12

BAB II

TEORI DASAR

2.1 Reaktor Cepat Berpendingin Gas (Gast Cooled Fast Reactor -GFR)

Dalam fisika nuklir kita mengenal ada dua jenis reaksi yaitu reaksi fusi dan

reaksi fisi. Reaksi fisi adalah reaksi pembelahan inti berat yang bersifat fissil

seperti U-235 atau Pu-239 menjadi inti yang lebih ringan/ kecil massanya untuk

menghasilkan energi. Setiap reaksi fisi menghasilkan energi yang besarnya kira-

kira 200 MeV. Reaksi fisi tidak bisa terjadi begitu saja (spontan) tetapi reaksi ini

membutuhkan neutron untuk menumbuk inti berat tersebut agar menghasilkan

panas. Partikel neutron yang telah menumbuk inti berat seperti U-235 atau Pu-239

akan memproduksi 2-3 neutron yang baru. Sehingga , didalam reaktor nuklir akan

ada banyak sekali neutron yang ada. Maka kondisi yang ideal dari sebuah reaktor

adalah kondisi dimana jumlah neutron yang hilang karena adanya serapan dan

tumbukan dari inti berat dengan jumlah neutron yang dihasilkan setelah tumbukan

berlangsung adalah berbanding lurus.

 

Gambar 2.1-1Bagan Reaksi Fusi

13

Mungkinkah reaksi sebaliknya, yaitu penggabungan 2 atom yang kecil

menjadi inti yang lebih besar dan bisa menghasilkan energi? Hal ini bisa dijawab

oleh reaksi fusi. Contoh dari reaksi fusi adalah peristiwa pembuatan bom hidrogen.

Hidrogen hanya memiliki 1 proton dan merupakan atom yang paling sederhana

dari segi susunan proton dan elektronnya. Secara teoritis, penggabungan 2 atom

Hidrogen menjadi Helium yang memiliki 2 proton adalah mungkin dan ini

termasuk kedalam jenis reaksi fusi.

Gambar 2.1-2 Bagan Reaksi Fusi

Selain itu, didalam dunia nuklir terdapat 2 jenis reaktor yaitu reaktor cepat

dan reaktor thermal. Reaktor thermal adalah reaktor yang menggunakan neutron

thermal dalam proses reaksinya. Neutron termal adalah neutron bebas dengan

level energi kinetic sekitar 0.025 eV (sekitar 4.10-21 J; 2.4 MJ/kg, yaitu dengan

kecepatan sekitar 2.2 km/detik). Jenis reaktor thermal adalah Reaktor Air Ringan

(Light Water Reactor /LWR), Reaktor Air Mendidih (Boiling Water Reactor

/BWR), Reaktor Air Bertekanan (Pressurized Water Reactor /PWR), Reaktor

Magnox, Reaktor Maju Berpendingin Gas (AGR), Reaktor RBMK, reaktor Pebble

Bed (PBMR) dan Reaktor CANDU. Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir di dunia

14

didominasi oleh penggunaan reaktor PWR untuk menghasilkan sumber panasnya.

Hal ini disebabkan teknologi PWR yang memiliki efisiensi yang cukup baik dan

fitur keselamatan yang telah teruji.

Sedangkan reaktor cepat adalah reaktor yang menggunakan neutron cepat

dalam proses reaksinya. Reaktor cepat tidak menggunakan bahan moderator

neutron namun membutuhkan bahan bakar yang diperkaya dengan sangat tinggi.

Contoh bahan bakarnya adalah uranium alam (U-238 dan U-235). Reaktor cepat

dapat mengubah radioisotop yang berumur panjang dalam limbahnya menjadi

bahan yang cepat meluruh. Dengan alasan ini, reaktor cepat lebih dapat terus-

menerus sebagai sumber energi daripada reaktor thermal. Karena kebanyakan

reaktor cepat digunakan untuk menghasilkan plutonium, maka reaktor ini

dihubungkan dengan pertimbangan proliferasi nuklir. Lebih dari dua puluh reaktor

cepat telah dibangun di Amerika Serikat, Inggris, Uni Soviet, Perancis, Jerman,

Jepang dan India dan pada tahun 2004 dibangun satu buah di Cina. Jenis - jenis

reaktor cepat ini adalah:

