BAB I PENDAHULUAN1.1 Latar Belakang Masalah

Dewasa ini perkembangan nuklir semakin pesat dalam berbagai aspek kehidupan,salah satunya pendayagunaan teknologi nuklir dalam bidang energi yang saat ini sudah berkembang secara besar-besaran yaitu dalam bentuk Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). PLTN merupakan salah satu solusi yang tepat untuk mengatasi krisis ekonomi di Indonesia. Selain bersih, harga listriknya sangat murah dan tidak mencemari lingkungan. Perbedaan utama antara Pembangkit Listrik Tenaga (PLT) Konvensional dengan Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) adalah terletak pada pemanfaatan bahan bakar yang digunakan untuk menguapkan air. PLT Konvensional untuk menghasilkan panas menggunakan bahan bakar berupa minyak, gas alam, dan batu bara (energi fosil), sedangkan kebanyakan PLTN menggunakan Uranium sebagai bahan bakarnya.

Pada Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir PLTN, tenaga yang dibangkitkan berasal dari salah satu reaksi inti yang terkenal dengan sebutan reaksi fisi. Reaksi fisi merupakan reaksi yang terjadi pada inti berat dan akan meluruh atau pecah menjadi inti-inti ringan secara berantai. Pada reaksi tersebut dilakukan dengan cara menembaki sasaran (inti-inti fisil) dengan memakai neutron, sehingga menghasilkan inti baru yang tidak stabil, untuk menjadi stabil inti-inti tersebut akan meluruh dengan memancarkan radiasi. Reaktor merupakan suatu instalasi yang didirikan untuk tujuan tertentu, salah satunya untuk menghasilkan tenaga listrik. Reaktor sendiri merupakan tempat terjadinya reaksi pembelahan antara bahan dapat belah dengan neutron yang menghasilkan neutron-neutron baru, tenaga dan zat-zat radioaktif. Salah satu reaktor fisi yang dipakai untuk pembangkit listrik adalah reaktor daya jenis PWR (Pressurized Water Reactor). Dalam PLTN tipe Reaktor Air Tekan, air ringan digunakan sebagai pendingin dan medium pelambat neutron (moderator neutron). 1

PWR menggunakan air yang bertekanan tinggi untuk mengambil panas dari reaktornya. Tekanan tinggi ini diperlukan agar dalam pemindahan panas dari teras reaktor air tersebut tidak mendidih. Pada PWR bahan bakar Uranium dioksida (UO2) dalam bejana reaktor (reactor vessel) dipakai untuk memanaskan air pendingin primer bertekanan tinggi dengan alat pengendali tekanan (pressurizer) untuk mempertahankan tekananya. Di dalam sistem primer tidak diperbolehkan terjadi pendidihan, karena itu system dibuat bertekanan tinggi. Air pendingin primer selanjutnya dialirkan ke sistem pembangkit uap (steam generator) untuk memproses pertukaran panas dari sistem pendingin primer ke sistem pendingin sekunder, pertukaran panas ini menyebabkan air sistem pendingin sekunder mendidih dan menghasilkan uap yang selanjutnya dipakai untuk memutar turbin dan generator untuk menghasilkan tenaga listrik. Pada umumnya bahan bakar yang digunakan reaktor jenis PWR adalah U235 dengan tingkat pengayaan 2% sampai dengan 3% sebagai bahan bakar dalam bentuk persenyawaan Uranium dioksida (UO2). PLTN digunakan sebab PLTN memiliki kelebihan yang sangat banyak dibandingkan dengan pembangkit - pembangkit tipe lain yang ada, dari sisi ekonomis PLTN memiliki nilai yang sangat ekonomis. Pada PLTN bahan bakar yang digunakan untuk membangkitkan listrik tersebut dipergunakan uranium, dimana pembangkitan menggunakan uranium selain hemat biaya, juga dari segi kegunaan jauh lebih ekonomis dibandingkan dengan pembangkitan menggunakan tenaga fosil. Energi panas yang dikeluarkan dari pembelahan 1 kg bahan bakar nuklir 235U adalah sebesar 17 milyar kilo kalori, atau setara dengan energi yang dihasilkan dari pembakaran 2,4 juta kg (2400 ton) batubara, jadi dapat dibayangkan besar energi yang dihasilkan pada pembangkit listrik tenaga nuklir tersebut, selain dari segi ekonomis, dapat dilihat pula dari segi keamanan, PLTN termasuk pembangkit yang aman baik terhadap lingkungan, pembangkit listrik tenaga nuklir aman terhadap pencemaran lingkungan tidak seperti pada pembangkit yang menggunakan fosil sebagai bahan bakar utamanya dimana dapat menghasilkan polusi yang berlebih serta dampak bagi lingkungan dan terlebih lagi dampak bagi kehidupan yang sering dikenal juga dengan sebutan global warming.

2

1.2

Rumusan Masalah

Dengan latar belakang tersebut, maka perlu dipelajari parameter-parameter apa saja yang berkaitan dengan rancang bangun reaktor nuklir guna menghasilkan kondisi paling optimal dari kinerja reaktor nuklir. maka perlu ditentukan juga dimensi elemen bakar teras reaktor secara keseluruhan yang salah satunya dipengaruhi oleh jumlah pengayaan fraksi U235 dalam bahan bakar untuk mencapai kondisi optimal (kritis) dari sebuah reaktor nuklir PWR berbahan bakar UO2 dengan moderator H2O dan pendingin H2O.

