REAKTOR YANG DISEPAKATI OLEH INTERNASIONAL

(Reaktor Generasi IV)

1. LFR (Lead-Cooled Fast Reactor)

LFR merupakan PLTN jenis Reaktor Cepat Pendingin Timbal. LFR

memiliki spektrum netron cepat dan siklus bahan bakar tertutup. Pendingin berupa

Pb atau Pb/Bi. PLTN jenis ini merupakan PLTN modular dengan interval isi

ulang yang sangat panjang (15 – 30 tahun). Bahan bakarnya berupa logam yang

mengandung uranium fertil dan transuranik. PLTN ini memiliki pendinginan

konveksi alamiah dengan temperature pendingin keluar sebesar 550 OC, dan

memungkinkan meningkat sampai temperatur 800 OC, yang memungkinkan dapat

digandengkan dengan instalasi produksi hidrogen dengan proses termokimia.

Ukuran sebagai PLTN tetap sekitar 150- 1200 MWe, sedangkan untuk PLTN

yang dapat bergerak sekitar 50-150 MWe.

LFR adalah sistem energi nuklir terakhir dengan spectrum neutron cepat.

LFR juga memiliki potensi pemanfaatan siklus bahan bakar tertutup dengan daur

ulang aktinida penuh. Karakteristik LFR yang dapat melakukan self breeding

membuat reaktor jenis ini mempunyai waktu operasi yang sangat lama, yakni 15-

30 tahun. LFR mirip sekali dengan SFR dengan perbedaan utama terletak pada

pemilihan pendingin, timbal (Pb) atau timbal-bismuth (Pb-Bi) digunakan dalam

LFR sedangkan sodium dimanfaatkan dalam SFR.

Gambar 1. Desain LFR

Untuk parameter reaktor cepat berpendingin timbal (LFR) dapat dilihat pada tabel

1.

Tabel 1. Parameter LFR

Sedangkan untuk komposis atomik LFRnya dapat dilihat sebagai berikut :

Tabel 2. Komposisi atomik LFR, SFR dan GFR

2. SFR (Sodium Cooled Fast Reactor)

SFR merupakan PLTN jenis yang mirip dengan yang sudah ada yakni

PLTN jenis  the liquid metal fast breeder reactor dan the Integral Fast Reactor. 

Tujuannya adalah meningkatkan efisiensi pemakaian uranium dengan jalan

pembiakan plutonium dan menghilangkan kebutuhan isotop transuranik. Desain

reaktor ini tidak menggunakan moderator. Konsep PLTN jenis Reaktor Cepat

memiliki pendingin natrium dan bahan bakar berupa logam alloy uranium dan

plutonium. Bahan bakar dibungkus dengan kelongsong baja yang diisi dengan

natrium cair  di dalam ruang kelongsong. Ukuran sebagai PLTN Besar berdaya

sekitar 600-1500 MWe, PLTN Medium berdaya sekitar 300-600 MWe dan

sebagai PLTN Modular berdaya sekitar 50 MWe

SFR adalah sistem energi nuklir kedua dengan spektrum neutron cepat

yang memiliki potensi pemanfaatan siklus bahan bakar tertutup dengan daur ulang

aktinida penuh. Pendingin SFR adalah sodium (Na) dan temperatur outlet-nya

diharapkan mencapai 550 o C. Bahan bakar SFR adalah paduan metalik dari

plutonium dan uranium. Karena SFR menggunakan siklus bahan bakar tertutup,

aktinida minor dan transuranium tidak akan pernah meninggalkan reactor dan

akan dibakar selama reaktor beroperasi. Desain SFR diperlihatkan dalam Gambar

2.

Gambar 2. Desain SFR

Komposisi atomik SFR dapat dilihat pada Tabel 1.

