PEMBANGKIT LlSTRI K TENAGA NU KLI R

SISTIM AIR MENDIDIH (BWR)

MARTIAS NURDIN *)

ABSTRAK

PEMBANGKIT LlSTRIK TENAGA NUKLIR SISTIM AIR MENDIDIH (B.W.R.).

lebih kurang 85 prosen dari seluruh kontribusi tenaga nuklir untuk pembangkit tenaga 1istrik di duniadewasa ini dibangkitkan 01 eh Pembangkit listrik Tenaga Nukl ir (Pl T_Nuklir) sistim air ringan (lightWater Reactor, disingkat l.W.R.). Keadoan ini menyatakan bahwa baik secara teknis maupunekanomis PlT_Nuklir jenis lWR adalah merupakan pembangkit tenaga yang kampetitif terhadappembangkit_pembangkit tenaga lainnya.Sistim reaktor air mendidih (Bailing Water Reactor, disingkat dengan BWR) adalah merupakan salahsatu dari duo jenis sistim yang tergolong pada l WR tersebut. Pada kertas karya ini diusahakanuntuk member ikon gambaran teknis dari sistim BWR yang telah beraperasi di beberapa negaraterutama sistim BWR dengan daya rendah don sedang. Maksud dari pembahasan sistim BWR dayarendah don sedang ini adalah mengingat adanya masalah interkoneksi jaringan Iistrik, di negara yangsedang berkembang termasuk Indonesia, peda ma~a total tenaga listrik terpasang masih rendah.Disamping itu akan dijelaskan bahwa sistim reaktor air mendidih ini mempunyai keandalan operasicukup tinggi serta mempunyai Aeksibil itas operasi cukup besar untuk periode yang cukup panjang.Pada akhir kertas karya ini juga akan dibicarakan mengenai masalah standarisasi dari kompenen_komponen sistim BWR untuk mendapatkan performance ekonomi don teknalo!,!i yang lebih baik untukmengembangkan selanjutnya.

PENDAHULUAN

Pada sistim reaktar air mendidih (BWR) digambarkan teknik pal ing langsung untukmemindahkan energi panas menjadi energi yang bisa digunakan (secara mekanis).

Zat pendingin yang digunakan pada sistim ini adalah air biasa (H20). Disampingsebagai zat pendingin a,ir tersebut juga berfungsi moderator don working fIuid.

Dari lower plenum zat pendingin dilewatkan melalui teras reaktor. Panas hasilreaksi fissi langsung diekstrak dari permukaan elemen bahan bakar yang dilewatisetelah menempuh jarak tertentu energi panas yang diterima cairan pendingin barumampu membentuk gelembung uap didalam cairan don terjadilah pendidihan.

*) Pusat Reaktar Atom Bandung, BATAN

5

Fluida duo phasa ditampung pada main chimney atau upper plenum yang direncana_kan untuk itu. Dengan pengal iran terus menerus (men iago operasi yang stasioner)

campuran uap don air terus menuju steam separator dan di sana uap dapat dipisahkandari air. Uap terus melewati pengering (steam dryer), baru dialirkan ke turbin donair saturasi kembali ke lower plenum bersama_sama dengan feed water melalui downcomer, don campuran kedua cairan tersebut terus mel ewati teras reaktor lagi donbegitu seterusnya. Mengal irnya campuran air saturasi dengan feed water ke lowerplenum bisa secara sirkulasi alamiah (perbedaan densitas) dan bisa dengan pemompaan.

Untuk memudahkan pengertian di bawah ini diberikan skema sistim B. W. R.

turbine trip valve

throttl evalve

spef:!d governor

Reak tor

turbine trip valve

Reaktor

Steam

seperator by pass Ival ve

Secundarysteam

generator

throttl evalve

spe~d governor

Condenser

6

Reci rcul ation pumpFeed water pump

Gambar pertama menunjukkan sistim BWR saikel langsung dan gambar keduamenunjukkan saikel BWR berganda.Saikel langsung dan berganda mempunyai keuntungan yang khas untuk masing_masing_nya. Namun saikel Iangsung Iebih bisa dikembangkan (di naikkan effisiensinya)dengan menggunakan low pressure turbine.

Untuk sampai pada tujuannya, uraian akan mencakup beberapa hal yaitu:

I. Perancangan sistim_sistim BWR secara umum.II. Gambaran teknis dari beberapa BWR.

III. Masalah standarisasi untuk pengembangan selanjutnya.IV. Masalah keselamatan operasi dan lingkungan.V. Kesi mpul an dan saran.

7

BA B

PERANCANGAN SISTIM BWR SECARA UMUM

Design sebuah reaktor nukl ir pembangkit daya memberikan anal isa yang mencakup:

1. Langkah_langkah dalam analisa design.Pada bagian ini dicari suatu kondisi yang optimal dari macam material bahanbakar, besarnya ratio vol ume bahan bakar terhadap cladding dan terhadapmoderator untuk suatu bentuk dan ukuran tertentu.

2. Dipilih tipe BWR tertentu, umpamanya saja saikel langsung.Reaktor tersebut dilengkapi dengan inner vapor separator, jadi tidak menggunakansteam drum di Iuar tanki reaktor.

