Tipe PLTN


 

 

RINGKASAN

Beberapa tipe Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) adalah Reaktor Air Tekan

(Pressurized Water Reactor, PWR), Reaktor Air Tekan Rusia (VVER), Reaktor Air Didih

(Boiling Water Reactor, BWR), Reaktor Air Berat Pipa Tekan (CANDU), Reaktor Air Berat

Pembangkit Uap (Steam Generating Heavy Water Reactor, SGHWR), Reaktor Pendingin

Gas (Gas Cooled Reactor, GCR), Reaktor Gas Maju (Advanced Gas Reactor, AGR),

Reaktor Gas Suhu Tinggi (High Temperatur Gas Reactor, HTGR), Reaktor Moderator

Grafit Pendingin Air Didih (RBMK), Reaktor Pembiak Cepat (Fast Breeder Reactor, FBR).

 

 

URAIAN

1. Prinsip Kerja PLTN

Perbedaan cara kerja pembangkit listrik tenaga uap (PLTU) dengan pembangkit listrik tenaga

nuklir (PLTN) ditunjukkan pada Gambar di bawah Pada PLTU, di dalam ketel uap (boiler)

minyak atau batu bara dibakar untuk membangkitkan uap dengan temperatur dan tekanan

tinggi, kemudian uap ini disalurkan ke turbin untuk membangkitkan tenaga listrik. Dalam hal

pembangkitan listrik, PLTU dan PLTN mempunyai prinsip yang sama. Panas yang dihasilkan

digunakan untuk membangkitkan uap dan kemudian uap disalurkan ke turbin untuk

membangkitkan listrik. Yang berbeda dari kedua tipe pembangkit listrik ini adalah mesin

pembangkit uapnya, yang satu berupa ketel uap dan yang lainnya berupa reaktor nuklir.

Dalam reaktor nuklir PLTN, reaksi fisi berantai dipertahankan kontinuitasnya dalam bahan

bakar sehingga bahan bakar menjadi panas. Panas ini kemudian ditransfer ke pendingin

reaktor yang kemudian secara langsung atau tak langsung digunakan untuk membangkitkan

uap. Pembangkitan uap langsung dilakukan dengan membuat pendingin reaktor (biasanya air

biasa, H2O) mendidih dan menghasilkan uap. Pada pembangkitan uap tak langsung,

pendingin reaktor (disebut pendingin primer) yang menerima panas dari bahan bakar

disalurkan melalui pipa ke perangkat pembangkit uap. Pendingin primer ini kemudian

memberikan panas (menembus media dinding pipa) ke pendingin sekunder (air biasa) yang

berada di luar pipa perangkat pembangkit uap untuk kemudian panas tersebut mendidihkan

pendingin sekunder dan membangkitkan uap.

2. Tipe Reaktor PLTN

Beberapa tipe reaktor nuklir serta jenis bahan moderator dan pendingin yang digunakan

diperlihatkan pada Tabel di bawah Pada umumnya tipe reaktor nuklir dalam PLTN dibedakan

berdasarkan komposisi dan konstruksi dari bahan moderator neutron dan bahan pendingin

yang digunakan sehingga digunakan sebutan seperti reaktor gas, reaktor air ringan,

reaktor air berat (air ringan: H2O; air berat: D2O; D adalah salah satu isotop hidrogen, yaitu

deuterium 2H1). Selain itu faktor kondisi air pendingin juga menjadi pertimbangan

penggolongan tipe reaktor nuklir dalam PLTN. Jika air pendingin dalam kondisi mendidih

disebut reaktor air didih, jika tak mendidih (atau tidak diizinkan mendidih, dengan memberi

tekanan secukupnya pada pendingin) disebut reaktor air tekan. Reaktor nuklir dengan

temperatur pendingin sangat tinggi (di atas 800 oC) disebut reaktor gas temperatur tinggi.

Kecepatan neutron rata-rata dalam reaktor yang dihasilkan dari reaksi fisi juga dipakai untuk

menggolongkan tipe reaktor. Berdasarkan kecepatan neutron rata-rata dalam teras, ada

reaktor cepat dan reaktor termal (neutron dengan kecepatan relatif lambat sering disebut

sebagai neutron termal).