1. EBR-I, 0.2 MWe, USA, 1951-1964.

2. Dounreay Fast Reactor, 14 MWe, UK, 1958-1977.

3. Enrico Fermi Nuclear Generating Station Unit 1, 94 MWe, USA, 1963-1972.

4. EBR-II, 20 MWe, USA, 1963-1994.

5. Phenix, 250 MWe, France, 1973-saat ini.

6. BN-350, 150M We plus desalination, USSR/Kazakhstan, 1973-2000.

7. Prototype Fast Reactor, 250 MWe, UK, 1974-1994.

8. BN-600, 600 MWe, USSR/Russia, 1980-saat ini.

15

9. Superphenix, 1200 MWe, France, 1985-1996.

10. FBTR, 13.2 MWe, India, 1985-saat ini.

11. Monju, 300 MWe, Japan, 1994-saat ini.

12. PFBR, 500 MWe, India, 1998-saat ini.

Selain berdasarkan pada energi neutronnya, reaktor dibagi atas material

yang dipakai sebagai bahan pendinginnya. Ada yang menggunakan air ringan atau

berat, menggunakan gas dan menggunakan metal cair sebagai pendingin.

Gas Cooled Fast Reactor (GFR) termasuk jenis reaktor generasi IV yang

sedang dikembangkan oleh para ilmuwan yang menggunakan Helium sebagai

pendinginnya, uranium alam sebagai bahan bakarnya dan memiliki siklus bahan

bakar tertutup. Pada percobaan kali ini kita membakar uranium, maka nantinya

akan dihasilkan plutonium yang akan dijadikan sebagai bahan bakar selanjutnya.

Pada dasarnya, reaktor fast menggunakan bahan bakar (U,Pu)O2, (U,Pu)N dan

(U,Pu)C. Akan tetapi pada kali ini kita menggunakan uranium alam karena

uranium alam tidak kita enrich /perkaya lagi. Hal ini akan berpengaruh pada nilai

ekonomis dari perancangan reaktor karena proses memperkaya uranium alam

menjadi uranium yang fissil memerlukan biaya yang besar. GFR beroperasi pada

temperatur outlet 850°C dengan menggunakan siklus Brayton untuk efisiensi

thermal yang tinggi. Bahan bakar dioperasikan pada suhu tinggi sehingga sangat

berpotensi untuk produksi hidrogen. Konfigurasi core berdasarkan pin agar

sirkulasi coolant / pendingin dapat berjalan dengan lancar.

16

2.2 Prinsip Kerja PLTN

Pada intinya, prinsip kerja PLTN tidak berbeda jauh dari pembangkit listrik

lainnya yang berbahan bakar bahan fosil, air dan uap. Dimana, kita akan

menggunakan uap bertekanan dan bersuhu tinggi untuk mengerakkan turbin dan

selanjutnya akan menggerakkan generator yang akan menghasilkan listrik bagi

masyarakat. Namun, perbedaannya hanya terletak pada sumber penghasil kalor /

panas. Kalau dalam PLTN, kita menggunakan panas / kalor yang berasal dari

reaksi fisi nuklir (reaksi pembelahan inti bahan fissil uranium) yang akan

menghasilkan panas / kalor yang akan menghasilkan uap setelah bereaksi dengan

pendingin. Proses pembangkit yang menggunakan bahan bakar uranium ini tidak

melepaskan partikel seperti CO2, SO, atau NOx, juga tidak melepaskan asap atau

debu yang mengandung logam berat yang dilepas ke lingkungan. Oleh karena itu,

PLTN merupakan pembangkit listrik yang ramah lingkungan. Limbah radioaktif

yang dihasilkan dari pengoperasian PLTN adalah berupa elemen bakar bekas

dalam bentuk padat. Elemen bakar bekas ini untuk sementara bisa disimpan

dilokasi PLTN, sebelum dilakukan penyimpanan secara lestari.

PLTN biasanya diklasifikasikan berdasarkan jenis pendingin (coolant) dan

mekanisme pembangkit uap yang digunakan. Saat ini kebanyakan PLTN di dunia

termasuk jenis LWR, yang menggunakan air biasa (H2O) sebagai coolant. Tetapi,

pada makalah ini, kita akan membahas Gas Cooled Fast Reactor (GFR) yang

berpendingin gas Helium.

17

Gambar 2.2-1 Gas Cooled Fast Reactor

Gambar 2.2.1 memperlihatkan diagram skematik dari sebuah Gas Cooled Fast

Reactor (GFR).

Berikut ini adalah prinsip kerja GFR :

a. Reaksi fisi nuklir pada teras reaktor menghasilkan daya termal yang

besarnya berkisar sekitar 2400 MWt.

b. Daya termal tersebut ditransfer ke pembangkit / turbin.

c. Pembangkit uap akan menghasilkan uap bertekanan tinggi yang kemudian

menggerakan turbin uap.

d. Turbin kemudian akan menggerakan generator pembangkit listrik.