3. Karakteri stik reaktor nukl irnya.Karakteristik reaktornya adalah mendidihkan zat pendingin yang juga berfungsisebagai moderator, zat pendingin dididihkan pada kondisi operasi yang diinginkan.

Syarat_syarat yang harus dipenuhi dalam merencanakan sebuah reaktor nuklirpembangkit daya adalah:

Syarat phisis : - apa ienis bahan bakar yang digunakan dan bagaimana susun_annya dal am suatu kanal bahan bakar agar reaksi fissi berantaibisa berlangsung lama untuk daya yang diinginkan.

Syarat teknis : _ mengingat tipe reaktornya (BWR) maka dipilih kanal bahanbakar yang mampu menahan fluk panas yang tinggi.

_ agar daya yang dikeluarkan tidak mengalami oscillosi, kanalbahan bakar perlu dirancang hingga mencegah instabilitas aliran.

Dari macam uraian di atas maka tahap_tahap perancangan dapat ditulis sebagaiberikut:

_ Perancangan teras reaktor_ Perancangan thermis dan hidraul is

a. Perancangan teras reaktor

Sistim BWR menggunakan uranium diperkaya sebagai bahan bakarnya dan air ringansebagai moderator. Komposisi demikian memberikan sistim yang Iebih kompak, dimanadaya persatuan volume teras cukup tinggi.

Untuk bisa menahan fluk panas yang tinggi maka cluster bahan bakarnya secarQtermodi namis dipil ih dari kanal persegi empat:

(Q"r.c > Q"r.t)

Batang_batang bahan bakar nuklir disusun dalam kanal persegi tersebut di atas.Penyusunan batang_batang bahan bakar adalah berdasarkan suatu perhitungan yangakan menjamin bahwa dengan prosentasi penambahan bahan fissile tertentu akandidapatkan faktor mul tipl ikasi yang Iebih besar dari satu.

Besarnya prosentase pengayaan, jumlah elemen bahan bakar dalam suatu clusterdan ratio vol ume bahan bakar terhadap moderator dan cIaddi ng akan menentukanbentuk dan ukuran cluster bahan bakar; design yang paling baik tentu merupakanopti misasi dari semua faktor -faktor yang mempengaruhi nya.

8

Dengan mengetahui bentuk teras reaktor diketahui pula distribusi melintang danmemanjang dari fluk panasnya. Selain faktor bentuk tersebut di atas perlu pula faktorbentuk dari cluster bahan bakar yang ditentukan secara experimen dan faktor karenadepresiasi fIuk neutron.Setelah mengetahui besaran_besaran di atas, untuk suatu reaktor nukl ir dengan dayatertentu dapat dicari jumlah bahan bakar yang digunakan.

Untuk melanjutkan perancangan perlu ditetapkan terlebih dulu panjang batangbahan bokor, sehingga jumlah cluster bahan bakar dapat dicari.

Selanjutnya harus dicari umur dari teras reaktor yang dipakai, disebut juga umurreaktor.

Gui de Spri ng

Tap Tie Plate

Channel

Zircalay _ 2 Cladding

Fuel Rod

Spacer

Bottom Support and Orifice

FUEL ASSEMBLY

9

._~

Umur reaktor

Massa bahan bakar yang diperlukan oleh suatu reaktor untuk bisa beroperasidalam suatu perioda tertentu haruslah Iebih banyak dari massa kri tis yang diperl ukan.

Reaktifitas yang ado terlebih dulu harus bisa mengkompensir koeffisien_koeffisien yangnegatif, seperti negative void fraction coefficient, negative temperature coefficient,negative poison coefficient dan kebocoran_kebocoran geometris.

Sejumlah reaktifitas yang tinggal baru dapat digunakan untuk Burn_Up dan jumlahi ni Iah yang menentukan umur reak tor.

Dalam mencari design sebuah sistim nuklir yang optimum ditinjau baik dari segiteknis ataupun dari segi teknis, terlebih dulu perlu didesign banyak sistim nukliruntuk mendapatkan beberapa 01 ternati f. Dari 01 ternati f_01 ternati f yang ada, makadipil ih satu diantaranya yang pal ing menguntungkan.

Suatu contoh yang sederhana pernah di design sebuah reaktor tipe BWR (tugasakhir untuk mendapatkan gel or sarjana teknik ITB) dengan daya 400 Mwe. Untukmendapatkan sebuah design yang optimal, terl ebih dul u didesign sebanyak 145 buahteras reak tor.

Hasil pemil ihan jatuh pada reaktor dengan ketentuan_ketentuan sebagai berikut:

jari _jari batang bahan bakarti ngkatan enri chmentkanal bahan bakar mempunyai jumlah batang1uas kanal

tinggi batang bahan bakarjumlah cluster (kanal bahan bakar)

0.469 cm2.5 %6 x 688 cm 2

3 m824

b. Perancangan thermohidrol is

Pada tahap ini akan di cari di mensi _di mensi utama yang akan menentukankonstruksi reaktor, jadi perancangan thermohidrol is adalah merupakan anal isaperancangan reaktornya.