1.3 Tujuan Penulisan

-

Untuk mengetahui lebih jauh atau mendalam mengenai pembangkitan dengan PLTN khususnya pembangkitan PLTN menggunakan reaktor air tekan (PWR) yang biasa dan pada umumnya digunakan dalam pembangkitan PLTN.

-

Untuk mengetahui karakteristik, cara kerja, serta prinsip dasar pemanfaatan dalam PLTN bagi masyarakat khususnya pembangkitan dengan menggunakan reaktor air tekan (PWR) yang umumnya digunakan dalam pembangkitan PLTN.

3

BAB II TINJAUAN PUSTAKA

2.1

Tentang Reaktor Air Tekan (PWR) Dalam PLTN tipe Reaktor Air Tekan, air ringan digunakan sebagai pendingin dan medium pelambat neutron (moderator neutron). Teras reaktor diletakkan dalam satu bejana. Sistem air pendingin yang melalui teras reaktor disebut sistem pendingin primer. Di dalam sistem primer tidak diperbolehkan terjadi pendidihan, karena itu sistem dibuat bertekanan yang tinggi. Dari sistem pendingin primer yang bertekanan tinggi dan bertemperatur tinggi ini, air pendingin dialirkan ke pipa-pipa dalam alat pembangkit uap. Di luar pipa ini air (dalam sistem pendingin sekunder) menerima panas dari air pendingin primer dan mengalami penguapan. Uap yang terjadi dari air pendingin sekunder ini kemudian dialirkan ke turbin untuk memutar generator listrik. Reaktor Air Tekan yang beroperasi pada saat ini dapat dibagi menjadi dua, yaitu tipe reaktor Barat (Amerika-Eropa) dan tipe reaktor Rusia (VVER). Tipe reaktor Barat 4

diwakili oleh tipe Combustion Engineering (CE) dan Bibcock &Wilcock (B & W). Kedua tipe mempunyai bentuk perangkat bahan bakar yang sama dengan tampang lintang potongan berbentuk bujur sangkar, dan menggunakan pembangkit uap vertikal. Terdapat sedikit perbedaan dalam sistem pendingin dan pembangkit uap. Bentuk tampang lintang potongan perangkat bahan bakar reaktor air tekan Rusia adalah segi enam, dan pembangkit uap diletakkan secara horisontal. Kini sedang dikembangkan reaktor air tekan yang lebih aman dan ekonomis. Reaktor tersebut adalah Reaktor Air Tekan Maju (Advanced Pressurized Water Reactor) buatan Westinghouse (WH), System80+ buatan CE. Keduanya berukuran besar. Untuk yang berukuran menengah dengan pembangkitan daya sebesar 600 MWth, terdapat reaktor AP600 buatan WH. Dalam waktu dekat di Jepang direncanakan akan dibangun reaktor air tekan maju.

2.2

Sejarah Reaktor Air Tekan (PWR) Reaktor air tekan pada awalnya dikembangkan oleh perusahaan Westinghouse dan Puslit pemerintah Amerika Serikat di Argonne. Pada mulanya reaktor ini dikembangkan untuk penggerak kapal selam. Nautilus adalah salah satu nama kapal selam bertenaga nuklir yang beroperasi dari tahun 1954 sampai tahun 1980. Berbekal keberhasilan membuat reaktor untuk kapal selam, perusahaan Westinghouse membangun reaktor untuk pembangkitan listrik di pelabuhan dengan daya 100 Mwe. Reaktor ini beroperasi dari Desember 1957 hingga Oktober 1982. Reaktor ini dikenal sebagai reaktor air tekan berdaya besar pertama di dunia. Dalam pengoperasiannya untuk tujuan percobaan, pada saluran pendingin primer yang masuk dan keluar bejana reaktor ditempatkan saluran nosel. Pada teras reaktor dilakukan uji coba dengan menempatkan konstruksi selimut benih (seed-blanket), dan menggunakan batang kendali hafnium berbentuk + (silang). Berbeda dengan reaktor air tekan standar, pada reaktor ini pembangkit uap masih diletakkan dengan posisi horisontal (mendatar). Beberapa lama kemudian didirikan reaktor air tekan dengan menggunakan stainlesssteel sebagai bahan kelongsong, dan batang kendali berpenampang + (silang). Baru pada tahun 1970, yaitu pada PLTN Beznau dan Ginna, dibangun reaktor air tekan dengan kelongsong Zirkalloy-4, kendali kompensasdi kimiawi (chemical-sim), kluster 5

batang kendali, dan pembangkit uap yang diletakkan berdiri tegak. Reaktor ini menjadi standar reaktor air tekan hingga saat ini. Pemasok atau pembuat reaktor air tekan di antaranya adalah Westinghouse, Brown Boveri Combustion Engineering Nuclear Power dan Bibcock & Wilcock Co. dari Amerika Serikat. Pemasok dari Eropa adalah Framatome-Perancis, Siemens-Jerman dan Mintyazhmash (Ministry of Heavy Industries) Rusia. Pemasok reaktor air tekan dari Jepang hanya perusahaan Mitsubishi. Hingga pada tahun 1999, dari 341 buah reaktor air ringan yang beroperasi, 73 % di antaranya adalah tipe reaktor air tekan. Dari seluruh reaktor air ringan yang sedang dibangun (35 buah), 83 % di antaranya adalah tipe reaktor air tekan. Dari data ini terlihat bahwa persentasi reaktor air tekan bertambah dari tahun ke tahun.