18

e. Setelah melewati turbin, gas kemudian masuk ke kompressor utama untuk

diturunkan temperaturnya dan disinilah sekitar 60% - 70% daya termal

reaktor terbuang sia-sia. Mengingat suhu dan tekanan dari turbin sangat

tinggi, maka pada GFR menyediakan 2 buah compressor dan 2 buah

cooler. Hal ini bertujuan agar temperature yang keluar dari turbin benar –

benar dapat diturunkan.

f. Kemudian air hasil kompresi dipompa masuk kembali ke pembangkit uap.

g. Siklus ini akan terus berlanjut selama teras reaktor menyuplai daya termal.

2.3 Beberapa Analisis dalam Perancangan PLTN

Dalam merancang sebuah PLTN ada 4 analisis yang harus kita perhatikan baik-

baik diantaranya adalah :

2.3.1 Analisis Neutronik

Membahas hal – hal mengenai populasi neutron, fluks neutron, distribusi

neutron dan hal-hal lainnya yang berhubungan dengan perilaku neutron dalam

teras reaktor. Didalam reaktor nuklir, neutron akan bergerak secara difusi

(kerapatan tinggi menuju kerapatan rendah). Proses difusi neutron ini akan kita

pecahkan dengan menggunakan program standar SRAC dari JAERI. Persamaan

dasar dari difusi gas telah diperkenalkan oleh Boltzman. Sampai sekarang

Persamaan Boltzman menjadi alat utama dalam memecahkan analisa dinamika

gas. Sehingga persamaan ini dikenal dengan Teori Transport Neutron. Dalam

19

persamaan ini akan kita kenal istilah hamburan/ scattering, absoprsi, tumbukan,

kebocoran/ leakage.

Persamaan difusi ada 2 macam yaitu :

a. Persamaan Difusi Satu Grup

Persamaan difusi satu grup adalah persamaan dinamika neutron yang tidak

bergantung pada tingkat energi neutron. Dengan kata lain, neutron tersebut berada

pada level energi yang sama.

Misalkan dalam suatu reaktor kita memiliki memiliki neutron dengan :

N(r,t) sebagai banyaknya neutron persatuan volume pada posisi r dan waktu.

φ(r,t) = v N(r,t) dan φ(r,t) adalah parameter fluks neutron dengan v adalah

kecepatan neutron. Kita akan mengambil sebuah daerah pada teras reaktor dengan

volume V, daerah permukaan S, maka total jumlah pada volume V dan waktu t

adalah :

trv

rdtrNrdVV

,1

, 33 [1]

Apabila kita diferensialkan maka kita akan memperoleh laju rata-rata perubahan

jumlah neutron pada volume V adalah:

bocorjumlahabsorpsiproduksitv

rdtrv

rddt

d

VV

1,

1 33 [2]

Selanjutnya, kita definisikan S (r,t) = rapat sumber neutron, maka

Produksi neutron pada V = V

trSrd ,3 [3]

laju rapat penyerapan neutron pada volum V adalah trra , maka

20

Absorpsi pada volum V = trrrdV

a ,3 [4]

Selanjutnya kita hitung neutron yang keluar dari teras.

Jika J(r,t) adalah rapat arus neutron maka laju neutron yang melewati satu

permukaan dS pada posisi rs adalah J(rs,t).dS. Dengan demikian total neutron

yang keluar dari sistem melalui permukaan yang dipunyai V adalah

Neutron yang keluar dari V = S

trJdS , [5]

Dengan menggunakan Teorema Gauss, pers.[5] dapat ditulis sebagai berikut:

trJrdtrJdSS

,, 3 [6]

Dengan mensubsitusi Persamaan [3] ,[4] dan [6] ke dalam Persamaan.[1] maka

didapat

013

V

a JStv

rd [7]

Untuk setiap volum V haruslah berlaku

SJtv a 1

[8]

Dengan asumsi diatas bahwa neutron akan bergerak dari yang berkerapatan tinggi

menuju kerapatan rendah, maka secara matematis, dapat kita tuliskan

),()(),( trrDtrJ [9]

dengan D adalah koefisien difusi.Sehingga,

sottr

D

3

1

3

1 [10]

21

maka,

),(),()()(1

trStrrrDtv a

[11]

Persamaan [11] adalah persamaan difusi neutron satu grup energi.

b. Persaman Difusi Neutron Multigrup

Persamaan difusi neutron multigrup menggambarkan kelakuan neutron rata-rata

pada tiap-tiap tingkatan energi, misalnya neutron yang memiliki range energi pada

daerah Eg<E<Eg-1

),,(

),,()'()'(')(

),,(''),,(1

0

0

tErS

tErEEvdEE

tErEEdEtErDtv

ext

f

st

[12]

