem reaktor termal, sedangkan pada jenis kolam Gambar dibawah
ini semua komponen direndam dalam tangki natrium
cair. Ada
kelebihan dan kekurangan masing-masing konsep, tetapi keduanya praktis.
Gambar
43. Skema penukar panas LMFBR (2).
Untuk mendapatkan BR
maksimum dalam produksi bahan subur baru, diperlukan lebih dari satu zona bahan
bakar. Inti pengganda neutron reaktor breeder terdiri dari bahan bakar oksida
campuran (MOX) sebagai campuran U dan Pu. Di sekeliling inti adalah selimut
uranium oksida alami atau yang sudah habis atau selimut pengembangbiakan. Dalam
desain awal, selimut bertindak sebagai reflektor untuk inti homogen, tetapi
desain modern melibatkan cincin selimut baik di dalam maupun di luar inti,
membuat sistem menjadi heterogen. Pengaturan baru ini diprediksi juga akan
meningkatkan keamanan. Penyebaran reaktor breeder menuntut daur ulang
plutonium. Hal ini pada gilirannya memerlukan pemrosesan ulang, yang melibatkan
perlakuan fisik dan kimia bahan bakar iradiasi untuk memisahkan uranium,
plutonium, dan produk fisi.
MSR
(Molten Salt Reactor)
Molten Salt Reactors (MSR) adalah reaktor nuklir yang
menggunakan bahan bakar cair berupa fluoride atau garam klorida yang sangat
panas daripada bahan bakar padat yang digunakan di sebagian besar reaktor.
Karena garam bahan bakar berbentuk cair, ia dapat menjadi bahan bakar (menghasilkan
panas) dan pendingin (mengangkut panas ke pembangkit listrik). Ada banyak jenis
MSR yang berbeda, termasuk Reaktor Pemulia Garam Cair (juga dikenal secara
komersial sebagai Reaktor Thorium Fluorida Cair, atau LFTR). MSR ini memiliki
Thorium dan Uranium yang dilarutkan dalam garam fluorida dan dapat mengeluarkan
energi dalam jumlah skala planet dari sumber daya mineral Thorium kami, seperti
halnya pemulia cepat dapat memperoleh energi dalam jumlah besar dari mineral
Uranium kami. Ada juga MSR fluoride breeder cepat yang tidak menggunakan Th
sama sekali. Dan ada MSR cepat berbasis garam klorida yang biasanya dipelajari
sebagai pembakar limbah nuklir karena jumlah neutron yang sangat cepat yang
luar biasa.
Gambar
44. Skema MSR.
IMSR
IMSR menggunakan
teknologi reaktor Generasi IV. Ini menggunakan garam cair sebagai pendingin dan
bahan bakar. Ini berbeda dengan air yang bersirkulasi melalui sistem pendingin
bertekanan tinggi dan bahan bakar padat, yang keduanya merupakan ciri khas
reaktor konvensional Generasi I, II dan III. Garam cair sangat stabil secara
termal, menjadikannya pendingin yang lebih baik dibandingkan dengan air. Hal ini memungkinkan
tekanan yang lebih rendah dan operasi suhu tinggi. Keduanya sangat penting
untuk mengurangi biaya dan secara substansial meningkatkan efisiensi pembangkit
tenaga listrik.
Gambar
45. Unit IMSR.
Ketika pendingin garam
cair dan bahan bakar garam cair digunakan dalam kombinasi, reaktor memiliki
potensi untuk menggabungkan kebajikan keselamatan reaktor pasif dan bawaan
juga. Akibatnya, menggunakan teknologi garam cair dalam desain IMSR mengarah ke
pembangkit listrik tenaga nuklir yang "berjalan-jauh" aman dan
memiliki keuntungan komersial transformatif. Beroperasi pada efisiensi termal
yang lebih besar dari 4%, pembangkit listrik IMSR menghasilkan 195 megawatt
listrik dengan spektrum termal, sistem reaktor garam-fluorida cair yang
dimoderasi oleh grafit. Ini menggunakan bahan bakar nuklir standar saat ini –
terdiri dari uranium yang diperkaya uji standar (kurang dari 5 persen 235U) –
penting untuk penyebaran komersial jangka pendek. Desain pembangkit listrik
IMSR menggabungkan banyak aspek operasi Molten Salt Reactor yang diteliti,
didemonstrasikan, dan dibuktikan oleh reaktor uji di Laboratorium Nasional Oak
Ridge.