2.3

Teori Air Pada Pendingin Reaktor Air Tekan Teori air pada pendingin reaktor air tekan dapat bekerja yaitu sebagai berikut, panas yang dihasilkan dari reaksi pembelahan, oleh air yang bertekanan 160 atmosfir dan suhu 300oC secara terus menerus dipompakan ke dalam reaktor melalui saluran pendingin reaktor. Air bersirkulasi dalam saluran pendingin ini tidak hanya berfungsi sebagai pendingin saja melainkan juga bertindak sebagai moderator, yaitu sebagai medium yang dapat memperlambat neutron. Neutron cepat akan kehilangan sebagian energinya selama menumbuk atom-atom hidrogen. Setelah kecepatan neutron turun sampai 2000 m per detik atau sama dengan kecepatan molekul gas pada suhu 300oC, barulah ia mampu membelah inti atom uranium-235. Neutron yang telah diperlambat disebut neutron termal.

6

BAB III METODELOGI PENELITIAN

3.1 3.1.1

Data Sumber data Pada laporan atau paper ini digunakan jenis data sekunder yaitu data yang diperoleh tidak melalui observasi langsung di lapangan, melainkan data yang diperoleh melalui studi literature dari internet.

3.1.2

Jenis data Bentuk data yang digunakan dalam menyusun laporan atau paper ini adalah berupa data kualitatif, yaitu data yang diperoleh tidak secara langsung, melainkan diperoleh dari buku-buku penunjang dan internet.

3.1.3

Teknik pengumpulan data Dalam pembuatan laporan ini, digunakan metode pengumpulan data dengan metode kepustakaan, yaitu mengumpulkan data dari referensi-referensi buku, artikel dan jurnal dari internet. 7

3.2

Metode Analisis Dalam analisa ini dipergunakan metode studi literatur dengan menganalisa teori-teori yang ada dari sumber-sumber berupa buku, artikel, dan jurnal. Data yang sudah terkumpul digunakan untuk mencapai tujuan penyajian laporan ini, dan kemudian dianalisa secara kualitatif.

3.3 Diagram Alir Untuk lebih sederhananya dapat disajikan dalam diagram alir seperti dibawah ini :

Microsoft Visio Drawing

Gambar 3. 1 Diagram Alir Alur Analisa

8

BAB IV PEMBAHASAN4.1 Prinsip Kerja Reaktor Air Tekan (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 320oC 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 9

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.

4.2 4.2.1

Karakteristik Reaktor Air Tekan (PWR) Konstruksi dasar 10

Dalam reaktor air tekan terdapat konstruksi sistem pendinginan primer (sistem reaktor) dan sistem pendingin sekunder (sistem uap). Keduanya mengungkung material radioaktif agar tidak menyebar keluar dari reaktor. Pada sistem primer air tidak diperbolehkan mendidih dengan cara memberi tekanan yang cukup tinggi. Air pendingin bertekanan tinggi dan bertemperatur tinggi (tekanan 157 kg/cm2 dan temperatur 325 oC) dari sistem primer dialirkan ke perangkat pembangkit uap (steam generator) dengan pompa sirkulasi primer. Setelah melepaskan energi panasnya, air ini kemudian dikembalikan ke bejana reaktor. Pada perangkat pembangkit uap, panas dialihkan ke pendingin pada sistem sekunder. Dengan panas tersebut air sistem sekunder diubah menjadi uap dalam perangkat pembangkit uap. Temperatur uap di sistem sekunder pada saat reaktor beroperasi adalah 277oC dan tekanannya 62 kg/cm2. Uap yang terbentuk ini kemudian dialirkan untuk menggerakkan turbin yang digandengkan dengan generator listrik. Uap dari turbin dialirkan ke Kondenser untuk diembunkan (diubah menjadi fase cair), selanjutnya air ini dikembalikan ke pembangkit uap dengan bantuan pompa sekunder. Cara kerja sistem primer dan sekunder yang dijelaskan di atas dianut oleh reaktor air tekan buatan Westinghouse dan Mitsubishi. 4.2.2 Konstruksi dan Struktur dalam bejana reaktor Gambar 2 memperlihatkan konstruksi dan struktur-dalam bejana tekan dari reaktor air tekan dengan kapasitas daya 1100 MW. Di dalam bejana reaktor terdapat teras reaktor yang disusun dari gabungan perangkat bahan bakar, batang kendali dalam bentuk kluster. Pada bagian atas teras terdapat pengarah dan penggerak batang kendali. Di sekitar teras terdapat bafel teras dan perisai termal teras. Konstruksi perangkat bahan bakar ditunjukkan pada Gambar 4. Pada gambar tersebut diperlihatkan salah satu contoh perangkat bahan bakar dengan penampang lintang bujur sangkar yang terdiri dari susunan 17 x 17 (= 264) batang bahan bakar. Dalam bejana reaktor terdapat 1 buah teras reaktor, 24 buah pengarah bahan batang kendali dan 9 buah kisi. Pada bagian atas dan bagian bawah teras terdapat nosel. Batang bahan bakar terbuat dari pelet uranium oksida dengan pengayaan rendah hasil proses sinter. Pelet bahan bakar dimasukkan ke dalam kelongsong zirkalloy-4. Kedua ujung kelongsong ditutup dengan tutup zirkalloy-4 yang dilas. Pada bagian atas di dalam kelongsong dipasang per penekan yang terbuat dari stainlesssteel. Bagian di 11