3. Reaktor Air Ringan (Light Water Reactor, LWR)

Di antara PLTN yang masih beroperasi di dunia, 80 % adalah PLTN tipe Reaktor Air Ringan

(LWR). Reaktor ini pada awalnya dirancang untuk tenaga penggerak kapal selam angkatan

laut Amerika. Dengan modifikasi secukupnya dan peningkatan daya seperlunya kemudian

digunakan dalam PLTN. PLTN tipe ini dengan daya terbesar yang masih beroperasi pada

saat ini (tahun 2003) adalah PLTN Chooz dan Civaux di Perancis yang mempunyai daya

1500 MWe, dari kelas N-4 Perancis. Reaktor Air Ringan dapat dibedakan menjadi dua

golongan yaitu Reaktor Air Didih dan Reaktor Air Tekan (pendingin tidak mendidih), kedua

golongan ini menggunakan air ringan sebagai bahan pendingin dan moderator.

Pada tipe reaktor air ringan sebagai bahan bakar digunakan uranium dengan pengayaan

rendah sekitar 2% – 4%; bukan uranium alam karena sifat air yang menyerap neutron.

Kemampuan air dalam memoderasi neutron (menurunkan kecepatan/ energi neutron) sangat

baik, maka jika digunakan dalam reaktor (sebagai moderator neutron dan pendingin) ukuran

teras reaktor menjadi lebih kecil (kompak) bila dibandingkan dengan reaktor nuklir tipe reaktor

gas dan reaktor air berat.

3.1 Reaktor Air Tekan (Pressurized Water Reactor, PWR)

Pada PLTN tipe PWR, air sistem pendingin primer masuk ke dalam bejana tekan reaktor

pada tekanan tinggi dan temperatur lebih kurang 290 oC. Air bertekanan dan bertemperatur

tinggi ini bergerak pada sela-sela batang bahan bakar dalam perangkat bahan bakar ke arah

atas teras sambil mengambil panas dari batang bahan bakar, sehingga temperaturnya naik

menjadi sekitar 320 oC. Air pendingin primer ini kemudian disalurkan ke perangkat

pembangkit uap (lewat sisi dalam pipa pada perangkat pembangkit uap), di perangkat ini air

pendingin primer memberikan energi panasnya ke air pendingin sekunder (yang ada di sisi

luar pipa pembangkit uap) sehingga temperaturnya naik sampai titik didih dan terjadi

penguapan. Uap yang dihasilkan dari penguapan air pendingin sekunder tersebut kemudian

dikirim ke turbin untuk memutar turbin yang dikopel dengan generator listrik. Perputaran

generator listrik akan menghasilkan energi listrik yang disalurkan ke jaringan listrik. Air

pendingin primer yang ada dalam bejana reaktor dengan temperatur 320 oC akan mendidih

jika berada pada tekanan udara biasa (sekitar satu atmosfer). Agar pendingin primer ini tidak

mendidih, maka sistem pendingin primer diberi tekanan hingga 157 atm. Karena adanya

pemberian tekanan ini maka bejana reaktor sering disebut sebagai bejana tekan atau bejana

tekan reaktor. Pada reaktor tipe PWR, air pendingin primer yang membawa unsur-unsur

radioaktif dialirkan hanya sampai ke pembangkit uap, tidak sampai turbin, oleh karena itu

pemeriksaan dan perawatan sistem sekunder (komponen sistem sekunder: turbin,

kondenser, pipa penyalur, pompa sekunder dll.) menjadi mudah dilakukan. Konstruksi bejana

reaktor tipe PWR ditunjukkan pada gambar di bawah dan perubahan teknologi PWR

ditunjukkan pada di bawah

Pada prinsipnya PWR yang dikembangkan oleh Rusia (disebut VVER) sama dengan PWR

yang dikembangkan oleh negara-negara barat. Perbedaan konstruksi terdapat pada bentuk

penampang perangkat bahan bakar VVER (berbentuk segi enam) dan letak pembangkit uap

VVER (horisontal).

