Reaktor air didih lanjut
Reaktor air didih lanjut atau Advanced boiling water reactor (ABWR) adalah reaktor air mendidih Generasi III. ABWR saat ini ditawarkan oleh GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) dan Toshiba. ABWR menghasilkan tenaga listrik dengan menggunakan uap untuk daya turbin yang terhubung ke generator; uap dididihkan dari air dengan menggunakan panas yang dihasilkan oleh reaksi fisi dalam bahan bakar nuklir.
Reaktor air mendidih (BWR) adalah bentuk reaktor air ringan kedua yang paling umum dengan desain siklus langsung yang menggunakan komponen pasokan uap yang lebih sedikit lebih besar dibandingkan reaktor bertekanan air (PWR), yang mempekerjakan siklus tidak langsung.
Desain pabrik ABWR standar memiliki output listrik bersih sekitar 1,35 GW (3,926 GW tenaga panas). Sedangkan BWR sekitar 1,1 GW (3,293 GW tenaga panas).
Deskripsi sunting
Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir atau PLTN adalah sebuah pembangkit daya thermal yang menggunakan satu atau beberapa reaktor nuklir sebagai sumber panasnya. Prinsip kerja sebuah PLTN hampir sama dengan sebuah Pembangkilt Listrik Tenaga Uap, menggunakan uap bertekanan tinggi untuk memutar turbin. Putaran turbin inlah yang diubah menjadi energi listrik. Perbedaannya ialah sumber panas yang digunakan untuk menghasilkan panas. Sebuah PLTN menggunakan Uranium sebagai sumber panasnya, reaksi pembelahan (fisi) inti Uranium menghasilkan energi panas yang sangat besar.
Sedangkan energi yang diperoleh selama ini dihasilkan dari uap bertekanan tinggi pada PLTU digunakan untuk memutar turbin. Tenaga gerak putar turbin ini kemudian diubah menjadi tenaga listrik dalam sebuah generator.
Perbedaan PLTN dengan pembangkit lain terletak pada bahan bakar yang digunakan untuk menghasilkan uap, yaitu Uranium. Reaksi pembelahan (fisi) inti Uranium menghasilkan tenaga panas (termal) dalam jumlah yang sangat besar serta membebaskan 2 sampai 3 buah neutron.
Untuk meningkatkan kepercayaan dan diterimanya kehadiran PLTN oleh masyarakat dunia, maka dikembangkan pula desain PLTN mutakhir seperti PLTN jenis ABWR (Advanced Boiling Water Reactor) yang merupakan reaktor air didih lanjut, yaitu tipe modifikasi dari reaktor air didih (BWR) yang ada pada saat ini. Perbaikan ditekankan pada keandalan, keselamatan, limbah yang rendah, kemudahan operasi dan faktor ekonomi. Perlengkapan khas ABWR yang mengalami perbaikan desain adalah (1) pompa internal, (2) penggerak batang kendali, (3) alat pengatur aliran uap, (4) sistem pendinginan teras darurat, (5) sungkup reaktor dari beton pra-tekan, (6) turbin, (7) alat pemanas untuk pemisah uap (penurun kelembaban).
PLTN jenis ABWR mempunyai tingkat keselamatan yang lebih tinggi dan teknologi yang mapan. Masyarakat tidak perlu mengkhawatirkan pembangunan PLTN di Indonesia, sebab desain PLTN cukup aman dan andal. Selain itu dalam menyongsong pembangunan PLTN, sosialisasi kepada masyarakat perlu dilakukan secara terus menerus, serta penyiapan SDM yang berkualitas mutlak sangat diperlukan.
Advanced Boiling Water Reactor (ABWR) merupakan proyek reaktor berteknologi maju dan berukuran besar yang pertama diimplementasikan pada pembangunan Reaktor Kashiwazaki-Kariwa unit 6 dan 7 di Jepang dan dioperasikan pada tahun 1996 dan 1997. Reaktor ini adalah reaktor jenis ABWR (1356 MWe). Seluruh sistem reaktor ABWR ini mengalami peningkatan teknologi dan prosedur operasional, kinerja dan burn up yang lebih baik, interface manusia-mesin dengan computer dan peningkatan latihan dengan simulator. Reaktor ini merupakan PLTN mutakhir dan modern pertama di dunia yang mempunyai kapasitas listrik netto yang tertinggi. Reaktor ABWR ini menggunakan sistem resirkulasi dengan pompa internal, mekanisme penggerakan batang kendali yang baik, tiga sistem pendinginan darurat, dan bejana pengungkung beton. Dengan desain ini diperoleh faktor ketersediaan yang meningkat, keselamatan yang lebih tinggi, reaktor yang lebih kompak dan mudah digunakan, dan sistem turbin yang efisien.