Gambar
46. Desain IMSR.
IMSR meningkatkan desain MSR
sebelumnya dengan memasukkan inovasi utama yang menciptakan reaktor yang cocok
untuk penggunaan industri dan siap untuk penyebaran komersial. Tantangan utama
komersialisasi MSR adalah masa pakai grafit yang terbatas di teras reaktor.
Reaktor daya komersial memerlukan densitas energi tinggi di teras reaktor agar
ekonomis, tetapi densitas daya tinggi seperti itu secara signifikan mengurangi
umur moderator grafit. Mengganti
moderator grafit sulit dilakukan dengan aman dan ekonomis dalam pengaturan
komersial. Inovasi yang dipatenkan IMSR adalah solusi elegan untuk masalah ini:
mengintegrasikan komponen reaktor utama, termasuk moderator grafit, ke dalam
teras reaktor yang tertutup dan dapat diganti – yang disebut “Unit Inti IMSR.” Ini memiliki masa
operasi tujuh tahun, dan mudah serta aman untuk diganti. Unit Inti mendukung
faktor kapasitas tinggi pembangkit listrik IMSR dan karenanya efisiensi modal
yang tinggi. Ini juga memastikan bahwa persyaratan masa pakai bahan dari
komponen inti reaktor lainnya terpenuhi, tantangan yang sering disebut sebagai
hambatan komersialisasi MSR segera. Hasilnya adalah reaktor modular kecil yang
memberikan kombinasi keselamatan, keluaran energi tinggi, kesederhanaan
operasi, dan daya saing biaya yang diperlukan untuk mendorong penyebaran
komersial yang luas. Untuk semua alasan ini, pembangkit listrik IMSR adalah
alternatif energi bersih baru yang terkemuka.
Gambar 47. The Replaceable IMSR® Core-unit.
Kebanyakan reaktor
tradisional hanya dapat membakar sekitar 1% uranium di Bumi. Banyak reaktor
canggih, termasuk MSR, dapat melakukan jauh lebih baik. Inilah mengapa MSR
bagus dalam hal ini.
·
Penghapusan produk fisi online —
Karena bahan bakarnya cair, dapat diproses selama operasi. Ini berarti bahwa
ketika atom dipecah menjadi atom yang lebih kecil (produk fisi), atom-atom
kecil tersebut dapat dikumpulkan dan ditarik keluar dari inti dengan sangat
cepat. Ini mencegah atom-atom menyerap neutron yang sebaliknya akan melanjutkan
reaksi berantai. Hal ini memungkinkan efisiensi bahan bakar yang sangat tinggi
dalam MSR.
·
Pemanfaatan Thorium yang baik —
Seperti disebutkan di atas, pabrik kimia MSR dapat terus menerus menghilangkan
produk fisi dan aktinida lainnya selama operasi. Ini berarti bahwa ketika
Thorium menyerap neutron dan menjadi Pa-233, Protaktinium dapat dikeluarkan
dari inti dan dibiarkan meluruh menjadi U-233 dengan tenang, tanpa risiko
menyebabkan hilangnya neutron parasit. Meskipun ini bukan satu-satunya cara untuk membakar
Thorium, ini mungkin yang paling elegan.
·
Tidak ada rugi-rugi neutron dalam struktur — Karena
tidak ada struktur seperti cladding, saluran bahan bakar, spacer grid, dll.,
tidak ada rugi-rugi neutron di dalamnya. Ini membantu efisiensi bahan bakar dan
karenanya keberlanjutan.