dalam kelongsong bahan bakar diisi gas helium. Pada batang bahan bakar ini terdapat ruang pada bagian atas yang disebut plenum. Di antara pelet bahan bakar dan kelongsong terdapat celah, dengan demikian hasil-hasil reaksi fisi yang berbentuk gas yang keluar dari pelet bahan bakar uranium dapat tertampung pada dua ruang tersebut (plenum dan celah). Selain untuk menampung gas hasil fisi, kedua ruang tersebut dirancang untuk dapat mengakomodasi pemuaian logam maupun gas yang akan menghasilkan kenaikan tekanan. Dalam suatu kluster batang kendali terdapat 24 batang kendali yang digabungkan dan digerakkan secara bersama-sama. Batang kendali berisi bahan penyerap neutron seperti logam paduan Ag- Ni-Cd (ArgentumNickel-Cadmium). Konstruksi dari perangkat penggerak batang kendali diperlihatkan pada Gambar 4. Konstruksi penggerak batang kendali terdiri dari sistem batang ulir yang dilengkapi dengan penggerak motor listrik dengan pemegang "jack" magnetik yang dilengkapi dengan mekanisme pengunci. Gambar 5 memperlihatkan mekanisme pengunci pada "jack" magnetik dengan 3 macam lilitan penggerak yang bekerja secara bergantian antara dua kondisi (melawan dan mendukung) magnetik. Pengendalian reaktivitas (reaksi fisi) dilakukan dengan menggunakan batang kendali untuk pengendalian jangka pendek, sedangkan untuk pengendalian jangka panjang dilakukan dengan mengatur konsentrasi cairan asam yang menghalangi reaksi fisi (pengendalian kompensasi kimiawi, chemical-shim control). Jika dalam pengoperasian reaktor terdapat suatu kondisi anomali atau kondisi yang dapat membahayakan reaktor, maka arus listrik pada seluruh lilitan "jack" magnetik putus, sehingga semua batang kendali secara cepat jatuh ke bawah dan masuk ke dalam teras melalui jalur pengarahnya. Akibatnya reaktor berhenti secara otomatis dan hal ini disebut pancung daya (scram). Kasus berhentinya reaktor secara otomatis oleh karena anomali atau pancung daya dalam reaktor air tekan disebut "trip" reaktor.

12

4.2.3

Pengendalian Daya Reaktor Tekanan dalam sistem primer, baik pada bejana tekan maupun jalur pemipaan yang berkaitan, dijaga tetap pada 157 kg/cm2. Dengan demikian, walaupun dalam teras reaktor terjadi kenaikan daya, pendidihan tidak akan terjadi. Kondisi ini menyebabkan densitas air pendingin yang juga berfungsi sebagai moderator akan cukup untuk memoderasi neutron dengan baik. Oleh karena itu pengendalian daya (reaktivitas) reaktor dilakukan dengan penyerapan neutron dengan batang kendali dan racun kimia-dapat-bakar (pengendalian kompensasi kimiawi). Pengendalian kompensasi kimiawi dilakukan dengan melarutkan cairan asam borak (senyawa kimia penyerap neutron) ke dalam pendingin sistem primer. Konsentrasi asam ini diatur sedemikian rupa sehingga dapat mengendalikan proses penyerapan neutron yang menghambat reaksi fisi dalam teras reaktor. Jika asam borak ini menyerap neutron, unsur borak akan mengalami reaksi inti dan berubah manjadi unsur lain (terbakar). Oleh karena itu senyawa kimia seperti asam borak disebut sebagai racun-dapat-bakar (burnable poison). Pelarutan cairan asam borak akan menyebabkan distribusi reaksi 13