3. GFR (Gas-cooled Fast Reactor)

GFR merupakan sistem reaktor yang memiliki spektrum netron cepat dan

siklus bahan bakar tertutup dengan konversi uranium fertile dan pengelolaan

aktinida. PLTN ini berpendingin helium dengan temperature keluaran sebesa 850 OC dan menggunakan siklus langsung gas turbin “Brayton” dengan tingkat

efisiensi thermal yang tinggi. Besar daya optimalnya sebesar 1100 MWe.

Beberapa bentuk bahan bakar telah menjadi pertimbangan untuk dapat beroperasi

dengan temperature sangat tinggi dan dapat menjamin retensi produk fisi. Bentuk

bahan bakar yang digunakan berupa keramik.

GFR adalah sistem energi nuklir berpendingin gas helium(He) dengan

spektrum neutron cepat. Karakteristik spektrum neutron yang sangat keras

dihasilkan

oleh U-238, karena GFR menggunakan bahan bakar berlapis keramik yang

terdispersi dalam matriks bahan bakar. Reaktor ini memiliki potensi dalam

memanfaatkan siklus bahan bakar tertutup dengan daur ulang aktinida penuh. Ciri

utama reaktor ini adalah temperatur operasinya tinggi sehingga temperature outlet

dimungkinkan mencapai 850_C.

Pada umumnya, operasi temperatur tinggi dari sebuah reaktor nuklir akan

menghasilkan efisiensi yang relatif tinggi, namun dibutuhkan material yang

advanced untuk menopang kondisi operasi. Saat ini pin, pelat dan blok prismatik

sedang dipertimbangkan sebagai konfigurasi teras. Desain GFR diperlihatkan

dalam Gambar 3 dengan kompilasi data parameter ditabulasikan dalam Tabel 3.

Gambar 3. Desain GFR

Tabel 3. Parameter GFR

4. MSR (Molten Salt Reactor)

MSR merupakan PLTN dengan pendinginnya berupa garam cair. Konsep

awalnya merupakan PLTN dengan bahan bakar nuklir campuran dimana garam

flourida cair bercampur sebagai uranium tetraflourida (UF4). Temperatur

keluarannya berkisar 700-800 OC dan daya optimalnya sebesar 1000 MWe.

Tekanan operasinya rendah berkisar kurang dari 0,5 MPa.

MSR merupakan jenis reaktor yang menggunakan lelehan garam fluorida.

Susunan struktur teras reactor MSR terdiri dari grafit yang digunakan untuk mem

membuat bahan bakar aliran lelehan garam. Litbang fisika reaktor yang

berkembang pada jenis reaktor MSR yaitu :

(a) Data nuklir yang berkaitan dengan aktinida dan unsur penyusun garam

seperti fluorine (F2) dan fluorida (F)

(b) Neutron kasip (delayed neutron precursor) dari produk fisi yang mudah

hilang dari teras

(c) Aliran produk fisi sebelum mengeluarkan neutron kasip atau menangkap

neutron.

Instalasi PLTN dengan sistem MSR ini menggunakan bahan bakar uranium

fluoride dan natrium cair yang bersirkulasi melalui kanal-kanal struktur teras

dengan inti grafit untuk memproduksi netron termal (thermal neutron).

Keseluruhan inti reaktor dirancang dari bahan bukan logam (non metal) terutama

grafit, sehingga temperatur yang sangat tinggi sekalipun dapat diterima di dalam

sistem ini. Jumlah grafit yang besar di dalam MSR ini memiliki kapasitas panas

sedemikian tinggi sehingga dapat menyerap semua energi panas dari produk fisi

tanpa menimbulkan masalah terjadinya pelelehan inti.

Bahan bakar uranium fluoridedisirkulasikan melalui sebuah alat penukar

kalor intermediet (Intermediate Heat Exchanger / IHX) dan kemudian

dipompakan kembali ke teras reaktor. Dalam IHX, panas yang dihasilkan dari

bahan bakar cair diserap oleh pendingin garam natrium cair. Garam cair panas

yang diperoleh dialirkan melalui alat penukar kalor (Heat Exchanger / HX) untuk

selanjutnya dipompakan kedalam IHX lagi. Dalam HX, panas dari pendingin

garam cair ditransfer ke helium dalam siklus tertutup turbin gas.