Pada reaktor tipe PWR, seperti yang banyak beroperasi saat ini, peralatan sistem primer

saling dihubungkan membentuk suatu untai (loop). Jika peralatan sistem primer dihubungkan

oleh dua pipa penghubung utama yang diperpendek, dan kemudian dimasukkan dalam

bejana reaktor maka sistem seperti ini disebut reaktor setengah terintegrasi (setengah

modular). Tetapi jika seluruh sistem primer disatukan dan dimasukkan ke dalam bejana

reaktor maka disebut reaktor terintegrasi (modular), lihat. Reaktor setengah modular ataupun

modular tidak dikembangkan untuk PLTN berdaya besar.

3.2 Reaktor Air Didih (Boiling Water Reactor, BWR)

Karakteristika unik dari reaktor air didih adalah uap dibangkitkan langsung dalam bejana

reaktor dan kemudian disalurkan ke turbin pembangkit listrik. Pendingin dalam bejana reaktor

berada pada temperatur sekitar 285 oC dan tekanan jenuhnya sekitar 70 atm. Reaktor ini

tidak memiliki perangkat pembangkit uap tersendiri, karena uap dibangkitkan di bejana

reaktor. Karena itu pada bagian atas bejana reaktor terpasang perangkat pemisah dan

pengering uap, akibatnya konstruksi bejana reaktor menjadi lebih rumit. Konstruksi reaktor

BWR diperlihatkan pada sedangkan pada ditunjukan perkembangan teknologi reaktor BWR.

4. Reaktor Air Berat (Heavy Water Reactor, HWR)

Dalam hal kemampuan memoderasi neutron, air berat berada pada urutan berikutnya setelah

air ringan, tetapi air berat hampir tidak menyerap neutron. Oleh karena itu jika air berat

dipakai sebagai moderator, maka dengan hanya menggunakan uranium alam (tanpa

pengayaan) reaktor dapat beroperasi dengan baik. Bejana reaktor (disebut kalandria)

merupakan tangki besar yang berisi air berat, di dalamnya terdapat pipa kalandria yang berisi

perangkat bahan bakar. Tekanan air berat biasanya berkisar pada tekanan satu atmosfer,

dan temperaturnya dijaga agar tetap di bawah 100 oC. Akan tetapi pendingin dalam pipa

kalandria mempunyai tekanan dan temperatur yang tinggi, sehingga konstruksi pipa kalandria

berwujud pipa tekan yang tahan terhadap tekanan dan temperatur yang tinggi.

4.1 Reaktor Air Berat Tekan (Pressurized Heavy Water Reactor, PHWR)

CANadian Deuterium Uranium Reactor (CANDU) adalah suatu PLTN yang tergolong pada

tipe reaktor pendingin air berat tekan dengan pipa tekan. Reaktor ini merupakan reaktor air

berat yang banyak digunakan. Bahan bakar yang digunakan adalah uranium alam. Kanada

menjadi pelopor penyebaran reaktor tipe ini di seluruh dunia. Gambar konstruksi reaktor

CANDU Pickering-1 ditunjukkan pada.

4.2 Reaktor Air Berat Pendingin Gas (Heavy Water Gas Cooled Reactor, HWGCR)

HWGCR atau sering dibalik GCHWR adalah suatu tipe reaktor nuklir yang menggunakan air

berat sebagai bahan moderatornya, sehingga pemanfaatan neutronnya optimal. Gas

pendingin dinaikkan temperaturnya sampai pada tingkat yang cukup tinggi sehingga efisiensi

termal reaktor ini dapat ditingkatkan. Tetapi oleh karena persoalan pengembangan bahan

kelongsong yang tahan terhadap temperatur tinggi dan paparan radiasi lama belum

terpecahkan hingga sekarang, maka pada akhirnya di dunia hanya terdapat 4 reaktor tipe ini.

Di negara Perancis reaktor tipe ini dibangun, tetapi sebagai bahan kelongsong tidak

digunakan berilium melainkan stainless steel.

4.3 Reaktor Air Berat Pembangkit Uap (Steam Generated Heavy Water Reactor,

SGHWR)

Reaktor ini sering disebut Light Water Cooled Heavy Water Reactor (LWCHWR) dan hanya

ada di Pusat Penelitian Winfrith Inggris. Reaktor berdaya 100 MWe ini merupakan prototipe

reaktor pembangkit daya tipe SGHWR, dan beroperasi dari tahun 1968 sampai tahun 1990.