Untuk sampai pada tujuannya, perl u dibi carakan hal_hal berikut:

- mencari kondisi operasi yang optimal._ nienentukan dimensi utama sistim pembangkit uap nukl ir.

1. Mencari kondisi operasi yang optimalUntuk menetapkan kondisi operasi yang optimal perl u di tinjau lebih dul u apakah

kondisi yang dimaksudkan bisa dipakai untuk reaktor yang direncanakan.Reaktor yang direncanakan adalah jenis BWR, dimana cairon pendingin yang

melewati teras reaktor diharapkan dapat meng_ekstrak panas semaksimal mungkin daripermul aan_permul aan bahan bakar nukl ir •

Kondisi operasi yang optimal maksudnya adalah pada keadaan mana agar prosespengambilan panas oleh zat pendingin pada saat pendidihan terjadi sebaik_baiknya.

Menurut eksperimen_eksperimen yang telah dilakukan oleh: Kozakova dan lukomski(sebel umnya juga telah disel idiki 01 eh Ci chell i & Bonill a) perpindahan panas yangpaling baik terjadi pada tekanan ± 1/3 tekanan kritis.

Pada proses pendidihan air, tekanan kri tis tersebut besarnya kira_kira 3206 psia,sehingga kondisi yang optimal untuk perpindahan panas adalah ± 1070 psia. Dalamkeadaan ini terjadilah perpindahan panas paling baik tanpa adanya selubung uap yangmenutupi permukaan pemanas sehingga burn-Out pelelehan dan instabilitas aliran dapatdihindarkan.

10

q"io .1 .2 .3 .4 .5 .6 .7 .8 .9 .10

P/Pc

Dari gambar di atas tekanan optimal diambil pada 1050 psia, don pada tekanan inikeadaan saturasi memberikan:

hf= 549.9 Btu/lb vg= 0.4228 ft3/lbm

h f. 9 = 640

Btu/lb v f= 0.0218 ft3/ Ibm

hg

= 1189Btu/lb t= 5500 F.

Selanjutnya perlu ditetapkan ratio kecepatan uap terhadap kecepatan cairan (~ )yang sering disebut SIip ratio " S " diambil S = 2. f

Pada permulaan mendesign cluster bahan bakar telah ditetapkan bahwa voidfraction = 35 %. Dari kondisi yang ado diperoleh bahwa jumlah uap yang terbentukadalah sebesar 5,3 % dari sel uruh massa zat pendingin yang melal ui teras reaktor.

Kondisi yang lain ialah temperatur dari feed water sewaktu memasuki tanki reaktor,ditetapkan setinggi 3000 F. Dengan demikian didapatkan temperatur zat pendingin

pada lower plenum = 531.60 F don pada temperatur ini rapat masanya=Jf = 47.2 Ib/ft~Berpedoman pada jumlah uap yang dibutuhkan setiap jam pada operasi Reaktor

Dresden & Nile Mile Point; maka dengan kwalitas uap 5.3% don temperatur inlet •coolant 531.60 F ditetap kecepatan cairon pendingin sebesar 7 fps.

Kondisi operas; di atas perlu diteliti apakah bisa dicapai reaktor yang didesigndon di lain pihak apakah kondisi demikian fluk panasnyo masih lebih ked I dari Aukpanas kri tis.Pertama akan ditinjau apakah panas tersedia mampu membentuk jumlah uap sebanyakitu.

Q th = 1200 MW t

Karena feed water masuk dengan temperatur 3000 F don saturasi pada tekanan 1050psia memberikan uap sebanyak 4.11 x 106 Ibm/ hr.Sedangkan pada kondisi operasi yang telah diklopkan jumlah uap yong terbentuk hanya3.19 x 106 Ibm/hr. Dengan demikian reaktor nuklir yang didesign memenuhi kondisioperasi yang di tetapkan.

Selanjutnya ditinjau apakah fluk panas yang diperoleh dari hasil kondisi operasimasih di bawah Auk panas kritis.

11

Dari perhitungan yang telah dibuat pada (3) didapatkan:

Q~v = 0.13 X 106 Btu/ft2

II 6 / 2Qmax = 0.59 x 10 Btu ft

Q B 0 = 1.18 x 10 6 Btu/ ft 2,Jadi dari hasil_hasil di atas jelaslah bahwa dimana_mana di dalam teras reaktor flukpanas selalu lebih kecil dari fluk panas burn_out_nya, sehingga dengan kondisioperasi yang telah ditetapkan reektor nuklir yang didesign cukup safe dan memenuhikei nginan operasi.

2. Menentukan dimensi utama sistim pembangkit uap nuklir.Apparatus_apparatus yang akan ditentukan ukuran_ukurannya jelas berhubungan

dengan persoalan pengaturan dan keselamatan sistim.Komponen yang akan ditentukan ukuran_ukurannya an tara lain:

_ teras reak tor

_ main chimney dan small chimney_ pi enum bawah_ dan lain_lain

a. Teras Reaktor

Ukuran dari teras reaktor ditentukan 01 eh jumlah kelompok batang bahan bakar.Jumlah cluster tergantung dari besarnya daya yang mau dicapai. Disamping itu perludisediakan ruangan untuk control rod dan temporary control curtain.Menurut (3) yang diambil sebagai contoh, di dalam teras harus disusun 824 cI usterdengan 37 batang pengontrol dan 86 buah temporary control curtain. Penyusunantersebut menghasil kan di ameter teras reaktor menjadi sebesar 3.90 meter.

b. Main Chimney dan Small ChimneyChimney adalah suatu ruangan yang disediakan untuk menampung fluida dua phasa

dari kanal_kanal bahan bakar dan ujungnya berfungsi sebagai separator (memisahkanuap dari air saturasi).

