Pembangkit listrik tenaga nuklir

Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) adalah stasiun pembangkit listrik termal tempat panas yang dihasilkan diperoleh dari satu atau lebih reaktor nuklir pembangkit listrik.

PLTN termasuk dalam pembangkit daya (bahasa Inggris: base load), yang dapat bekerja dengan baik ketika daya keluarannya konstan (meskipun reaktor air didih (bahasa Inggris: boiling water reactor) dapat turun hingga setengah dayanya ketika malam hari). Daya yang dibangkitkan per unit pembangkit berkisar dari 12 MWe hingga 1400 MWe. Unit baru yang sedang dibangun pada tahun 2019 mempunyai daya 29-1400 MWe.

PLTN komersial pertama mulai beroperasi pada 1950-an, dan hingga saat ini terdapat 450 PLTN berlisensi di dunia ^[1] yang beroperasi di 30 negara. Keseluruhan reaktor tersebut menyuplai 10% daya listrik dunia. PLTN adalah sumber tenaga rendah karbon terbesar kedua di dunia (29% dari total pada tahun 2017). Saat ini terdapat 48 PLTN sedang dibangun.

Sejarah

Reaktor nuklir yang pertama kali membangkitkan listrik adalah stasiun pembangkit percobaan EBR-I pada 20 Desember 1951 di dekat Arco, Idaho, Amerika Serikat. Pada 27 Juni 1954, PLTN pertama dunia yang menghasilkan listrik untuk jaringan listrik (power grid) mulai beroperasi di Obninsk, Uni Soviet [1] Diarsipkan 2009-02-25 di Wayback Machine.. PLTN skala komersiil pertama adalah Calder Hall di Inggris yang dibuka pada 17 Oktober 1956 [2].

Untuk informasi sejarah lebih lanjut, lihat reaktor nuklir dan daya nuklir.

Jenis-jenis PLTN

Pressurized Water Reactor untuk kapal laut. Reaktor ini menggunakan air laut sebagai kondenser pendingin reaktor.

Diagram reaktor kapal selam

Pressurizer Reactor

Steam generator

PLTN dikelompokkan berdasarkan jenis reaktor yang digunakan. Tetapi ada juga PLTN yang menerapkan unit-unit independen, dan hal ini bisa menggunakan jenis reaktor yang berbeda. Sebagai tambahan, beberapa jenis reaktor berikut ini, pada masa depan diharapkan mempunyai sistem keamanan pasif.

Reaktor Fisi

Reaktor daya fisi membangkitkan panas melalui reaksi fisi nuklir dari isotop fissil uranium dan plutonium.

Selanjutnya reaktor daya fissi dikelompokkan lagi menjadi:

Reaktor thermal menggunakan moderator neutron untuk melambatkan atau me-moderate neutron sehingga mereka dapat menghasilkan reaksi fissi selanjutnya. Neutron yang dihasilkan dari reaksi fissi mempunyai energi yang tinggi atau dalam keadaan cepat, dan harus diturunkan energinya atau dilambatkan (dibuat thermal) oleh moderator sehingga dapat menjamin kelangsungan reaksi berantai. Hal ini berkaitan dengan jenis bahan bakar yang digunakan reaktor thermal yang lebih memilih neutron lambat ketimbang neutron cepat untuk melakukan reaksi fissi.
Reaktor cepat menjaga kesinambungan reaksi berantai tanpa memerlukan moderator neutron. Karena reaktor cepat menggunkan jenis bahan bakar yang berbeda dengan reaktor thermal, neutron yang dihasilkan di reaktor cepat tidak perlu dilambatkan guna menjamin reaksi fissi tetap berlangsung. Boleh dikatakan, bahwa reaktor thermal menggunakan neutron thermal dan reaktor cepat menggunakan neutron cepat dalam proses reaksi fissi masing-masing.
Reaktor subkritis menggunakan sumber neutron luar ketimbang menggunakan reaksi berantai untuk menghasilkan reaksi fissi. Hingga 2004 hal ini hanya berupa konsep teori saja, dan tidak ada purwarupa yang diusulkan atau dibangun untuk menghasilkan listrik, meskipun beberapa laboratorium mendemonstrasikan dan beberapa uji kelayakan sudah dilaksanakan.

Reaktor thermal

Light water reactor (LWR)
- Boiling water reactor (BWR)
- Pressurized water reactor (PWR)
- SSTAR, a sealed, reaktor untuk jaringan kecil, mirip PWR
Moderator Grafit:
- Magnox
- Advanced gas-cooled reactor (AGR)
- High temperature gas cooled reactor (HTGR)
- RBMK
- Pebble bed reactor (PBMR)
Moderator Air berat:
- SGHWR
- CANDU

Reaktor cepat

Meski reaktor nuklir generasi awal berjenis reaktor cepat, tetapi perkembangan reaktor nuklir jenis ini kalah dibandingkan dengan reaktor thermal.