Reaktor ABWR sunting
Reaktor ABWR merupakan reactor daya pembangkit listrik tenaga nuklir yang menggunakan air ringan sebagai pendingin maupun modearatornya. Pada raktor daya yang dimanfaatkan adalah uap panas bersuhu dan bertekanan tinggi yang dihasilkan oleh reaksi fisi untuk memutar turbin, sedangkan neutron cepat dihasilkan diubah menjadi neutron lambat untuk berlangsungnya reaksi berantai dan sebagian lagi tidak dimanfaatkan. Reaksi fisi berantai hanya terjadi apabila neutron termal atau lambat mampu menembak Uranium-235 yang lainnya hingga terjadilah reaksi berantai secara terus menerus. Cara mengubah neutron yang berkecepatan tinggi menjadi neutron berkecepatan rendah (neutron lambat) adalah dengan menumbukkannya pada inti atom hidrogen dalam air. Jadi air di dalam kolam reaktor ini berfungsi sebagai pemerlambat (moderator), sebagai pendingin dan juga sebagai perisai radiasi. Beberapa bahan pada umumnya yang dipergunakan sebagai bahan pendingin reaktor nuklir adalah air ringan (H2O) (batan.go.id;08).
Karakteristik reaktor ABWR sunting
Pompa internal reaktor (pendingin teras) sunting
Evolusi desain teras BWR dimulai dengan desain BWR-1,kemudian evolusi BWR-1 menjadi BWR-2 dengan meningkatkan sistem siklus ganda menjadi siklus langsung (direct cycle), sehingga dengan desain ini dapat memperkecil kegagalan dan meningkatkan angka keselamatan serta menekan biaya komponen.
Kemudian sistem pendinginan teras darurat diubah dengan mempercepat kecepatan panas bahan bakar dengan mengganti injeksi pompa biasa menjadi sistem injeksi pompa jet (jet-pump) yang ditempatkan di antara core shroud support dan permukan dalam bejana didih. Desain ini dinamakan BWR-3, kemudian ditingkatkan lagi menjadi BWR-4. Perubahan dilaksanakan dengan mengubah rapat daya teras dengan mengubah tipe bundel bahan bakar dari 40,74 kW/liter menjadi 49,16 kW/liter (model P/BP8x5R) selanjutnya ditingkatkan lagi menjadi 50,15 kW/liter (model GE4), dan 50,5 kW/liter (model GE5) dengan mengubah tipe bundle bahan bakar.
Kemudian BWR-4 menjadi BWR-5 dengan meningkatkan keselamatan pendingin teras darurat dan pemasangan instalasi komponen valve flow control pada sistem resirkulasi. Kemudian menjadi BWR-6 dengan peningkatan jet-pump, pemisah uap dan sistem ECCS, dan perubahan desain bundel bahan bakar. Evolusi dalam hal sistem pembangkit uap nuklir, evolusi yang dilaksanakan adalah sistem sirkulasi pendingin reaktor ABWR mengadopsi pompa internal berjenis motor basah tanpa mengunakan shaft seal. Pompa resirkulasi pendingin reaktor pada desain sebelumnya terletak di luar bejana tekan (reactor pressure vessel, RPV), pada desain BWR dipasang di dalam bejana. Hal ini menbuat berkurangnya pemipaan eksternal di luar bejana, yang tentunya memberikan peningkatan terhadap keselamatan dan pengoperasian reaktor. Teras reaktor akan tertutup dan terselubungi dengan air dalam hal terjadinya kejadian loss of coolant accident (LOCA). Pusat gravitasi ABWR akan menjadi lebih rendah dibandingkan BWR, sehingga meningkatkan ketahahan terhadap gempa. Gambaran tentang pompa internal reaktor dapat dilihat dari Gambar 4.
Peningkatan aspek ekonomi sunting
Untuk meningkatkan aspek keselamatan dan aspek ekonomi, bejana tekan reactor terbuat dari beton berulang baja (RCCV). Oleh karena pipa pendingin tidak ada, penerapan RPV dan disain titik berat reactor yang rendah serta terintegrasinya RCCV dengan bangunan reaktor maka reaktor akan lebih tahan terhadap gempa.