fisi (distribusi daya panas) menjadi rata pada seluruh teras sehingga menurunkan daya maksimum relatif dalam teras reaktor. Dalam sistem primer, jumlah untai (loop) dan jumlah perangkat pembangkit uap bergantung pada daya yang akan dibangkitkan. Pada reaktor air tekan terdapat perangkat pengatur tekanan sistem primer yang di dalamnya terdiri dari pemanas untuk menaikkan tekanan dan penyemprot air untuk menurunkan tekanan. Perangkat pengatur tekanan ini dapat mengendalikan tekanan, termasuk jika terjadi kenaikan tekanan pada sistem primer karena perubahan temperatur. Hal penting yang perlu dicatat tentang hubungan antara reaktor dan turbin pembangkit listrik (turbin listrik: turbin dan generator listrik) adalah, daya reaktor harus selalu mengikuti beban listrik yang dipikul oleh turbin pembangkit listrik. Pada reaktor air tekan, berdasarkan prinsip koefisien reaktivitas temperatur moderator (dalam hal ini adalah sama dengan pendingin sistem primer) daya reaktor dapat mengikuti beban yang dipikul oleh turbin pembangkit listrik. Jika beban listrik meningkat, maka diperlukan kenaikan jumlah pembangkitan uap (kapasitas uap naik). Hal ini menyebabkan temperatur air pendingin yang masuk ke bejana tekan turun. Penurunan temperatur pendingin primer akan menaikkan kemampuan moderasi neutron dan meningkatkan daya termal yang dibangkitkan reaktor. Fenomena ini secara otomatis menyebabkan reaktor melakukan pengendalian diri untuk mengikuti beban listrik, namun prinsip ini hanya akan bekerja dengan baik untuk perubahan beban listrik yang kecil. Bila beban listrik mengalami perubahan cukup besar, maka untuk mengikuti perubahan listrik digunakan cara pengendalian dengan mekanisme batang kendali. Dengan demikian dapat dikatakan bahwa pengendalian reaktor air tekan mengikuti prinsip "reaktor mengikuti beban turbin listrik". 4.2.4 Sistem Keselamatan Rekayasa Sistem pendingin darurat ini digunakan, jika terjadi kebocoran (misalnya pipapipa penyalur air pendingin primer terpotong atau bocor) pada sistem pendingin primer yang mengakibatkan air pendingin keluar dari sistem primer sehingga sistem primer kekurangan pendinginan. Dalam kondisi kekurangan pendingin, untuk menjaga keutuhan bahan bakar digunakan sistem pendingin teras reaktor darurat. ECCS terdiri dari tiga sistem, yaitu sistem injeksi pendingin tekanan tinggi, sistem injeksi pendingin tekanan rendah dan sistem injeksi pendingin dari akumulator atau penampung air pendingin. Pendingin bertemperatur tinggi dan bertekanan tinggi yang 14

keluar dari sistem primer membawa material radioaktif dan tidak diperbolehkan keluar dari sistem. Karena itu pada reaktor nuklir disediakan bejana tekan pengungkung (containment). Dalam sistem pengungkung tersebut di antaranya terdapat bejana tekan, perangkat yang berkaitan dengan sistem pendinginan teras reaktor serta perangkat yang berkaitan dengan sistem proteksi keselamatan terekayasa. Jika terjadi kecelakaan, bahan bakar yang kehilangan pendingin dapat meleleh dan kemudian diikuti dengan kenaikan temperatur dan tekanan dalam bejana tekan. Pada saat ini unsur-unsur radioaktif (radioisotop) yang berbentuk gas dapat keluar dari sistem. Untuk itu, agar tidak terjadi pelepasan radioisotop ke luar sistem, pada bagian atas bejana tekan pengungkung diletakkan sistem penampung air yang dapat memancarkan air pada bagian-bagian di bawahnya. Selain itu, untuk mencegah terjadinya radiasi udara di sekitar bejana pengungkung oleh bahan radioaktif yang ada dalam bejana, maka di luar bejana terdapat konstruksi anulus yang mengalirkan udara di sekitar bejana pengungkung ke bagian pemurnian udara.

4.3

Jenis Jenis Bentuk dan Konstruksi Reaktor Air Tekan 15

Bentuk dan konstruksi reaktor air tekan dapat digolongkan atas reaktor buatan Westinghouse (WH), Bibcock & Wilcock (B&W), Combustion Engineering (CE) dan reaktor Rusia (VVER). Reaktor tipe WH, B&W dan CE menganut prinsip yang sama dalam hal pemisahan sistem primer dan sekunder, tetapi konstruksi sistem pendingin, konstruksi pembangkit uap dan beberapa hal lain terdapat perbedaan di antara ketiganya. Reaktor Air Tekan Westinghouse : Pada reaktor tipe WH ini mengalami penambahan jumlah pembangkit uap dan sistem pendingin pendukungnya. pembangkit uap yang ada diletakkan berdiri tegak lurus dengan pipa-pipa U berada di dalamnya. Pipa U berisi air panas dari pendingin sistem primer, sedangkan air di luar pipa U akan menerima panas dan mengalami pendidihan. Beberapa pembangkit uap yang sama dengan tipe ini adalah buatan Mitsubishi- Jepang, Framatom-Perancis dan KWU-Jerman. Reaktor N4 (1516 MWe) buatan Framatom-Perancis dirancang berdasarkan pengalaman kecelakaan reaktor Three Mile Island (pada tahun 1979), yaitu peningkatan keandalan operasi dengan sentralisasi kendali, selain itu dilakukan juga peningkatan efisiensi ekonomi. Sementara itu reaktor Chooz-B1, B2 dan Civaux1,2 sudah mulai beroperasi. Pengembangan reaktor air tekan terus berlanjut, EPR (Europan Pressurized Water Reactor: Reaktor Air Tekan Eropa) dikembangkan oleh Perancis dan Jerman berdasarkan rancangan reaktor air tekan Perancis N4 dan reaktor air tekan Jerman Konvoy. Dalam pengembangan EPR, dilakukan peningkatan faktor keselamatan dengan memperhitungkan adanya kecelakaan terparah (Severe Accident), faktor efisiensi dengan pengoperasian yang mudah serta peningkatan efisiensi ekonomis dengan umur reaktor yang relatif panjang (60 tahun) dan derajat bakar bahan bakar mencapai 70 GWd/t, bahan bakar MOX hingga 50 %. Sementara itu, perusahaan Westinghouse mengembangkan reaktor air tekan dengan nama APWR 1530 MWe. Reaktor air tekan ini dirancang dengan peningkatan pada faktor keandalan (tingkat redundansi tinggi, rapat daya rendah), faktor ekonomi (perangkat bahan bakar tingkat zirkalloy). Sepertiga teras reaktor berbahan bakar MOX dengan kemampuan derajat bakar bahan bakar lebih tinggi, yaitu mencapai 55 GWd/t. Jika terjadi kecelakaan, probabilitas risiko yang ditanggung satu tingkat lebih rendah dari reaktor air tekan yang ada. Jepang berencana untuk memakai reaktor tipe baru tersebut pada Tsuruga 3 dan 4, tetapi 16