Keuntungan reaktor cepat diantaranya adalah siklus bahan bakar nuklir yang dimilikinya dapat menggunakan semua uranium yang terdapat dalam urainum alam, dan juga dapat mentransmutasikan radioisotop yang tergantung di dalam limbahnya menjadi material luruh cepat. Dengan alasan ini, sebenarnya reaktor cepat secara inheren lebih menjamin kelangsungan ketersedian energi ketimbang reaktor thermal. Lihat juga reaktor fast breeder. Karena sebagian besar reaktor cepat digunakan untuk menghasilkan plutonium, maka reaktor jenis ini terkait erat dengan proliferasi nuklir.

Lebih dari 20 purwarupa (prototype) reaktor cepat sudah dibangun di Amerika Serikat, Inggris, Uni Sovyet, Prancis, Jerman, Jepang, India, dan hingga 2004 1 unit reaktor sedang dibangun di China. Berikut beberapa reaktor cepat di dunia:

EBR-I, 0.2 MWe, AS, 1951-1964.
Dounreay Fast Reactor, 14 MWe, Inggris, 1958-1977.
Enrico Fermi Nuclear Generating Station Unit 1, 94 MWe, AS, 1963-1972.
EBR-II, 20 MWe, AS, 1963-1994.
Phénix, 250 MWe, Prancis, 1973-sekarang.
BN-350, 150 MWe plus desalination, USSR/Kazakhstan, 1973-2000.
Prototype Fast Reactor, 250 MWe, Inggris, 1974-1994.
BN-600, 600 MWe, USSR/Russia, 1980-sekarang.
Superphénix, 1200 MWe, Prancis, 1985-1996.
FBTR, 13.2 MWe, India, 1985-sekarang.
Monju, 300 MWe, Jepang, 1994-sekarang.
PFBR, 500 MWe, India, 1998-sekarang.

(Daya listrik yang ditampilkan adalah daya listrik maksimum, tanggal yang ditampilkan adalah tanggal ketika reaktor mencapai kritis pertama kali, dan ketika reaktor kritis untuk teakhir kali bila reaktor tersebut sudah di dekomisi (decommissioned).

Reaktor Fusi

Fusi nuklir menawarkan kemungkinan pelepasan energi yang besar dengan hanya sedikit limbah radioaktif yang dihasilkan serta dengan tingkat keamanan yang lebih baik. Namun, saat ini masih terdapat kendal-kendala bidang keilmuan, teknik dan ekonomi yang menghambat penggunaan energi fusi guna pembangkitan listrik. Hal ini masih menjadi bidang penelitian aktif dengan skala besar seperti dapat dilihat di JET, ITER, dan Z machine.

Keuntungan dan kekurangan

Keuntungan PLTN dibandingkan dengan pembangkit daya utama lainnya adalah:

Tidak menghasilkan emisi gas rumah kaca (selama operasi normal) - gas rumah kaca hanya dikeluarkan ketika Generator Diesel Darurat dinyalakan dan hanya sedikit menghasilkan gas)
Tidak mencemari udara - tidak menghasilkan gas-gas berbahaya sepert karbon monoksida, sulfur dioksida, aerosol, mercury, nitrogen oksida, partikulate atau asap fotokimia
Sedikit menghasilkan limbah padat (selama operasi normal)
Biaya bahan bakar rendah - hanya sedikit bahan bakar yang diperlukan
Ketersedian bahan bakar yang melimpah - sekali lagi, karena sangat sedikit bahan bakar yang diperlukan
Baterai nuklir - (lihat SSTAR)

Berikut ini berberapa hal yang menjadi kekurangan PLTN:

Risiko kecelakaan nuklir - kecelakaan nuklir terbesar adalah kecelakaan Chernobyl (yang tidak mempunyai containment building)
Limbah nuklir - limbah radioaktif tingkat tinggi yang dihasilkan dapat bertahan hingga ribuan tahun. AS siap menampung limbah ex PLTN dan Reaktor Riset. Limbah tidak harus disimpan di negara pemilik PLTN dan Reaktor Riset. Untuk limbah dari industri pengguna zat radioaktif, bisa diolah di Instalasi Pengolahan Limbah Zat Radioaktif, misal yang dimiliki oleh BATAN Serpong.

Perkembangan generasi PLTN

Range of possible CANDU fuel cycles: CANDU reactors can accept a variety of fuel types, including the used fuel from light-water reactors

Sejak PLTN komersial pertama dikembangkan pada tahun 50-an hingga saat ini, generasi PLTN mengalami perkembangan yang cukup pesat.