Selain dari itu chimney digunakan sebagai alat pengaman karena bila terjadikemacetan yang tidak disangka_sangka pada pompa atau pada keadaan loss of coolantbagian ini dapat membantu memperlancar sirkulasi wajer (chimney berfungsi menaikkandriving pressure), sehingga kemungkinan burn_out dan pelelehan diperkecil.

Dengan mengetahui panjangnya daerah pendidihan, tekanan jatuh pada kanal bahanbakar, chimney dan down_comer serta besarnya driving pressure maka tinggi chimneydapat ditentukan.

Untuk menjamin terjadinya sirkulasi wajar harus diambil bahwa total tekanan jatuhsama atau sedikit kurang dari driving pressure. Dari kesamaan itu didapatkan tingginyachimney. Perhitungan pada (3) memberikan HCH = 13,5 ft dan untuk lebih terjamindiambil 14.5 ft dimana 6.5 ft adalah tingginya main chimney dan lebihnya untuksmall chi mney.

c. PIenum Bawah

Untuk menjamin effektifitas sirkulasi waiar sewaktu pompa macet, harus ada jumlahcairan yang cukup pada plenum bawah (jumlah zat pending in di sini harus lebihbesar dari volume kanal dan main chimney). Pertimbangan teknis dan perhitunganpada (3) memberikan plenum bawah setinggi 16.5 ft.

d. Gambar Bagan ReaktorUntuk dapat membuat gambar bagan reaktor masih banyak komponen lain yang perlu

12

ditentukan ukurannya. Menurut perti mbangan_perti mbangan teknis, perhi tungan pada(3) didapat sebagai berikut:

_ diameter dalam tanki reaktor 4.22 meter_ diameter feed water inlet 1.7 ft_ diameter inlet & autlet air resirkulasi 2.84 ft

Sebelum bagan reaktor digambarkan, perlu dilukiskan kembali ukuran_ukuran yangpernah didapat, yaitu:

a. Teras reaktor mempunyai tinggi 11.5 ft, dimana :1. tinggi sangkutan orifice pada grid bawah = 0.5 ft2. tinggi bagian yang aktif = 10 ft3. tinggi sangkutan bagian atas = 1 ft4. diameter teras = 15 ft

b. Chimney mempunyai tinggi 14.5 ft, dimana:1. main chimney = 6.5 ft2-. small chi mney = 8 ft

c. Plenum bawah mempunyai tinggi = 16.5 ftdiameter = 13 ft

d. Tinggi cairan di atas chimney = 4.5 ft.1. diameter sel ubung separator 22 cm = 0.735 ft2. tinggi selubung = 4.5 ft3. masuknya selubung ke dalam cairan sepanjang 0.75 ft

e. Diameter dalam tanki reaktor = 14.1 ftf. Feed water inlet berdiameter = 1.6 ft

g. Diameter outlet don inlet air resirkulasi = 2.84 fth. Tinggi steam dryer keseluruhan = 13.80 ft, dimana:

1. tinggi selubung uap = 6.65 ft2. tinggi dryer = 6.0 ft3. tinggi pelindung atas = 1.65 ft4. diameter selubung uap = 13.30 ft5. diameter Iuar susunan dryer = 12.70 ft6. di ameter pel indung atas = 8 ft

i . Tinggi tutup atas tanki reaktor = 6.60 ftTinggi tutup bawah tanki reaktor = 6.30 ft

i . Core spray sparger ditempatkan pada tanki reaktor satu level dengan atapdari mai n chimney. Diameter sparger dapat diambil = 1 ft.

13

Steam dryer

Steam seperator 2

Core spray

Feed water inl et

Nlain chimney 5

Sil inder bahanbakar 6 - __ J;';I'

'...-.,.,..;

:0o

Susunan bahanbakar 7

Temporary control curtain 8

Grid penyanggal 9 .~13.014.7 -';~I:: ::

:~

Outl et dariresi rkul asi

10

Daun_daun pengontrol 11dengan tabung penuntun

Buffle 12

Inl et air resirkulasi 13

14

14 Control vool drives15 In CO RE flux monitor

BA B II

GAMBARAN TEKNIS DARI BEBERAPA SISTIM BWR

Sisti m BWR telah banyak digunakan don dikembangkan di Jerman Barat, Jepang,Swedia don terutama Amerika Serikat.