hingga saat ini reaktor-reaktor tipe baru tersebut belum ada yang beroperasi. Pada saat ini kelompok Westinghouse memfokuskan diri merancang reaktor air tekan lanjut tipe AP600 (daya reaktor 600 MWe) yang dapat memenuhi aturan tentang reaktor air tekan lanjut dari EPRI/DOE yang menganut prinsip keselamatan pasif (reaktor akan terkondisi kepada keselamatan secara pasif, tanpa adanya faktor dinamis seperti gerak katup, pompa dsb). Reaktor ini memenuhi kriteria pendinginan pasif, penyederhanaan desain (secara umum dibandingkan dengan reaktor air tekan saat ini 50 % lebih sederhana, perpipaan 80 % lebih rendah, pengkabelan 70 % lebih rendah dlsb.), dibuat dengan konsep modul, sesuai konsep keselamatan publik (pada saat kecelakaan, selama 3 hari tidak diperlukan operator untuk mengatasinya), sangat mudah diterima dan mendapat perizinan dan waktu pembangunan pendek (3 tahun). Sistem pendingin mirip dengan reaktor air tekan B&W dan CE, yaitu mempunyai 2 buah pembangkit uap berdiri vertikal dengan 4 buah pompa pendingin pada sistem primer. Reaktor AP600 sudah mendapatkan izin dari Badan Pengawas Nuklir Amerika, US-NRC. Reaktor Air Tekan Combustion Engineering Reaktor ini mempunyai 2 untai pendingin primer (2 buah pembangkit uap dan 4 buah pompa pendingin pada sistem primer). Air pendingin sistem primer yang keluar dari pembangkit uap dikembalikan ke bejana reaktor dengan tenaga dorong dari 4 buah pompa. Konstruksi dari pembangkit uap sama dengan pembangkit uap pada reaktor WH, yaitu pembangkit uap berdiri vertikal dengan tabung pipa U terbalik di mana terbentuk uap dengan resirkulasi balik (terdapat perbedaan bentuk pada separator uap, pengering uap dan bagian pipa transfer panas). Pembangkit uap buatan CE dipakai di Jepang pada reaktor Mihama 1. Reaktor air tekan desain CE diberi nama System80+. KNSP Korea telah membangun reaktor berbasis System80+ yang sangat murah ongkos pembangunannya dan sangat tinggi keandalannya. Beberapa reaktor tipe ini yang telah mulai beroperasi di Korea adalah reaktor Ulchin-3, 4 dan Yonggwang-1,2. Reaktor Air Tekan Bibcock dan Wilcock Konstruksi sistem pendingin reaktor B&W sama dengan yang ada pada reaktor air tekan CE, yaitu mempunyai dua untai pendingin pada sistem primer (2 buah pembangkit uap dan 4 buah pompa pendingin pada sistem primer). Reaktor 17

Three Mile Island yang mengalami kecelakaan pada tahun 1979 adalah reaktor air tekan tipe B&W. Reaktor Air Tekan Rusia Dari sudut pandang bentuk sistem pendingin reaktor, reaktor air tekan ini dapat digolongkan pada reaktor air tekan tipe WH. Perbedaan menonjol dibandingkan dengan reaktor tipe Eropa barat adalah bentuk perangkat bahan bakar. Tampang lintang perangkat bahan bakar VVER adalah segi enam. Selain bentuk perangkat bahan bakar, VVER mempunyai pembangkit uap yang diletakkan secara horisontal. Pada tipe lama (VVER-440/V-230) diperkirakan terdapat persoalan pada sistem keselamatannya, tetapi pada VVER-1000 (1000 MWe) sistem keselamatannya sudah diperhitungkan dengan baik sehingga bisa disejajarkan dengan reaktor-reaktor Eropa Barat. 4.4 Aplikasi Penggunaan Reaktor Air Tekan (PWR) Applikasi penggunaan reaktor air tekan telah digunakan pada pembangkit tenaga nuklir pada umumnya. Penggunaan reaktor air tekan pada PLTN khususnya dapat dilihat pada pembangkit listrik tenaga nuklir yang terdapat di jepang, korea dll. Pembangkit tenaga nuklir yang digunakan oleh jepang menggunakan reaktor air tekan, pada proses pembangkitan listrik yang bersumber pada nuklir. Pada pembangkitan tersebut reaktor yang digunakan berupa air tekan, dimana air ringan digunakan sebagai pendingin dan medium pelambat neutron (moderator neutron). Teras reaktor diletakkan dalam satu bejana. Sistem air pendingin yang melalui teras reaktor disebut sistem pendingin primer. Di dalam sistem primer tidak diperbolehkan terjadi pendidihan, karena itu sistem dibuat bertekanan yang tinggi. Dari sistem pendingin primer yang bertekanan tinggi dan bertemperatur tinggi ini, air pendingin dialirkan ke pipa-pipa dalam alat pembangkit uap. Di luar pipa ini air (dalam sistem pendingin sekunder) menerima panas dari air pendingin primer dan mengalami penguapan. Uap yang terjadi dari air pendingin sekunder ini kemudian dialirkan ke turbin untuk memutar generator listrik. Reaktor Air Tekan yang beroperasi pada saat ini dapat dibagi menjadi dua, yaitu tipe reaktor Barat (Amerika-Eropa) dan tipe reaktor Rusia (VVER). Tipe reaktor Barat diwakili oleh tipe Combustion Engineering (CE) dan Bibcock &Wilcock (B & W). Kedua tipe mempunyai bentuk perangkat bahan bakar yang sama dengan tampang lintang potongan berbentuk bujur sangkar, 18