PLTN Generasi I

PLTN generasi pertama dikembangkan pada rentang waktu tahun 50-an hingga tahun 60-an. PLTN generasi pertama ini merupakan prototipe awal dari reaktor pembangkit daya yang bertujuan untuk membuktikan bahwa energi nuklir dapat dimanfaatkan dengan baik untuk tujuan damai. Contoh PLTN generasi pertama ini adalah Shippingport (tipe PWR), Dresden (tipe BWR), Fermi I (tipe FBR) dan Magnox (tipe GCR).

PLTN Generasi II

PLTN generasi kedua dikembangkan setelah tahun 70-an, PLTN ini merupakan suatu pedoman klasifikasi desain dari reaktor nuklir. PLTN generasi II dijadikan sebagai reaktor daya komersial acuan dalam pembangunan PLTN hingga akhir tahun 90-an. Prototipe reaktor daya generasi II adalah PLTN tipe PWR, CANDU, BWR, AGR dan VVER.

PLTN generasi III

PLTN generasi III adalah reaktor daya generasi lanjut (advanced) yang dikembangkan pada akhir tahun 1990. PLTN generasi ini mengalami perubahan desain evolosioner (perubahan yang tidak radikal) yang bertujuan untuk meningkatkan faktor keselamatan dan ekonomi PLTN. PLTN generasi III banyak dibangun negara-negara Asia Timur. Contoh dari PLTN generasi III adalah ABWR, System80+.

Pengembangan PLTN generasi III terus berlanjut dan bersamaan dengan itu dilakukan perbaikan desain yang evolusioner untuk meningkatkan faktor ekonomi dengan cukup signifikan. Perubahan terhadap PLTN generasi III menghasilkan PLTN generasi III+ yang lebih ekonomis dan segera dapat dibangun dalam waktu dekat tanpa harus menunggu periode R&D yang lama. PLTN generasi III+ menjadi suatu pilihan untuk pembangunan PLTN yang akan dilakukan dari sekarang hingga tahun 2030.

PLTN generasi IV

PLTN generasi IV adalah reaktor daya hasil pengembangan inovatif dari PLTN generasi sebelumnya. PLTN generasi IV terdiri dari enam tipe reaktor daya yang diseleksi dari sekitar 100 buah desain. Kriteria seleksi adalah aspek ekonomi yang tinggi, tingkat keselamatan lanjut, menghasilkan limbah dengan kuantitas yang sangat rendah, dan tahan terhadap aturan NPT.

PLTN generasi IV dirancang tidak hanya berfungsi sebagai instalasi pemasok daya listrik saja, tetapi dapat pula digunakan untuk pemasok energi termal kepada industri proses. Oleh karena itu PLTN generasi IV tidak lagi disebut sebagai PLTN, tetapi disebut sebagai Sistem Energi Nuklir (SEN) atau Nuclear Energy System (NES). Enam tipe dari reaktor daya generasi IV adalah: Very High Temperature Reactor (VHTR), Sodium-cooled Fast Reactor (SFR), Gas-cooled Fast Reactor (GFR), Liquid metal cooled Fast Reactor (LFR), Molten Salt Reactor (MSR), dan SuperCritical Water-cooled Reactor (SCWR).

BATAN mempunyai program Reaktor Daya Eksperimental (RDE) menggunakan teknologi generasi IV High Temperature Gas Cooled Reactor (HTGR) dengan daya 10 MWth. Pemilihan HTGR untuk RDE ini, karena sesuai dengan tuntutan industri yang berkeinginan mendapatkan uap panas untuk smelter, pencairan batubara dll, disamping untuk keperluan listrik. BATAN berkolaborasi dengan Tsinghua University membuat program joint lab menyusun desain konsep HTGR dengan dengan daya 150 MWth. Hal ini bisa menjadi cikal bakal PeLUIt (pembangkit listrik dan uap untuk industri).

Generator termoelektrik radionuklida

Generator termoelektrik radioisotop (RTG, RITEG) adalah sebuah generator listrik yang menggunakan sebuah array termokopel untuk mengubah panas yang dilepaskan oleh peluruhan radioaktif yang cocok menjadi listrik oleh efek Seebeck. Jadi, RTG tidak menggunakan fisi nuklir, dan tidak menggunakan siklus termodinamika dan uap. RTG telah digunakan sebagai sumber listrik di satelit, pesawat antariksa berawak dan seperti fasilitas remote sebagai serangkaian mercusuar Uni Soviet yang didirikan di dalam Lingkaran Arktik.