Apabila pers.(12) kita integralkan untuk seluruh grup energi g, maka

1

1 111

0

),,()'('1

g

g

g

g

g

g

g

g

g

E

E

E

E

E

E

st

E

E

E

Eg

SdE

tErEEdEdEdEDdEv

dEt

[13]

Mari kita definisikan ,

1

),,(),(g

g

E

E

g tErdEtr [14]

Total cross-section untuk grup g adalah

1

),,()(1 g

g

E

E

tg

tg tErEdE

[15]

22

Koefisien difusi untuk grup g adalah

1

1

),,(

),,()(

g

g

g

g

E

E

j

E

E

j

g

tErdE

tErEDdE

D

[16]

Dari rumusan diatas telah didefinisikan kecepatan neutron adalah

1

),,(111 g

g

E

Egg

tErv

dEv

[17]

Dengan mengambil ,

1

)(g

g

E

E

g EdE [18]

Dengan mensubsitusikan Persamaan [14], [15], [16], [17] dan [18] ke dalam

persamaan [13] maka didapat persamaan difusi neutron multigrup sebagai

berikut :

G

g

G

gggtgggggsggtgg

g

g

SvtrDtv 1' 1'

''''''),(1

[19]

Selain dengan memperhatikan kecepatan neutron, kita juga harus

memperhatikan keadaan reaktor agar dapat beroperasi dengan stabil. Stabil disini

berarti bahwa jumlah neutron yang dihasilkan yang terserap dengan yang bocor.

Secara matematis, dapat kita tuliskan :

berikutnyagenerasipadaneutronjumlah

generasisatupadaneutronjumlahk [20]

Dengan ketentuan :

23

k = 1 disebut sebagai keadaan kritis, dimana jumlah neutron pada satu generasi

sama dengan jumlah neutron pada generasi berikutnya.

k > 1 disebut sebagai keadaaan superkritis, artinya jumlah neutron yang

dihasilkan akan bertambah secara terus menerus.

k < 1 disebut sebagai keadaan subkritis, dimana jumlah neutron yang dihasilkan

lebih sedikit sehingga lama kelamaan, reaktor bisa mati karena jumlah neutron

tiap generasi semakin menurun.

Didefinisikan bahwa,

PNL ≡ Probabilitas jumlah neutron yang akan keluar (leakage)

dari sistem sebelum terjadi penyerapan.

PAF ≡ Probabilitas bersyarat bila neutron terserap, maka neutron

akan diserap ke dalam bahan bakar.

Pf ≡ Probabilitas bersyarat bila neutron terserap ke dalam bahan

bakar, maka neutron akan menyebabkan terjadinya reaksi fisi.

Dari definisi diatas jika N1 adalah jumlah neutron yang yang ada dalam reaktor

pada saat ini, maka jumlah neutron pada generasi berikutnya adalah,

N2 = ν Pf PAF PNL N1 [21]

Dengan,

fPa

fa

AF

[22]

Fa

Ff

fa

Ff

fP

[23]

24

Fa

Ff

[24]

maka,

N2 = η f PNL N1 [25]

Dengan memasukkan nilai-nilai diatas ke dalam Persamaan [2.21] maka,

NLPfN

Nk

1

2 [26]

Andaikan ukuran reaktor yang kita punya tidak berhingga (infinite), maka

kemungkinan tidak adanya neutron yang keluar dari sistem sebelum terserap, PNL

= 1 sehingga,

fk [27]

Pada dasarnya proses keluarnya neutron dari sistem dapat terjadi dalam

dua fasa. Fasa pertama yaitu ketika neutron berada dalam keadaan energi tinggi

(Fast energies) artinya neutron bergerak sangat cepat, dan fasa kedua yaitu ketika

neutron berada dalam keadan energi rendah (thermal energies). Jadi formulasi PNL

dapat kita modifikasi sebagai berikut :

TLFLNL PPP [28]

Dengan,

PTL = probabilitas neutron berenergi tinggi tidak keluar dari sistem

PFL = probabilitas neutron berenergi rendah tidak keluar dari sistem

Kebocoran neutron dapat dikurangi dengan berbagai cara diantaranya

adalah :

1. Memperbesar ukuran teras reaktor

25

2. Menempatkan material–material yang mempunyai nilai cross section

scattering besar di sekitar teras reaktor.

Oleh karena itu, diperlukan sebuah parameter untuk menampung berbagai

perubahan jumlah neutron dalam reaktor. Parameter tersebut adalah formulasi

k eff.