dan menggunakan pembangkit uap vertikal. Terdapat sedikit perbedaan dalam sistem pendingin dan pembangkit uap. Bentuk tampang lintang potongan perangkat bahan bakar reaktor air tekan Rusia adalah segi enam, dan pembangkit uap diletakkan secara horisontal. Selain itu contoh lain applikasi penggunaan reaktor air tekan dapat dilihat pada negeri gingseng atau Korea. memasuki abad 21 dan demi menjaga stabilitas pemasokan daya listrik di Korea maka pada tahun 1990 ditetapkan Reaktor Air Ringan Standar yang disebut KSNP (dari tipe Reaktor Air Tekan, PWR). Reaktor ini dikembangkan berdasarkan PLTN System80 produksi perusahaan Amerika ABB-CE, tetapi dilakukan modifikasi sehingga ongkos pembangunannya rendah namun kehandalannya tinggi. PLTN tipe KSNP ini mempunyai daya 1000 MWe dan dua buah untai primer. Konsep modifikasi pengembangan dilakukan berdasarkan prasyarat institusi penelitian tenaga listrik Amerika (EPRI), yaitu meliputi prasyarat kesederhanan disain, keselamatan, kematangan disain, mampu implementasi/diwujudkan, pembangunan dan perawatan. Selain itu probabilitas kemungkinan terjadinya pelelehan teras reaktor dapat ditekan sampai 1/10 kali dari reaktor setipe yang saat ini beroperasi. Dan kini juga sedang dikembangkan reaktor air tekan yang lebih aman dan ekonomis, Reaktor tersebut adalah Reaktor Air Tekan Maju (Advanced Pressurized Water Reactor) buatan Westinghouse (WH), System80+ buatan CE. Keduanya berukuran besar. Untuk yang berukuran menengah dengan pembangkitan daya sebesar 600 MWth, terdapat reaktor AP600 buatan WH. Dalam waktu dekat di Jepang direncanakan akan dibangun reaktor yang lebih ekonomis dan lebih aman yaitu reaktor air tekan maju. 4.5 Kelebihan dan Kekurangan Reaktor Air Tekan Kelebihan PLTN menggunakan Reaktor Air Tekan (PWR) antara lain: Ditinjau dari segi ekonomis, reaktor air tekan memiliki tingkat keekonomisan yang tinggi. Pembangunan PLTN dengan reaktor air tekan sangatlah terjangkau. Namun tidak memperkecil kehandalannya dalam penggunaannya. Bukan berarti walaupun tingkat ekonomis dalam pembangunan dan pembangkitan listrik tenaga nuklir memerlukan biaya yang cukup ekonomis lantas kehandalan yang dihasilkan kurang, melainkan sebaliknya kehandalan yang dihasilkan sangatlah maksimal. Ditinjau dari keamanan, keamanan pembangkit listrik tenaga nuklir menggunakan reaktor air tekan sangatlah tinggi, tidak terdapat tingkat pencemaran yang berarti 19