AHR (Aqueous Homogeneous Reactor)
Reaktor homogen berair (AHR) adalah jenis reaktor
nuklir di mana garam nuklir terlarut (biasanya uranium sulfat atau uranium
nitrat) dilarutkan dalam air. Bahan bakar dicampur dengan cairan pendingin dan
moderator, sehingga disebut "homogen" ("dengan keadaan fisik
yang sama"). Air dapat berupa air berat atau air biasa (ringan), keduanya
harus sangat murni. Fitur
pengendalian diri mereka dan kemampuan untuk menangani peningkatan yang sangat
besar dalam reaktivitas membuat mereka unik di antara reaktor, dan mungkin
paling aman. Di Santa Susana, California, Atomics International melakukan
serangkaian tes berjudul The Kinetic Energy Experiments. Pada akhir 1940-an,
batang kendali dimuat pada pegas dan kemudian dilempar keluar dari reaktor
dalam milidetik. Daya reaktor melonjak dari ~100 watt menjadi lebih dari
~1.000.000 watt tanpa masalah
Reaktor homogen berair kadang-kadang disebut
"ketel air" (jangan dikelirukan dengan reaktor air mendidih), karena
air di dalamnya tampak mendidih, meskipun gelembung itu sebenarnya karena
produksi hidrogen dan oksigen karena radiasi dan partikel fisi memisahkan air
menjadi gas penyusunnya, proses yang disebut radiolisis. AHR banyak digunakan
sebagai reaktor penelitian karena dapat mengendalikan diri, memiliki fluks
neutron yang sangat tinggi, dan mudah dikelola. Pada April 2006, hanya lima AHR
yang beroperasi menurut database Reaktor Riset. Masalah korosi yang terkait
dengan larutan basa sulfat membatasi aplikasinya sebagai pemulia bahan bakar
uranium-233 dari thorium. Desain saat ini
menggunakan larutan asam nitrat (misalnya uranil nitrat) menghilangkan sebagian
besar masalah ini pada baja tahan karat.
Gambar 48. Reaktor homogen berair di Laboratorium
Nasional Oak Ridge.
Pada tahun 1952, dua set eksperimen kritis dengan
larutan air berat dari uranium yang diperkaya sebagai uranil fluorida dilakukan
di Los Alamos untuk mendukung gagasan Edward Teller tentang desain senjata. Pada saat percobaan selesai, Teller telah kehilangan
minat, namun hasilnya kemudian diterapkan untuk meningkatkan reaktor
sebelumnya. Dalam satu set eksperimen, solusinya ada dalam tangki
berdiameter 25 dan 30 inci (640 dan 760 mm) tanpa reflektor di sekitarnya.
Ketinggian larutan disesuaikan dengan kekritisan dengan larutan D2O
pada rasio atom D/235U 1:230 dan 1:419 di tangki yang lebih kecil
dan 1:856 hingga 1:2081 di tangki yang lebih besar. Dalam rangkaian eksperimen
lainnya, bola larutan dipusatkan dalam wadah bola berdiameter 35 inci (890 mm)
di mana D2O dipompa dari reservoir di dasarnya. Kekritisan dicapai
dalam enam bidang solusi dari diameter 13,5 hingga 18,5 inci pada rasio atom D/235U
dari 1:34 hingga 1:431. Setelah percobaan selesai, peralatan itu juga
dihentikan.
Reaktor homogen berair pertama yang dibangun di
Laboratorium Nasional Oak Ridge menjadi kritis pada Oktober 1952. Tingkat daya
desain satu megawatt (MW) dicapai pada Februari 1953. Uap bertekanan tinggi
reaktor memutar turbin kecil yang menghasilkan 150 kilowatt (kW) listrik,
sebuah prestasi yang membuat operatornya mendapatkan gelar kehormatan
"Perusahaan Listrik Bukit Oak." Namun AEC berkomitmen untuk
pengembangan reaktor bahan bakar padat yang didinginkan dengan air dan
demonstrasi laboratorium dari jenis reaktor lain, terlepas dari keberhasilannya,
tidak mengubah jalannya.
Penggunaan reaktor fisi nuklir homogen berair untuk
produksi hidrogen simultan dengan radiolisis air dan produksi panas proses
diperiksa di University of Michigan, di Ann Arbor pada tahun 1975. Beberapa
proyek penelitian kecil melanjutkan penelitian ini di Eropa. Atomics
International merancang dan membangun berbagai reaktor nuklir berdaya rendah (5
hingga 50.000 watt termal) untuk tujuan penelitian, pelatihan, dan produksi
isotop. Satu model reaktor, L-54, dibeli dan dipasang oleh sejumlah universitas
Amerika Serikat dan lembaga penelitian asing, termasuk Jepang.