TNLFNLeff PPkk [29]

Selain itu, kita juga harus memperhatikan tingkat kritis sebuah reaktor

dengan menggunakan metode numerik. Dengan,

Fk

M1

[30]

dimana,

AbsorpsiKebocoranrrDM a 000 )()( [31]

)()( 00 produksifisioperatorrF f [32]

fisiSumberFS [33]

Reaktifitas teras reaktor didefinisikan sebagai berikut,

k

k 1 [34]

Parameter reaktifitas menggambarkan deviasi yang terjadi pada nilai faktor

multiplikasi teras reaktor yang menjauhi nilai 1. Beberapa perubahan nilai

parameter teras reaktor dapat mempengaruhi perubahan nilai reaktifitas. Oleh

karena itu, berikut ini merupakan sebuah formulasi umum reaktifitas yang

bergantung pada beberapa parameter yang ada di dalam teras reaktor:

26

V

f

V

af

vrd

Dvrd

23

223

[35]

Dengan,

∑f = cross-section makroskopik fisi (cm-1)

∑a = cross-section makroskopik absorpsi (cm-1)

φ(r,t) = fluks neutron (cm2 . sec-1)

D = Koefisien difusi

δ = Fungsi Delta

Setelah kita membahas persamaan neutron difusi satu grup, multigrup, faktor

multiplikasi, reaktifitas, maka satu hal yang tidak boleh kita lupakan adalah faktor

burn up (susutan bahan bakar).

Densitas atom berbagai jenis isotop dalam teras reaktor secara kontinyu berubah

melalui berbagai proses nuklir seperti reaksi fisi, penangkapan neutron dan

hamburan radioaktif. Sebagai contoh, reaksi fisi akan mengurangi konsentrasi

isotop-isotop fisil seperti 233U, 235U, atau 239Pu. Disamping itu dihasilkan pula

beberapa jenis inti produksi fisi (fission product) yang kebanyakan merupakan inti

radioaktif dan dari tangkapan neutron pada bahan lain kemudian meluruh menjadi

isotop lain (aktinida).

Perubahan komposisi isotopik di dalam teras reaktor akan mempengaruhi

multiplikasi teras, begitu pula distribusi flux dan daya. Oleh karena itu penting

sekali untuk memonitor komposisi isotopik di dalam teras selama reaktor

beroperasi, terlebih lagi beberapa inti fission product menunjukkan mempunyai

27

penampang lintang absorpsi yang demikian besar sehingga akan sangat

mempengaruhi reaktifitas pada teras. Sejumlah kecil racun fission product cukup

berpengaruh pula pada multiplikasi reaktor karena apabila terjadi penimbunan

akan menyerap neutron dari reaksi berantai.

Analisa terhadap perubahan komposisi teras ini begitu kompleks karena

variasi komposisi isotopik terhadap ruang dan waktu bergantung pada distribusi

flux neutron. Untungnya perubahan tersebut berjalan relatif lambat (dalam

hitungan jam, hari atau bulan) dengan demikian teras dapat terus dipertahankan

dalam kondisi kritis. Ini berarti pula bahwa walaupun analisa perubahan

komposisi teras tersebut melibatkan gejala kebergantungan terhadap waktu,

bagian neutronik dari analisa hanya memerlukan perhitungan statik dari distribusi

flux. Perhitungan terhadap susutan bahan bakar melibatkan beberapa jenis proses

nuklir. Secara umum perhitungannya meliputi:

(a) Penyelesaian persamaan difusi multigrup statik untuk mendapatkan

flux neutron.

(b) Penyelesaian persamaan burnup, yaitu pemecahan densitas inti

sebagai fungsi dari waktu dan posisi (flux neutron perlu diketahui).

Perhitungan dasar dalam manajemen bahan bakar adalah perhitungan

penyusutan dan produksi isotop sebagai fungsi dari waktu. Persamaan kecepatan

reaksi yang menggambarkan densitas jumlah inti dalam teras dapat diperoleh

dengan menggunakan prinsip keseimbangan yang sederhana. Andaikan NA (r,t)

adalah densitas untuk nuklida jenis A, maka persamaan kecepatan secara umum

dapat digambarkan dalam skema berikut:

28

Gambar 2.3-1 Prinsip Keseimbangan Nuklida A

Secara matematis

gg

AagA

AA

Ndt

dN

gg

CBBA g

NN NC [36]

Dimana,

AA N Hilang karena peluruhan radioaktif dari A

gg

Aag NA Hilang karena tangkapan neutron oleh A

BB N Masuk karena peluruhan dari B ke A

gg

C

g NC Masuk karena perpindahan dari C ke A

melalui tangkapan neutron

Nilai flux dan penampang lintang mikroskopik yang muncul dalam

persamaan merupakan perata-rataan multigrup dan harus dihasilkan dari kode

generasi grup konstan yang sesuai dan perhitungan difusi multigrup. Persamaan

ini tidak linear dan tidak homogen karena flux dan penampang lintang

29

mikroskopik tidak hanya berubah terhadap ruang dan waktu, tetapi juga

bergantung pada densitas isotop yang sedang menyusut.