Keistimewaan bejana pengukung reaktor dari bahan gabungan beton bertulang baja:
- Titik beratnya lebih rendah
- Bejana pengukung terintegrasi dengan bengunan
- Tahan gempa
- Pengbangunannya singkat
Sistem penggerak batang kendali sunting
Sistem penggerak batang kendali menggunakan sistem fine motion control roddrive (FMCRD). ABWR mengombinasikan fungsi FMCRD dimana dapat menggerakkan batang kendali menggunakan motor listrik sebagai tambahan terhadap penggerak piston secara hidraulis. Beberapa keuntungan antara lain adalah penggunaan kontrol secara lebih baik dan lebih mudah, memberikan kontribusi terhadap integrasi bahan bakar, dan waktu startup lebih pendek dengan pengoperasian otomatis. Sistem hidraulis dioptimasikan dan disederhanakan dengan digunakannnya 2 buah CRDM atau akumulator dan mengeliminir sistem penonaktifan scram. (scram discharge system). Keandalan ditingkatkan dengan digunakannya diversifikasi dan redundansi metode CRD, mekanisme pendeteksian secara penuh dan berkelanjutan, redundansi mekanisme pendeteksian yang terpisah. Perbandingan antara sistem FMCRD antara BWR dan ABWR
Keuntungan konstruksi penggerak batang kendali yang telah disempurnakan
- Dengan motor listrik gerakan lebih teliti
- Kendali reaktivitas mudah dilakukan
- Start-up operasi lebih cepat karena modus operasi group
- Optimasi dan penyederhanaan sistem hidraulis
- 1 unit sistem hidraulis dapat memancang 2 batang kendali
- Sistem eksekusi pancang tidak perlu
- Radioaktivitas rendah dan pemeriksaan berkala menjadi lebih singkat
- Rumah parsial mempermudah pemeriksaan
- Aplikasi penopang rumah internal
- Keandalan meningkat
- Diversifikasi penggerak batang kendali
- Konstruksi pemekrisaan terpisah
- Kopling bayonet, penyambungan andal
Konsep Pendingin Darurat sunting
Kalor yang dihasilkan oleh reaksi pembelahan inti di dalam teras reaktor (core) digunakan untuk mendidihkan air. Uap yang terjadi, setelah dipisahkan dari butir-butir air oleh separator dan pengering (separators & ryers) keluar dari bejana reaktor (reactor vessel) menuju turbin turbine). Turbin ini terdiri dari dua tingkat yaitu bagian tekanan tinggi (high pressure = HP) dan dua paralel bagian tekanan rendah (low pressure= LP), dimana uap sebelum masuk ke bagian tekanan dipisahkan dari butir-butir air serta dikalor kan kembali dalam separator dan pemanas ulang (moisture separator & reheater). Turbin ini memutar generator listrik (generator) sehingga listrik tiga fase dapat dihasilkan. Sebagian besar uap dari turbin mengalir ke kondenser (condenser) dimana uap ini akan berkondensasi menjadi air lagi. Ini dimungkinkan karena kondenser selalu didinginkan oleh air dari luar, yaitu dengan air laut. dengan air sungai ataupun dengan air dari menara/kolam pendingin. Selanjutnya air kondensat dialirkan ke penyaring demineral (demineralizer) oleh pompa kondensat (condensate pump). Dari sini, air yang telah bersih dari mineral pengotor dimasukkan kedalam pemanas (heaters) dimana air secara bertahap dipanaskan (Aditiya Romas; gns.ep.ip).
Setiap kecelakaan yang mengakibatkan kerugian dari reaktor secara otomatis set off the Emergency Core Cooling System (ECCS). Yang terdiri dari beberapa sistem keamanan, masing-masing berfungsi secara independen, ECCS juga memiliki mesin diesel generator siaga yang mengambil alih kekuasaan jika eksternal terputus. Systems Tekanan tinggi Core Flooder (HPCF) dan Reaktor Core Isolasi Cooling (RCIC) Sistem ini menyuntikkan inti ke dalam air dingin dan mengurangi tekanan reaktor. System Tekanan rendah Flooder (LPFL), setelah tekanan dalam bejana reaktor berkurang, sistem ini injects air ke dalam bejana reactor. Reaktor inti yang kemudian didinginkan aman. Otomatis Depressurization Sistem, harus tingginya tekanan injeksi sistem gagal, sistem ini reaktor kapal yang menurunkan tekanan ke tingkat di mana LPFL sistem dapat berfungsi.
Pengembangan sunting
| Plant Name | Number of Reactors | Rated Capacity | Location | Operator | Construction Started | Year Completed (First criticality) | Cost (USD) | Notes |
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Kashiwazaki-Kariwa Nuclear Power Plant | 2 | 1356 MW | Kashiwazaki, Japan | TEPCO | 1992,1993 | 1996,1996 | First Installation | |
| Shika Nuclear Power Plant | 1 | 1358 MW | Shika, Japan | Hokuriku Electric Power Company | 2001 | 2005 | ||
| Hamaoka Nuclear Power Plant | 1 | 1267 MW | Omaezaki, Japan | Chuden | 2000 | 2005 | On May 14, 2011 Hamaoka 5 was shut down by the request of the Japanese government. | |
| Shimane Nuclear Power Plant Reactor 3 | 1 | 1373 MW | Matsue, Japan | Chugoku Electric Power Company | 2007 | Construction suspended in 2011 | ||
| Longmen Nuclear Power Plant | 2 | 1350 MW | Gongliao Township, Republic of China | Taiwan Power Company | 1997 | After 2017 | $9.2 Billion | Construction halted in 2014 |
| Higashidōri Nuclear Power Plant | 3 | 1385 MW | Higashidōri, Japan | Tohoku Electric Power and TEPCO | No firm plans | |||
| Ōma Nuclear Power Plant | 1 | 1383 MW | Ōma, Japan | J-Power | 2010 | After 2014 | Under Construction, First nuclear plant for J-Power | |
| South Texas Project | 2 | 1358 MW | Bay City, Texas, United States | NRG Energy, TEPCO and CPS Energy | $14 billion | Cancelled March 2011[1] |
Lihat pula sunting
Referensi sunting
- ^ "NRG ends project to build new nuclear reactors". Diarsipkan dari versi asli tanggal 2016-04-09. Diakses tanggal 2015-09-04.