Di Jerman Barat sistim BWR telah dikembangkan aleh Allgemeine Electrizitats,Gesellschaft. Reaktor yang pertama "VAK" di Kohl dengan daya 16 MWe, dimanapermulaan konstruksi September 1958 dan operasi komersiil November 1961.VAK mempunyai steam drum sebagai pembangkit uapnya; air dipompakan melaluiteras reaktor dan setelah menempuh jarak tertentu mengalami pendidihan cairan duophasa ini baru dipisahkan fIuida_fI uidanya pada steam drum di luar tanki reaktor.

11.1. BEJANA TEKAN

Bejana tekan bentuknya selindris dibuat dari baja dengan diameter dalam 2438 mm,tinggi bagian dalam 8230 mm don tebal 98 mm.Karakteristik operasi dan designnya adalah sebagai berikut:

tekanan operasi 71.3 atm abstemperatur operasi 285 0 Ctekanan design 89 atm abstemperatur design 3430 Ctekanan testi ng 133 atm abs

11.2. KANAL DAN ELEMEN BAHAN BAKAR

Bahan bakar dibuat dari U02 pellet yang diperkaya dengan U235 • Pellet_pelletdisusun dalam suatu klongsong dibuat dari zircaloy_zircaloy yang tebalnya 0.89 mm.Penyusunan ini disertai dengan pertimbangan_pertimbangan teknis memperlihatkaneffek kenaikan panas dan irradiasi. Elemen_elemen bahan bakar disusun dalamsuatu kanal yang sering disebut cluster bahan bakar, di dalam kanal disusun 36 batangbahan bakar. Kanal ini juga terbuat dari zircaloy _ 2 don Iebar bagian dalamnya119 mm.

11.3. SISTIM PEMBENTUKAN UAP DAN TRANSFER PANAS

Panas yang keluar dari bahan bakar diambil oleh cairan pendingin yang dilewatkan pada kanal_kanalnya. Fluida duo phasa ditampung di luar tanki dan di sinidipisahkan uapnya dan air saturasi.

Sebagian dari uap air yang telah melewati turbin, setelah didinginkan dipompakanke tempat pembangkit uap ke duo sehingga menguap dengan tekanan tidak begitutinggi. Uap ini dialirkan stages yang lebih rendah.

Fungsi_fungsi lain yaitu untuk mendinginkan teras sewaktu shut down karena terasmasih panas.Pada sistim ini juga disediakan sistim pendingin darurat yang bertujuan untuk men_dinginkan teras reaktor bilamana terjadi kehilangan zat pendingin karena pecahnyapipa uap atau pipa feed water. Di samping itu sistim ini dilengkapi pula denganalat pengendal ian sifat kimia moderator _ zat pendingin.

15

1104. SISTIM TURBO_GENERATOR

Uap pada kondisi yang telah ditetapkan (pada operasi stasioner) dial irkan keturbi n.

Pada soot start_up atau penolakan beban parsiil, kelebihan uap dialirkan kekondensor dengan menggunakan by pass val ve.

Bila dengan tiba_tiba beban hilang speed governor memberikan signal agar tripval ve menutup dan uap mel ewati by pass val ve sebel um sampai ke kondensor, uapyang melewati by pass valve tersebut terlebih dulu melewati de heating system.

11.5. BAHAN BAKAR DAN HANDLING FUEL SYSTEM

Bahan bakar nukl ir dari U02 yang diperkaya disusun dol am bentuk batang sel indris.Dengan bentuk teras reaktor, diketahui distribusi panas mel intang don memanjang.

FIuk panas rata_rata (rated power) 27.5 W/ cm 3

Fluk panas maximum (rated power) 102 W/cm2

Faktor keamanan (Q ;;'ax / Q b.o) 2.2Luas sel uruh permukaan bahan bakar 219.2 m 2

Untuk sistim pengelolaan bahan bakar disediakan tempat penyimpanan bahan bakaryang akan di pakai, tempat penyi mpanan bahan bakar don 01 at _01 at untuk rei oadi ng •

11.6. INSTRUMENTASI DAN SISTIM PROTEKSI

Instrumen_instrumen don alat_alat sistim proteksi yang digunakan telah melewatipengujian_pengujian yang perlu don baik, sehingga sampai pada kwalitas yang tinggidengan derajat keandalan yang besar.

Alat_alat tersebut dipakai untuk mengetahui don mengendalikan:

- daya reaktor- beban sisti m

- jumlah uap- distribusi fIuk

- temperatur kanal pendingin

Semua proses di atas diatur dari control room.Prinsip_prinsip kerja instrumennya meliputi:

_ instrumen fluida_ instrumen el ectroni c_ instrumen mekanik

Di atas telah diberikan sedikit uraian teknis dari sistim BWR yang pertama diJerman Barat, di bawah ini juga diberikan gambaran teknis dari reaktor Oskarshamndari Swedia.

Konstruksi reaktor ini spring 1966, reaktor kritik pada spri ng 1970 dan operasidaya penuh Autumn 1970. Reaktor ini menggunakan innervapor separator, tidak meng­gunakan steam generator. Sedangkan hal_hal lain hampir soma saja.

Secara ringkas data teknis stasion pembangkit adalah sebagai berikut:

Daya thermis (MW)Daya Iistrik total (MWe)Daya Iistrik netto (MWe)Efisiensi netto stasion (%)

16

1246420400

32.1

Pada garis besarnya reaktor yang baru dengan yang sudah lama tidak mempunyaiperbedaan prinsipiil, hanya ada perkembangan_perkembangan baru yang ditrapkanpada sistim terakhir.