Siklus tertutup turbin gas ini merupakan sistem pendingin sekunder pada

PLTN jenis MSR dengan komponen utama yaitu turbin, kompresor, recuperator,

pre-cooler, dan intercooler, dan media kerja yang digunakan adalah gas helium.

Untuk proses yang dianggap ideal maka proses dalam kompresor dan proses

dalam turbin dianggap isentropik yaitu tidak ada kerugian panas karena entropi

tidak berubah akibat gesekan, dan penurunan tekanan melalui penukar kalor

dihitung. Efisiensi thermal dari siklus tertutup turbin gas ini akan meningkat

karena perbandingan tekanan ditingkatkan. Dalam sistem pendingin sekunder ini,

kompresor dan turbin diletakkan pada satu poros dimana sebagian besar kerja

yang dihasilkan oleh turbin akan digunakan untuk memutar kompresor dan

selebihnya untuk menggerakkan generator listrik. Studi lebih lanjut tentang siklus

tertutup turbin gas pada sistem pendingin sekunder untuk PLTN jenis MSR

dengan kondisi kerja pada temperatur tinggi akan dilakukan dalam memperbaiki

efisiensi termal yang dihasilkan.

Gambar 4. Desain MSR

5. SCWR (Supercritical Water Reactor)

SCWR konsep reaktor yang memanfaatkan air superkritik sebagai fluida kerja.

PLTN tipe Reaktor Air Superkritik pada dasarnya adalah jenis PLTN Air Ringan yang

beroperasi pada temperatur dan tekanan tinggi (374 OC dan 22,1 MPa) dengan siklus

pendingin langsung. Sehingga memiliki ‘Balance Of Plant’ yang sederhana. Sebagian

besar PLTN jenis ini memiliki operasi siklus mirip dengan PLTN jenis Reaktor Air Didih

(Boiling Water Reactor, BWR), tetapi memanfaatkan air superkritik sebagai fluida

kerjanya. PLTN jenis Air Superkritik menjajikan sebagai sistem nuklir masa depan

dengan tingkat efisiensi pembangkit mencapai 45 %. PLTN jenis Air Superkritik

memiliki misi sebagai pembangkit listrik biaya rendah.PLTN ini juga dibangun

berdasarkan teknologi yang sudah proven.

Jenis reaktor SCWR menggunakan air sebagai moderatornya. Air (H2O) yang

digunakan adalah air yang berada dalam fase superkritis pada sistem tekanan tinggi (_25

MPa). Bentuk bahan baker SCWR adalah UO2 biasa dengan bahan kelongsong dari

stainless steel. Perangkat bahan bakar mempunyai kolom tempat air yang sangat luas

untuk menjaga dan mengkompensasi moderasi air yang mempunyai densitas sangat

rendah pada daerah superkritis. Litbang seputar fisika reaktor yang berkembang pada

jenis reactor SCWR antara lain: peningkatan heterogenitas yang disebabkan oleh kolom

air yang sangat luas, arus neutron yang kuat (neutron streaming) yang disebabkan oleh

densitas pendingin yang sangat rendah pada arah aksial dan kopel termalhidrolik-

neutronik yang kuat dikarenakan oleh variasi densitas moderator yang sangat besar

terhadap temperatur serta potensial terhadap

instabilitas daya yang disebabkan oleh densitas aliran.