yang dihasilkan pembangkit ini terhadap lingkungan, jika dibandingkan dengan penggunaan pembangkitan listrik yang menggunakan bahan bakar fosil sebagai sumber energinya yang lama kelamaan dapat mengancam kelangsungan hidup dan juga lingkungan akibat pencemaran atau global warming. Ditinjau dari segi perawatan, pembangkitan listrik tenaga nuklir menggunakan reaktor air tekan sangatlah mudah, tidak terdapat kesulitan dalam perawatan reaktor air tekan. Karena dalam pembangkitan listrik tenaga nuklir menggunakan reaktor air tekan tidak terdapat atau tidak diperbolehkannya terjadi pendidihan oleh karena itu sistem dibuat bertekanan tinggi sehingga dari segi perawatannya terhadap pekerja yang ada lebih mudah untuk dilakukan. dll. Kekurangan PLTN menggunakan Reaktor Air Tekan (PWR) antara lain: Ditinjau dari segi luas area atau konstruksi yang dibutuhkan dalam pembangkitan listrik tenaga nuklir dengan reaktor air tekan sangatlah luas, sehingga di perlukan area yang sangat luas. Sebagai salah satu tindakan keselamatan, digunakan lahan yang cukup luas untuk menjamin keselamatan penduduk di sekitar lokasi PLTN, seandainya terjadi suatu kecelakaan yang diasumsikan meskipun kecelakaan tersebut dalam kenyataannya tidak akan terjadi. Untuk mengupayakan prioritas keselamatan bagi penduduk yang tinggal di sekitar lokasi PLTN berdasarkan petunjuk pengawas pembangunan PLTN, maka diperlukan lokasi pembangunan dengan jarak tertentu dari pemukiman penduduk. Sehingga, suatu reaktor yang di dalamnya terdapat bahan bakar nuklir, dipertimbangkan untuk dibangun di lokasi yang berjarak lebih dari beberapa ratus meter dari permukiman penduduk. Ditinjau dari segi geografisnya, pembangkitan listrik tenaga nuklir dengan menggunakan reaktor air tekan harus dibangun di dekat perairan yang luas (dekat laut) karena dalam pembangkitan tersebut dibutuhkan air yang lumayan besar untuk mendinginkan uap yang sebelumnya digunakan untuk memutar turbin. Dampak yang diakibatkan oleh pembangkit listrik tenaga nuklir dengan reaktor air tekan sangatlah besar bila terjadi suatu kelalaian atau kejadian yang tidak diinginkan. Sangat mempengaruhi peradaban manusia, karena pada radiasi nuklir terdapat senyawa aktif yang dapat merusak kesehatan, baik sekarang hingga masa depan keturuna selanjutnya. Sehingga diperlukan keahlian, ketelitian, kedisiplinan, serta tanggung jawab yang utuh terhadap pembangkitan tersebut. 20

BAB V PENUTUP5.1 Simpulan PLTN merupakan pembangkit listrik tenaga nuklir yang menggunakan uranium sebagai bahan bakarnya, dimana pembangkit listrik jenis ini sangatlah ekonomis dan ramah lingkungan dalam penggunaannya serta dapat menghasikalan listrik yang melimpah. 21

-

Reaktor merupakan suatu instalasi yang didirikan untuk tujuan tertentu, salah satunya untuk menghasilkan tenaga listrik. Reaktor sendiri merupakan tempat terjadinya reaksi pembelahan antara bahan dapat belah dengan neutron yang menghasilkan neutron-neutron baru, tenaga dan zat-zat radioaktif.

-

Salah satu reaktor yang paling sering digunakan pada pembangkit listrik tenaga nuklir yaitu menggunakan reaktor air tekan (PWR), dimana prinisp kerja reaktor tersebut yaitu menggunakan uap sebagai tenaga atau power yang digunakan untuk memutar turbin sehingga yang berasal dari sistem yang bertekanan tinggi yang dikarenakan tidak terdapatnya atau tidak adanya pendidihan dalam proses, sehingga dihasilkan uap, uap tersebut dialirkan ke turbin dan memutar generator sehingga menghasilkan energi listrk.

-

Jenis jenis reaktor air tekan (PWR) antara lain Reaktor Air Tekan Westinghouse, Reaktor Air Tekan Combustion Engineering, Reaktor Air Tekan Bibcock dan Wilcock, serta Reaktor Air Tekan Rusia.

5.2

Saran Agar dalam proses pembangkitan listrik di perhatikan diperhatikan keselamatan kerja bagi pekerja serta lingkungan yang ada agar meminimalisir kecelakaan yang ada. Penggunaan PLTN hendaknya memiliki pengawasan khusus, khususnya meliputi ketelitian, kedisiplinan,dll. Karena dalam pembangkitan listrik tenaga nuklir kerawanan dalam penggunaan pembangkit ini sangatlah besar. Apabila esok hari terdapat pembangkitan tenaga nuklir di indonesia, yang kita ketahui negara kita saat ini mengalami krisis listrik, hendaknya merekrut tenagatenaga yang ahli dalam bidangnya, serta sesuai dalam bidangnya. Hendaknya melakukan perawatan rutin terhadap pembangkitan yang ada, khususnya pembangkit listrik tenaga nuklir baik dari segi system ataupun reaktornya.

22

DAFTAR PUSTAKA Wikipedia. 2008. Bahan Bakar Nuklir. www.google.com. Diakses 28 mei 2011. Energi Nuklir. www.google.com. Diakses 28 Mei 2011. Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir. www.google.com. Diakses 28 Juni 2011. www.batan.go.id. Pengenalan PLTN diakses 28 Juni 2011-06-05.Ridwan, M. dkk. 1986. Pengantar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir. Jakarta: Badan Tenaga Atom Nasional. Soenarmo. Nuklir, Pembangkit Listrik Nan Ekonomis. www.pikiranrakyat.com. Diakses 29 Juni 2011. Soetjipto dan Mosik. 2004. Konsep Dasar Fisika Modern. Semarang: IKIP Semarang Press. Stacey, Weston M. 2000. Nuclear Reactor Physics. New York: A Wiley-Interscience Publication John Wily and Sons, Inc. Suripto, Asmedi. 1985. Daur Bahan Bakar. Yogyakarta : BATAN

23

Susetyo, Wisnu. 1988. Spektrometri Gamma dan Penerapannya dalam Analisis Pengaktifan Neutron. Yogyakarta: Gadjah Mada University Press.

24