Oskarshamn 1 mula_mula direncanakan untuk daya 400 MW (e) dengan kapasitasnyafIeksibil itas sampai 440 MWe, sekarang operasi nominal dari PLTN tersebut sudahpada 400 MWe.

Perkembangan_perkembangan serupa juga telah dilakukan untuk teras reaktor

1575 MWth dengan Fleksibilitas sampai 1700 MW(th) bila kondisi air pendinginsetempat mengi zi nkan untuk i tu .

Sistim BWR dari ASEA mempunyai design control rod drive yang sedikit berbedadengan sistim AEG - Jerman Barat, perbedaan mana dapat dilihat pada gambar_gambar di bawah ini :

Control rod

Control rod

guide tube

Control roddrive

ASEA-A TOM BWR

Core madul e

Control rod in

bottom positionNormal manueveringwi th el ectri c rod

Fast insertion

with pressurizedwater

17

T---:rl'---r, I, 1 1 _Control rod

Housing

Guide tubewith toothedrack

Jaw

Scram limitswitch

Drive shaftwith seal

NORMAL TRAVELLING POSITION

'8

AFTER SCRAM

Throttle

gap

Buffersf eeve

\'

\, Ball_screw

Sistim_sistim BWR pada tabel di bawah ini, kecuali VAK, semuanya menggunakaninner vapor separator, dan di samping itu juga telah menggunak-an internal recirculatorpump.

TABEL

II

AEG BWR Nuclear Power PlantsStat ion

LocationPowerStart ofComercialMonthsStart _upname

(MWe)constructionoperation period(month)

VAK

Khal 16Sept.1958Nov.1961387

KRB

Gundremmi ngen252March 1963March 1967488

KWL

Lingen 252Oct.1964Oct.1972488

KWW

Wurgassen 670March 1968March 1972486_7

KKB

Brunsbuttel805Apr.1970Apr.1974486_7

KBE

Rheinshanzisel900Sept.1970Sept.1974486_7

TABELI

TREND OF ASEA-A TOM BWRPlant

Reactor thermalPower densityEquil burn_uppower (MWth)

(KW / Kg n)(MWd/tn)

Oskarshamn I

137517.122.000

Ringhal s

I 2270 19.827.000

Oskarshamn II

17002227.000

Barsebaek

17002227.000

Dari tabel terakhir diperlihatkan perkembangan_perkembangan teknis dalam me­naikkan burn_up bahan bakar.

Menaikkan burn_up bisa dilalui dengan menambah enrichment dan bila enrichment

tidak ditambah berarti harus absorber neutron dikurangi sehingga kebolehjadian reaksifissi bertambah besar dalam suatu volume yang sama.

Dapat dikemukakan di sini skema internal recirculation pump yang didesign olehA. E. G., sebaga imana pada gambar di bawah in i •Dengan menggunakan internal axial pump untuk pompa resirkulasi akan memperbaikisegi_segi ekonomi dan keselamatan operasi PLTN. Di samping itu juga problemakontaminasi saluran luar dapat pula dicegah serta masalah layout dapat diperbaiki,lebih efisien dan praktis.

19

SKEMA POMPA RESIRKULASI DALAM AEG _ BWR

I

Impeller

Seal ed seat

Inlet pipe withguide vanes

Beari ng sleeve

Upper hydrosfat beari ng

Spline shaft

lower hydrostatbeari ng

Heat shield

Main seal

1 & 2 Auxiliaryseals

20

Pump connection

Throttl i ng sl eeve

___ Nearing pressure water

Cool ing_water connectionfor the heat shoil d

leak outl et of mai n seal

Seal housi ngleak outl et of No.

auxil iary sealIntermediate casing

3. Radial bearing (oil_lubricated)Cooling water connection tobearing housi ng

Axial bearing, doubleacting, oil lubricated

Spiral_toothed coupli ng

Motor with junction casing

BA B III

tvlASALAH STANDARISASI UNTUK PENGEMBANGAN SELANJUTNYA

Untuk memperbaiki performen ekonomi don teknologi diperlukan adanya standarisasi(series production) Jerman Barat (AEG - Tel efunken) telah melakukan usaha_usaha

untuk mendapatkan standari sasi beberapa komponen reaktor. Setel ah mel akukan pe­nyelidikan selama 10 tahun (AEG) terhadap element bahan bakar control rod _ control

rod drive dan internal recirculation pump, maka AEG dapat melaksanakan standarisasitersebut.

STANDARISASI ELEMEN BAHAN BAKAR

Elemen bahan bakar terbuat dari UOz pellet yang diperkaya, disusun dalamkelongsong sehi ngga menjadi batang_batang bahan bakar nukl ir.

Batang_batang bahan bakar nukl i r di susun dol am suatu channel persegi empat. Di

bawah ini dapat dilihat gambar elemen bahan bakar nuklir yang sudah standar dariA EG Tel efunken, Jerman Barat.