Pada waktu itu reaktor SGHWR sempat menjadi suatu fokus pengembangan di Inggris, tetapi

oleh karena persoalan ekonomi maka tidak dikembangkan lebih lanjut.

Sementara itu Jepang mengembangkan reaktor air berat yang disebut Advanced Thermal

Reactor (ATR). Jepang membangun reaktor ATR Fugen berdaya 165 MWe. Keunikan dari

reaktor ATR ini adalah, bahan bakar dapat terbuat dari uranium dengan pengayaan rendah

atau uranium alam yang diperkaya dengan plutonium. Pada saat bahan bakar terbakar,

penyusutan plutonium di bahan bakar sedikit sekali. Reaktor prototipe Fugen dioperasikan

sejak tahun 1979, tetapi karena terjadi perubahan kebijakan dari pemerintah, sampai saat ini

reaktor ATR komersial belum pernah terwujud. Reaktor Fugen beroperasi hingga tahun 2002

dan pada tahun berikutnya direncanakan untuk didekomisioning.

5. Reaktor Grafit

5.1 Reaktor Pendingin Gas (Gas Cooled Reactor, GCR)

Grafit sebagai bahan moderator sudah digunakan oleh ilmuwan Enrico Fermi sejak reaktor

nuklir pertama Chicago Pile No.1 (CP 1). Grafit terkenal murah dan dapat diperoleh dalam

jumlah besar. Plutonium (Pu-239) yang digunakan pada bom atom yang dijatuhkan pada saat

Perang Dunia II dibuat di reaktor grafit. Setelah perang dunia berakhir reaktor GCR adalah

salah satu tipe reaktor yang didesain-ulang di Inggris maupun Perancis. Reaktor ini

menggunakan bahan bakar logam uranium alam, moderator grafit pendingin gas

karbondioksida. Bahan kelongsong terbuat dari paduan magnesium (Magnox), oleh karena

itu reaktor ini disebut sebagai reaktor Magnox. Reaktor Magnox mempunyai pembangkitan

daya listrik cukup besar dan efisiensi ekonomi yang baik. Raktor tipe modifikasi Magnox

pernah dibangun di Jepang pada tahun 1967 sebagai PLTN Tokai. Setelah beroperasi

selama 30 tahun reaktor ini ditutup pada tahun 1998.

5.2 Reaktor Pendingin Gas Maju (Advanced Gas-cooled Reactor, AGR)

Di Inggris fokus pengembangan teknologi PLTN bergeser ke reaktor berbahan bakar uranium

dengan pengayaan rendah, yang memiliki kerapatan daya dan efisiensi termal yang tinggi.

Unjuk kerja reaktor ini terbukti dapat diperbaiki. Di Inggris reaktor ini hanya sempat dibangun

sebanyak 14 buah saja, karena setelah pertengahan tahun 1980 kebijakan Pemerintah

Inggris berubah.

5.3 Reaktor Pendingin Gas Suhu Tinggi (High Temperatur Gas-cooled Reactor, HTGR)

Reaktor ini menggunakan gas helium sebagai pendingin. Karakteristika menonjol yang unik

dari reaktor HTGR ini adalah konstruksi teras didominasi bahan moderator grafit, temperatur

operasi dapat ditingkatkan menjadi tinggi dan efisiensi pembangkitan listrik dapat mencapai

lebih dari 40 %. Terdapat 3 bentuk bahan bakar dari HTGR, yaitu dapat berupa: (a) Bentuk

batang seperti reaktor air ringan (dipakai di reaktor Dragon dan Peach Bottom); (b) Bentuk

blok, di mana di dalam lubang blok grafit yang berbentuk segi enam di masukkan batang

bahan bakar (dipakai di reaktor Fort St. Vrain, MHTGR, HTTR); (c) Bentuk bola (peble bed),

di mana butir bahan bakar bersalut didistribusikan dalam bola grafit (dipakai di reaktor AVR,

THTR-300).

5.4 Reaktor Pipa Tekan Air Didih Moderator Grafit (Light Water Gas-cooled Reactor,

LWGR)

RBMK adalah reaktor tipe ini yang hanya dikembangkan di Rusia. Reaktor ini tidak

menggunakan tangki kalandria (berisi air berat) seperti reaktor tipe SGHWR tetapi

menggunakan grafit sebagai moderator, oleh karena itu dimensi reaktor menjadi besar.