Gambar 5. Desain SCWR

6. VHTR (Very High Temperature Reactor)

Very High Temperature Reactor (VHTR) adalah salah satu jenis sistem reaktor

nuklir generasi IV yang secara khusus didesain dengan konsep kogenerasi untuk

pembangkit listrik dan untuk proses produksi gas hidrogen. VHTR didesain berpendingin

heliumyang bertekanan 7 MPa. Komponen konversi energi yang utama dalam sistem

kogenerasi reaktor termasuk system reaktor VHTR adalah “penukar panas tengah”

(Intermediate Heat Exchanger / IHX). Melalui sistem IHX, energi termal dipindahkan

dari system reaktor ke sistem kogenerasi untuk pembangkitan listrik dan untuk proses

produksi gas hydrogen ataupun untuk aplikasi lainnya. Salah satu tolok ukur keberhasilan

proyek desain sistem reactor termasuk sistem kogenerasi reaktor generasi IV secara kritis

ditentukan oleh unjuk kerja system IHX[2,3]. Beberapa parameter unjuk kerja rancangan

sistem IHX yang dominan antara lain: efektifitas sistem IHX, efisiensi sistem IHX baik

secara sendiri maupun dalam konfigurasi system kogenerasi. Selain itu, konfigurasi

sistem kogenerasi dan penempatan IHX dalam system kogenerasi tersebut juga dapat

menentukan besarnya efisiensi IHX dalam sistem kogenerasi.

VHTR merupakan jenis reaktor termal berpendingin gas helium yang dapat

memproduksi panas hingga 1000 oC. Dengan temperatur keluaran yang tinggi tersebut

reaktor jenis VHTR sangat cocok untuk meningkatkan efisiensi dari sistem konversi

energy pada sistem produksi hidrogen menggunakan proses pemisahan air secara

termokimia. Reaktor VHTR memanfaatkan bahan bakar partikel TRISO dengan kernel

UO2 (uranium dioksida) atau UCO (uranium oksikarbida) yang dilapisi oleh coating SiC

atau ZrC. Grafit digunakan sebagai bahan moderator untuk operasi pada temperatur

tinggi. Litbang seputar

fisika reaktor yang berkembang pada jenis reaktor VHTR diantaranya adalah bentuk

bahan bakar jenis partikel berlapis tiga (TRISO) dengan heterogenitas ganda (double

heterogeneous) dan batang bahan bakar berbentuk silinder di dalam blok grafit atau bahan

pebble, penanganan terhadap kemungkinan resonansi yang sangat berbeda dari bentuk

dan tipe geometri konvensional serta pemodelan transportasi produk fisi di dalam sistem

pendingin reaktor. Reaktor jenis VHTR menggunakan turbin gas dengan siklus langsung

atau dikopel langsung dengan sistem produksi hidrogen.

Gambar 6. Desain VHTR

Sedangkan untuk parameter desain bahan bakarnya sendiri dapat dilihat pada Tabel 4.

Tabel 4. Parameter desain kernel bahan bakar VHTR

DAFTAR KEPUSTAKAAN

Ign. Djoko Irianto. 2010. Pengaruh Konfigurasi IHX terhadap Efisiensi dan Efektivitas

Sistem Kogenerasi Reaktor VHTR. Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan

Nuklir

Sri Sudadiyo.2010 Studi Siklus Pendingin Sekunder Reaktor Garam Cair pada

Temperatur Tinggi. Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir

Suwoto dan Zuhair. 2010. Studi dan Observasi Awal Kebutuhan Data Nuklir untuk

Generasi IV. Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir

Zuhair. 2012. Studi Model Teras Reaktor Generasi IV dengan Spektrum NeutronCepat

dalam Perhitungan Multiplikasi Neutron. Pusat Teknologi Nuklir BATAN.

Tangerang

Wikipedia

MAKALAH

FISIKA REAKTOR

REAKTOR YANG DISEPAKATI OLEH DUNIA

(REAKTOR GENERASI IV)

OLEH

MARZI DAYANA

0910441007

JURUSAN FISIKA

FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM

UNIVERSITAS ANDALAS

PADANG

2013

LAMPIRAN