---:'it~_IFi";O"90'I i I i spoce 410 mm

f

Acti~ length3660 mm

4473 mm

ENLARGED REPRESENTATION OF

PRINCIPAL COMPONENt SECTIONS

I

GENERAL VIEW TO SCALE

21

STANDARISASI CONTROL ROD DAN CONTROL ROD DRIVE

Control rod dibuat bentuk sol ib memonjong, don bentuknyo dibuat soma untuk semua

ukuran sistim AEG. BWR. Namun jarak naik turunnya berbeda sesuai dengan ukuranreck tor •

.,-- - --,I, -~- - r: !- . 1 .

Control rod \ I /

_!__ I

Housing

Guide tubewith toothedrock

Jaw

Drive shaftwith seal

NORMAL TRAVELLING POSITION

22

I-. -- - -,

I

I

I

AFTER SCRAM

Throttl e

gap

Buffersl eeve

Magnetswi tch

STANDARISASI INTERNAL RESIRCULATION PUMPS

Bentuk don ukuran dari uni t_uni t pompa dibuat soma untuk sel uruh reaktor. Denganadanya internal pump diperoleh perbaikan cukup besar pada keandalan reaktor.Pompa tersebut dijalankan dengan motor yang mempunyai variasi kecepatan yangditempatkan di luar bagian tekan.

Shaft pompa masuk menembus bejana tekan termasuk seal don bearingnya. Shaftdiseal terhadap tekanan reaktor dengan seal mekanis.

Di bawah ini dibebankan diberikan internal axial pump.

SKEMA POMPA RESIRKUlASI DAlAM AEG _ BWR

l"",eller

Sealed seat

Inlet pipe withguide vanes

Upper hydroS~' earlng

Spli ne shoft

lower hydrostotbearing

Heat shield

Main seal

1 & 2 Auxiliaryseals

Beari 09 51eeve

Pump connection

Throttl ing sleeve

____ Nearing pressure water

Cooling_water connectionfor the heat shoild

leak outlet of moin seal

Seal housi ngleak outlet of No.

auxiliary sealIntermediate casing

3. Radial bearing (oil_lubricated)Cooling water connection tobearing housing

Axial bearing, doubleacting, oil lubricated

Spiral_toothed coupling

Iv'otor with junction casing

23

Dengan standarisasi bisa dibuat bermacam_macam ukuran daya reaktor, yaitumenggunakan design yang sudah ado. Fuel yang dipakai untuk reaktor dengan daya

1000 MW sama dengan fuel yang digunakan untuk reaktor dengan daya 400 MWe,hanya jumlohnyo berbedo. Untuk menjaga agar design reaktor tetap dalam batas_batasyang opti mum, hanya perl u perubahan enri chment, supaya di dapatkan burn_up yangdiinginkan.

Control rod don control rod drive juga dibikin samo ukuran don bentuknya, hanyaberbeda jumlah don panjangnya soja.

Pompa resirkulasi dalam juga dibikin demikian selain dari itu, grid bawah donatas serta pengering uap bisa dibuat seperti itu.

24

BA B IV

MASALAH KESELAMATAN OPERASI DAN LlNGKUNGAN

Keselamatan aperasi menyangkut pada 3 pihak yaitu:

_ keselamatan alat yang dioperasikan_ keselamatan personil_ kesel amatan Ii ngkungan

Yang dimaksudkan dengan safety di sini adalah bagaimana target operasi bisadicapai don baik personil ataupun lingkungan tidak menerima dosis radioaktip lebihbesar dari yang ditetapkan hukum internasional.

Hal_hal yang menyebabkan kel uarnya partikel_partikel radioaktip ada beberapamacam :

1. kel uarnya gas_gas hasil reaksi fissi dari el emen bahan bakar dan terus menembuscontai nment sampai pada personil dan Iingkungan.

2. terj adi nya pel el ehan atau kerusakan pada el emen bahan bakar yang menyebab­kan produk_produk fissi terbawa oleh zat pendingin.

3. terjadi nya kebocoran (pecah) pada pipa uap utama atau pada pipa feed water,sehingga zat pendingin keluar dari loop dan bejana tekan. Walaupun controlrod sudah dapat menyerap neutron yang ado namun panas yang telah terjadiakan berakumul asi dan menyebabkan pel el ehan bahan bakar dan kel uarnyaproduk_produk fissi yang aktip.

Ad. 1. Dalam hal ini perlu didesign shielding radioaktif yang betul_betul dapatmenurunkan aktifitas sampai pada dosis yang dibolehkan.

Cairan pendingin yang melewati down_comer juga berfungsi sebagai shielding yangakan menurunkan energi dari partikel_partikel yang akan lolas. Di samping itu secarakhusus juga didesign suatu shield yang disebut biological shield.

Ad. 2. Keadaan ini bisa terjadi bila dalam mendesign reaktor, terdapat kesalahan-kesalahan waktu menetapkan kondisi operasi perhitungan_perhitungan yang

kurang tel iti akan setiap komponen-komponen yang ado dalam bejana tekan.Sebagai contoh dapat dikemukakan bahwa design yang keliru akan bisa menimbulkanburn_out_pelelehan pada bahan bakar pada soot lose of cooling accident. Di sampingitu juga bisa terjadi pelelehan bila waktu menetapkan kondisi operasi besarnya Aukpanas pada sal ah satu tempat di dal am teras reaktor Iebi h besar dari Auk panasburn..out.