Sekitar 1700 buah pipa tekan menembus susunan blok grafit. Di dalam pipa tekan diisi

batang bahan bakar di mana di sekelilingnya mengalir air ringan yang mengambil panas dari

batang bahan bakar sehingga mendidih. Uap yang terbentuk dikirim ke turbin pembangkit

listrik untuk memutar turbin dan membangkitkan listrik. Salah satu reaktor tipe ini yang

terkenal karena mengalami kecelakaan adalah reaktor Chernobyl No.4 yang merupakan

reaktor tipe RBMK-1000. Salah satu kegagalan desain pada reaktor tipe RBMK yang

dianggap sebagai kambing hitam terjadinya kecelakaan Chernobyl adalah tidak tersedianya

bejana pengungkung reaktor.

6. Reaktor Cepat (Fast Reactor, FR), Reaktor Pembiak Cepat (Liquid Metal Fast Breeder

Reactor, LMFBR)

Seperti tersirat dalam nama tipe reaktor ini, neutron cepat yang dihasilkan dari reaksi fisi

dengan kecepatan tinggi dikondisikan sedemikian rupa sehingga diserap oleh uranium-238

menghasilkan plutonium-239. Dengan kata lain di dalam reaktor dapat dibiakkan (dibuat)

unsur plutonium. Rapat daya dalam teras reaktor cepat sangat tinggi, oleh karena itu sebagai

pendingin biasanya digunakan bahan logam natrium cair atau logam cair campuran natrium

dan kalium (NaK) yang mempunyai kemampuan tinggi dalam mengambil panas dari bahan

bakar.

Konstruksi reaktor pembiak cepat terdiri dari pendingin primer yang berupa bahan logam cair

mengambil panas dari bahan bakar dan kemudian mengalir ke alat penukar panas-antara

(intermediate heat exchanger), selanjutnya energi panas ditransfer ke pendingin sekunder

dalam alat penukar panas-antara ini. Kemudian pendingin sekunder (bahan pendingin adalah

natrium cair atau logam cair natrium) yang tidak mengandung bahan radioaktif akan mengalir

membawa panas yang diterima dari pendingin primer menuju ke perangkat pembangkit uap,

dan memberikan panas ke pendingin tersier (air ringan) sehingga temperaturnya meningkat

dan mendidih (proses pembangkitan uap). Uap yang dihasilkan selanjutnya dialirkan ke turbin

untuk memutar generator listrik yang dikopel dengan turbin.

Komponen sistem primer dari reaktor pembiak cepat terdiri dari bejana reaktor, pompa

sirkulasi primer, alat penukar panas-antara. Komponen ini dirangkai oleh pipa penyalur

pendingin membentuk suatu untai (loop), karena itu reaktor seperti ini digolongkan dalam

kelas reaktor untai. Apabila seluruh komponen sistem primer di atas semuanya dimasukkan

ke dalam bejana reaktor, maka reaktor pembiak cepat seperti ini digolongkan dalam kelas

reaktor tangki atau reaktor kolam. Contoh reaktor pembiak cepat tipe reaktor untai adalah

reaktor prototipe Monju di Jepang, sedangkan untuk tipe reaktor kolam adalah reaktor Super

Phenix di Perancis yang sudah menjadi reaktor komersial. Reaktor Cepat Eropa (Europian

Fast Reactor, EFR) yang secara intensif dikembangkan oleh negara-negara Eropa

diharapkan akan mulai masuk pasar komersial pada tahun 2010.

Daftar Tabel dan Gambar

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Sumber : http://www.batan.go.id

Tinggalkan komentar

Tinggalkan Balasan

Isikan data di bawah atau klik salah satu ikon untuk log in:

Logo WordPress.com

You are commenting using your WordPress.com account. Logout / Ubah )

Gambar Twitter

You are commenting using your Twitter account. Logout / Ubah )

Foto Facebook

You are commenting using your Facebook account. Logout / Ubah )

Foto Google+

You are commenting using your Google+ account. Logout / Ubah )

Connecting to %s