Secara umum persamaan burn up untuk tiap material dapat ditulis

m

mimiiaii NSN

dt

dN,, [37]

Dimana,

Ni = Densitas atom inti ke-i

i = Konstanta peluruhan

ia, = Penampang lintang absorpsi mikroskopik

= Flux neutron

imS , = Kecepatan produksi inti ke dari inti ke-m

2.3.2 Analisis Safety / Keamanan Reaktor

Potensi bahaya yang dimiliki sebuah reaktor nuklir bisa ditentukan setelah

dilakukan kajian teknologi dan keselamatan yg dimiliki oleh sebuah reaktor nuklir.

Demikian juga potensi bahaya yang dimiliki oleh mobil yang memasuki jalan tol.

Keamanan dan rasa aman bisa diperoleh saat pengendara mobil berkecepatan

tinggi di jalan tol selalu menjaga jarak dengan kendaraan lain dan mematuhi

perarturan lalulintas. Penyelenggara jalan tol juga membatasi pemakai jalan tol

sehingga sepeda motor dan pejalan kaki dilarang masuk. Dengan demikian rasa

aman pemakai jalan tol bisa tercapai. Hal yang sama dilakukan pada sebuah

PLTN.

30

PLTN memiliki berbagai kelengkapan keselamatan nuklir untuk menjamin

keamanan operasi reaktor nuklir.

a. Pelatihan SDM secara periodik. Pelatihan SDM selalu dilakukan secara

berkala untuk memastikan standar kualitas SDM dalam menghadapi

kondisi darurat.

b. Fail safe system, system dan peralatan dalam PLTN didesain selalu

beroperasi aman meskipun pada kondisi tidak ideal. Misalnya, pada setiap

gejala kecelakaan, power shut down otomatis harus bekerja meskipun

tanpa listrik, bahkan sebuah petir yang menggelegar hebat sekali cukup

untuk mematikan secara otomatis sebuah PLTN. Fail safe system

diterapkan dalam beberapa peralatan lainnya di PLTN, misalnya pada

pompa pendingin. Meskipun pompa pendingin gagal bekerja sekalipun,

jumlah pendingin yg berlebihan dalam sistem primer harus mampu

menyerap semua panas dari reaktor setelah shutdown terjadi.

c. Interlock system, sebuah sistem untuk mencegah operasi PLTN yang

menyalahi procedure. Sistem otomatis terkunci pada kondisi tertentu

sehingga operasi PLTN tidak mungkin bekerja diluar perencanaan,

termasuk mencegah operasi PLTN oleh teroris. Misalnya batang kendali

tidak bisa terus dinaikkan bila daya 100% telah tercapai atau reaktivitas

melewati 0.05.

d. Sistem anti gempa. PLTN dibangun di lapisan bedrock dan sebelum proses

pembangunan selalu dilakukan kajian, analisis dan tes seismik. Resiko

31

seismik berhubungan dengan kondisi maksimum saat terjadi gempa bumi

serta perencanaan evakuasi.

e. Emergency shutdown system, sistem ini terhubung langsung dengan fail

safe system. Batang kendali harus memiliki sistem shutdown otomatis

supaya kondisi darurat bisa diantisipasi dengan jalan tercepat. Kriteria

sistem pengaman shutdown otomatis ini beragam, inputnya bisa dari batas

maksimal penambahan daya yang dilewati, jumlah radiasi yang melebihi

ambang batas, pola kerja batang kendali yang tidak sesuai, reaktivitas yang

berlebihan, temperatur suhu pendingin, temperatur suhu ruangan dan lain-

lain.

f. Emergency Core Cooling System (ECCS). Sebuah sistem yang bertugas

untuk mendinginkan reaktor. Pada kecelakaan reaktor, sistem ini bekerja

dengan membanjiri teras reaktor dengan pendingin yang berlebihan

sehingga dijamin reaktor segera dingin.