Dalam hal mendesign haruslah segal a kemungkinan dil ihat, untuk mendapatkanengineering safety yang dapat dipertanggung jawabkan.

Ad. 3. Bila terjad; kebocoran pada pipa utama, atau pada pipa feed water akanmenyebabkan (keluarnya cairan yang masih mengandung partikel_partikel

radioaktip) mengurang don bahkan habis keluar dari pressure vessel. Kecelakaan beginihampir tidak mungkin terjadi, namun segala pertimbangan keselamatan masih harusmencari jolon bagaimana bila tidak diduga soma sekal i kecelakaan demikian terjadi.Bila hal ini terjadi, coolant dengan cepat kel uar dari bejana tekan, walaupun secara

25

automatic terjadi scram, namun panas dari hasil reaksi fissi masih besar dan terasmasih panas sekal i •

Dengon cepot tekonon noik koreno tekonon uop yang besor 01 eh pemonoson yangbegitu hebat. Dengan suatu sistim kontrol, tekanan yang besar tersebut membuka switchyang akan memancarkan air ke dalam teras secepatnya. Penyiraman pada tekanantinggi dapat mengambil panas dengan baik dari permukaan_permukaan bahan bakar.Setelah tekanan turun sistim kedua mulai pula bekerja, untuk dapat mengambil panaslebih effektif, cairan pendingin dilewatkan melalui teras sehingga pelelehan bahanbakar dapat di cegah.

Kedua sistim di atas disebut emergency core cooling system.Sudah sekian lama industri nuklir beroperasi dan memberikan kontribusinya buat

mencukupi kebutuhan manusia akan energi, bel urn ada sampai sekarang kecelakaanyang merusak tiga pihak yang telah disebutkan di atas. Demikian pula halnya denganpenggunaan sistim BWR yang sudah lebih kurang 15 tahun beroperasi sampai sekaranguntung sekali bel urn ada kecelakaan serius yang disebabkannya.Namun demikian segal a usaha tetap dilakukan untuk mencegah segala kemungkinan_kemungkinan kecelakaan dan untuk memperkecil akibat kecelakaan itu sendiri.

26

BA B V

KESIMPULAN DAN SARAN

KESIMPULAN

1. Sistim BWR telah digunakan dan dikembangkan oleh banyak negara di dunia(Amerika Serikat, Jerman Barat, Swedia) dan juga telah banyak dipakai oleh

negara-negara maju dan berkembang. Hal ini menyebabkan bahwa derajat keandalansetiap komponennya betul_betul sudah mencapai kwal i tas yang ti nggi, dengan katalain sistim ini sudah safe segi ekonomi dan teknologinya.

2. Dengan modi fikasi atau perencanaan t ertentu telah dibuktikan di Swedia dan Jepangbahwa sistim BWR mempunyai fleksibilitas daya yang cukup baik, dia dapat meng_ikuti beban pada jaringan yang masih rendah jumlah listrik terpasangnya.

3. Berdasarkan penyelidikan dan pangalaman selama sepuluh tahun, AEG Telefunkentel ah berhasi I membuat komponen_komponen standar seperti el emen bahan bakar,control rod_control rod drive, internal recirculation pump, lower grid, upper grid,dan steam dryer. Jelas keadaan ini sangat menggembirakan dari segi ekonomi danteknologi dan malahan sangat baik dan lebih praktis buat pengembangan.

4. Bahun bakar nukl ir yang digunakan adalah Uranium dioksida yang diperkaya.

SARAN

1. BWR merupakan PLTN yang cukup baik ditinjau 'dari utility approach bila masalahpembel ian bahan bakarnya bisa berjalan dengan baik.

2. Ukuran rendah dan sedang cukup cocok dengan negara berkembang mengingatmasalah jaringan dan variasi beban yang masih banyak.

3. Untuk maksud-maksud pengembangan penggunaan tenaga nuklir di Indonesia dimasa mendatang, dan melihat perkembangan teknologi nuklir dewasa ini untuk masamendatang PUN jenis BWR tidak memberikan prospek yang baik untuk Indonesia,karena selain di luar kemampuan ekonomi, juga jauh di luar kemampuan teknis(masalah pengayaan uranium).

27

DAFTAR PUSTAKA

1. Small and Medium Power Reactor$ Vol. 1. Conference Proceding Vienna,

5 _ 9 September 19f:IJ.2. Directory of Nuclear Reactors Vol. VII. Power Reactor IAEA, Vienna, 1968.3. MARTIAS NURDIN, Perancangan sebuah sistim nuclear tipe BWR dengan kapasitas

400 MWe, Institut Teknologi Bandung, Bandung 1972.4. Small and Medi um Power Reactors Proceedi ngs of A Symposi um,

Oslo 12 _ 16 October 1970

5. Peaceful Uses of Atomic Energy Vol. 2, Proceedings of the Fourth InternationalConference Geneva, 6 _ 16 September 1971

28