g. Inherent safety system. Sebuah sistem yang dikembangkan setelah terjadi

kecelakaan di Chernobil (Rusia) dan TMII (USA) dimana fokus safety

dilakukan dalam tahap desain bahan bakar reaktor (fuel). Fuel pada PLTN

sekarang ini didesain memiliki reaktivitas negatif yang lebih baik pada

saat suhu fuel meningkat. Sehingga setiap potensi kecelakaan berupa

peningkatan suhu pada fuel akan membuat reaktifitas negatif membesar

dan membuat daya reaktor tidak bisa naik secara tidak terkendali dalam

orde mili-detik sampai 2 detik. Dengan demikian, human error,

procedure-error, dan gabungan banyak error yang memicu kecelakaan

32

reaktifitas yang membuat daya dan suhu dalam fuel meningkat secara

drastis dalam waktu yang singkat menjadi tidak mungkin karena rekayasa

material dalam fuel. Otomatis kecelakaan reaktivitas seperti Chernobyl

dan TMII seharusnya tidak mungkin terjadi lagi.

h. Defense in depth, kebocoran radiasi dijamin oleh teknologi yang sudah

dibahas dalam artikel sebelumnya, yaitu pembahasan 4 lapis pengaman di

“Indonesia Menuju PLTN“. Pelepasan materi radiasi dicegah oleh: materi

pengikat keramik yang kuat dalam bahan bakar nuklir, pelindung bahan

bakar nuklir berupa cladding yg kokoh, pelindung teras reaktor atau vessel

reaktor, dan bangunan reaktor atau containment.

i. Sistem tambahan yg hyper-active. Pada PLTN modern, aplikasi cerdas

sudah mulai diterapkan di beberapa PLTN generasi ke II ke atas. PLTN

generasi II yang lama masih belum memanfaatkan sistem ini. Metode yg

efisien dan menjadi objek adalah implementasi neuro-expert dalam sistem

monitoring modern yang mampu mendeteksi setiap gejala kecelakaan

dengan secepat mungkin, jauh lebih cepat dari pada sistem konvensional.

Keuntungan tambahan adalah proses kalibrasi online yang menghemat

banyak waktu, tidak seperti kalibrasi konvensional berkala yang

menunggu jadwal maintenance dan ada kemungkinan kerusakan sensor

saat operasi reaktor.

Teknologi tepat guna yang efisien seperti tercantum diatas menjamin

PLTN akan beroperasi dengan aman. Kesederhanaan prinsip yang diterapkan

adalah penyediaan sesuatu bahan dengan jumlah angka lebih diatas kekuatan

33

teknis peralatan PLTN sehingga marginnya cukup jauh. Misalnya untuk titik leleh

fuel adalah 2600˚C, maka suhu fuel PLTN yang diizinkan harus dibawah 1600 ˚C.

Contoh lain: Posisi PLTN di Bedrok membuat gedung PLTN akan mengalami

goncangan gempa sekitar 4 SR bila sumber gempa adalah 6 SR, namun gedung

harus tetap dirancang menahan gempa sampai sebesar 10 SR. Kasus gempa bumi

yg menimpa PLTN di Jepang memberikan pengetahuan bahwa bangunan PLTN

bisa menahan dengan baik gempa lebih besar dari pada 6 SR meskipun telah

terjadi kebakaran di transformer listrik dan kebocoran air limbah low level radiasi

(kebocoran radiasi tidak mencemari lingkungan krn pada dasarnya low level

radiasi memiliki radiasi sangat kecil hasil limbah pencucian sepatu, karet, dan

media penyimpan fuel).

Keadaan darurat sistem teras pendingin

Tujuan dari sistem teras pendingin darurat ada dua, yaitu pertama untuk

meminimalkan terjadinya kerusakan akibat lolosnya bahan bakar saat kecelakaan

pendingin, yaitu dengan menginjeksikan bahan pendingin (air borat) pada sistem

reaktor yang kedua yaitu untuk menyediakan cukup racun neutron agar sisa

reaktor tak aktif saat penghubung tak terhubung dengan sistem pendidih utama,

yang juga menggunakan air borat. Air borat ini berasal dari tangki isi ulang air /

Refueling water storage tank (RWST).

Penginjeksian air borat pada sistem pendingin reaktor darurat dapat di bedakan

atas 4 macam :

1. Sistem penginjeksian betekanan tinggi

34

Sistem ini memanfaatkan pompa dalam mengontrol bahan kimia dan volum

sistem. Selama menerima adanya tanda-tanda bahaya, sistem akan secara

otomatis mengambil air dari RWST dan memompakan pada sistem pendingin

reaktor. Sistem ini dirancang untuk menyediakan air bagi teras selama keadaan

darurat, diamana Sistem pendingin reaktor menekan zat sisa dengan relatif tinggi,

misalnya kerusakan kecil pada sistem reaktor pendingin, kecelakaan rusaknya

steam dan kebocoran pada pendingin reaktor melewati tabung steam generator ke

bagian kedua.

2. Sistem injeksi tekanan sedang

Sistem ini juga dirancang untuk keadaan darurat saat tekanan utamanya

masih relatif tinggi, seperti kerusakan utama yang berukuran sedang. Selama

menunjukkan tanda keadaan darurat,pompa akan mengambil air RWST dan

memompakannya pada sistem pendingin reaktor.

3. Akumulator lengan pendingin

Tangki ini didesain untuk menyediakan air ke pendingin reaktor sistem selama

keadaan darurat jika tekanan utamaturun dengan tajam, Tangki ini mengandung

air borat dalam jumlah yang banyak dengan gas nitrogen bertekanan diatasnya.

Jika tekanan sistem utama drop cukup rendah, nitrogen akan memaksa air borat

keluar dari tangki dan mengenai sistem pendingin reaktor. saat beroperasi alat ini

tidak membutuhkan daya listrik.

4. Sistem injeksi bertekanan rendah (pemindahan sisa panas )

Sistem ini dirancang untuk menginjeksikan air RWST ke sistem pendingin

reaktor selama adanya kerusakan yang besar. Yang menyebabkan tekanan sistem

35

pendingin reaktor menjadi rendah. Sistem pemindahan Sisa panas dirancang untuk

mengambil air dari tangki penahan air, kemudian memompakannya melalui

sistem pemindah sisa panas yang mengubah panas menjadi dingin, dan mengirim

kembali air yang telah dingin ke reaktor untuk teras pendingin. Metode

pendinginan ini akan diguanakan ketika tangki air bahan bakar ulang kosong

setelah terjadi kerusakan yang parah. Metode ini disebut juga pendingin teras

tahap panjang atau model sirkulasi kembali.

Pada keadaan darurat, pompa harus mengalirkan air yang cukup, dan

sistemnya harus tetap beroperasi ketika power suplai tak terhubung dengan

reaktor. dimana sistem mendapat daya dari generator diesel.

Sistem pendingin reaktor berada di dalam bangunan kontaimen. Kontaimen di

disain untuk mempertahankan tekanan dan temperatur agar terjadi energi tinggi

fluida (pendingin utama, uap air atau feedwater) didalam bangunan. Tetapi

perubahan temperatur dan tekanan selama waktu tertentu akan mengerutkan beton

kontaimen. Jika kerusakan terjadi pada sistem utama, pendingin akan dilepaskan

ke dalam bangunan kontaimen yang mengandung materi radioaktif. Jika beton

retak, material radioaktif keluar kontaimen dan mencemari lingkungan.

Untuk mengurangi kebocoran pada kontaimen jika terjadi kecelakaan,

dipasang pembatas baja yang menutupi permukaan dalam bangunan kontaimen ini.

Pembatas ini bekerja sebagai membran atap uap air untuk mencegah adanya gas

yang keluar melalui retakan yang mungkin terjadi pada beton.

Terdapat dua sistem untuk mengurangi tekanan dan temperatur di

kontaimen setelah terjadi kecelakaan, yaitu sistem kipas angin pendingin yang

36

mensirkulasikan udara melalui pertukaran panas ke pendingin, dan sistem semprot

kontaimen.

Selama terjadi kerusakan primer dan kerusakan skunder di dalam bangunan

kontaimen, udara dalam contaimen akan penuh dengan uap. Untuk mengurangi

tekanan dan temperatur bangunan, sistem semprot kontaimen secara otomatis

mulai bekerja. Pompa sprai kontaimen akan menyedot dari RWST dan

memompakan air ke bagian kontaimen. Air droplets yang lebih dingin daripada

uap, akan memindahkan panas dari uap, yang akan mengakibatkan uap menjadi

kental. Ini akan mengakibatkan pengurangan tekanan pada bangunan dan juga

mengurangi temperatur atmosfir kontaimen. Sama seperti sistem pemindah panas

sisa, sistem semprot kontaimen punya kemampuan untuk mengambil air dari

kontaimen penahan air jika tangki kosong.

2.3.3 Analisis Ekonomi

Analisis ini membahas tentang biaya yang harus dikeluarkan dalam

membangun PLTN. Gas Cooled Fast Reactor (GFR) termasuk kedalam jenis

reaktor generasi IV yang akan diimplementasikan pada tahun 2025. Total budget

project dari GCFR adalah 3,6 juta UERO (50, 4 miliar rupiah) dan kontribusi EC

nya 2 juta UERO yang setara dengan 28 miliar rupiah. Apabila kita bandingkan

dengan PLTA dan PLTU yang menjual listrik ke PLN, maka kita dapat

membandingkan bahwa PLTA menjual listrik sekitar 10 sen dolar US sedangkan

PLTN menjual listrik ke PLN sekitar 3 sen dolar AS.

37

Gambar 2.3-2 Nilai Ekonomi dari Gas Cooled Fast Reactor