Prosiding Pertemuan Ilmiah XXV HFI Jateng & DIY
43
Aplikasi Sistem Keselamatan Pasif pada Reaktor Nuklir Nur Syamsi Syam, Anggoro Septilarso Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) Jakarta
[email protected],
[email protected]
Abstrak – Saat ini diperkirakan 15% kebutuhan listrik dunia dipenuhi oleh Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Isu paling mengemuka dari pembangunan dan pengoperasian suatu PLTN adalah masalah keselamatan dan faktor keekonomisan. Berdasarkan pengalaman pengoperasian reaktor nuklir yang telah ada, maka untuk menjawab tantangan tersebut pada reaktor generasi terkini telah dikembangkan suatu sistem yang mampu menjawab kedua tantangan tersebut tanpa harus mengorbankan salah satu diantaranya, yaitu sistem keselamatan pasif. Pada prinsipnya sistem keselamatan pasif ini memanfaatkan sifat atau kondisi fisis dari suatu benda/material sebagai suatu suatu sistem yang mampu mempertahankan pengoperasian suatu reaktor nuklir dengan selamat. Sifat atau kondisi yang sering digunakan sebagai sistem keselamatan pasif pada suatu reaktor nuklir tersebut antara lain adalah gaya gravitasi, tekanan dan konveksi alamiah. Dengan diterapkannya sistem keselamatan pasif ini mampu menaikkan tingkat keselamatan suatu reaktor nuklir karena sistem keselamatan reaktor mampu berfungsi dengan baik saat dibutuhkan tanpa harus diinisiasi oleh operator. Di sisi lain, penerapan sistem keselamatan pasif ini akan menghasilkan disain reaktor yang lebih sederhana dengan lebih sedikit komponen yang digunakan sehingga dari segi ekonomi pun menjadi lebih baik. Kata kunci: sistem keselamatan pasif, gravitasi, tekanan, sirkulasi alamiah I. PENDAHULUAN Penggunaan energi nuklir melalui PLTN saat ini memberikan sekitar 15% dari kebutuhan listrik dunia. Sebagaimana pembangkit tenaga listrik lainnya, PLTN juga tidak lepas dari resiko yakni potensi bahaya karena zat radioaktif yang dimiliki oleh PLTN. Oleh karena itu, aspek keselamatan menjadi prioritas utama dalam pembangunan dan pengoperasian PLTN dari generasi ke generasi. Perancang dan produsen PLTN terus berupaya untuk mengembangkan dan meningkatkan aspek keselamatan PLTN. Peningkatan aspek keselamatan salah satunya dilakukan melalui pengembangan sistem keselamatan PLTN. Salah satu konsep sistem keselamatan yang terus dikembangkan saat ini adalah sistem keselamatan pasif. Sistem keselamatan tersebut bekerja secara pasif untuk memenuhi salah satu atau lebih dari ketiga hal berikut, yaitu (a) memadamkan/shutdown reaktor dengan selamat (b) mengambil panas peluruhan setelah shutdown (c) mengungkung zat radioaktif agar tidak terlepas ke lingkungan. Sistem keselamatan pasif mulai diterapkan pada PLTN generasi III. Gagasan dasar dari pengembangan sistem keselamatan pasif tersebut adalah menyederhanakan desain sehingga memudahkan pengoperasiannya, meningkatkan keselamatan dengan menggunakan sistem yang lebih sederhana dan lebih andal karena menggunakan tenaga ”alami,” serta menurunkan biaya untuk pembangunan, pengoperasian dan perawatan PLTN. Dalam makalah ini akan diuraikan beberapa jenis sistem keselamatan pasif yang digunakan pada PLTN. II. KATEGORI SISTEM KESELAMATAN PASIF Pada prinsipnya sistem keselamatan pasif ini memanfaatkan sifat atau kondisi fisis dari suatu benda/material sebagai suatu suatu sistem yang mampu mempertahankan pengoperasian suatu reaktor nuklir dengan selamat. Sifat atau kondisi yang sering digunakan sebagai sistem keselamatan pasif pada suatu reaktor nuklir tersebut antara lain adalah gaya gravitasi, tekanan dan konveksi alamiah. Menurut IAEA-TECDOC-626 definisi sistem
keselamatan pasif adalah sistem yang menggunakan komponen dan struktur yang seluruhnya pasif atau sistem yang menggunakan komponen aktif dalam jumlah yang sangat terbatas untuk menginisisasi operasi pasif berikutnya. Berdasarkan hal tersebut, dokumen IAEA mengelompokkan sistem keselamatan pasif dalam 4 kategori (Tabel 1)[1]. TABEL 1. KATEGORISASI SISTEM KESELAMATAN PASIF. Kate- KateKateKateKarakteristik gori A gori B gori C gori D Input sinyal Tidak Tidak Tidak Tidak Sumber daya/tenaga Tidak Tidak Tidak Tidak luar Bagian mekanik Tidak Tidak Ada Tidak/ bergerak Ada Fluida kerja Tidak Ada Ada Tidak/ bergerak Ada Berikut ini diberikan contoh sistem untuk masing-masing kategori tersebut: − Kategori A : Penghalang fisik terhadap pelepasan produk fisi, seperti kelongsong bahan bakar, struktur bangunan tahan gempa, pendingin teras yang hanya mengandalkan perpindahan panas secara konduksi atau radiasi. − Kategori B : sistem pendingin darurat atau sistem shutdown reaktor yang bekerja dengan menginjeksikan larutan air-borat sebagai akibat adanya gangguan terhadap kesetimbangan hidrostatis antara sistem bertekanan dan kolam air luar. − Kategori C : sistem injeksi yang terdiri atas akumulator dan tanki penyimpanan dan pipa keluaran yang dilengkapi dengan check valves. − Kategori D : sistem injeksi atau pendinginan teras darurat yang bekerja dengan gaya gravitasi, dengan inisiasi oleh katup elektro-pneumatic atau katup bertenaga baterai.
ISSN 0853-0823
44
Prosiding Pertemuan Ilmiah XXV HFI Jateng & DIY
III. APLIKASI SISTEM KESELAMATAN PASIF PADA REAKTOR MAJU Sebagaimana telah diuraikan sebelumnya, sistem keselamatan pasif telah diterapkan pada PLTN generasi III dan III+ atau pada reaktor maju. Berikut ini diuraikan secara rinci penggunaan sistem yang telah dikategorisasikan tersebut pada PLTN. Berdasarkan fungsinya, sistem keselamatan pasif tersebut dibagi dalam dua kelompok yakni sistem untuk pengambilan panas peluruhan dari teras reaktor dan sistem untuk pendinginan pengungkung dan supresi tekanan. A. Sistem keselamatan pasif untuk pengambilan panas peluruhan dari teras reaktor − Pre-pressurized core flooding tanks (accumulators) Akumulator merupakan bagian dari sistem pendingin teras darurat, berupa tangki besar berisi 75% air mengandung borat dan sisanya berisi Nitrogen bertekanan atau gas inert. Isi tanki diisolasi dari sistem pendingin teras dengan menggunakan sejumlah check valve. Dalam keadaan normal, check valve tersebut tertutup akibat adanya perbedaan tekanan antara sistem pendingin reaktor dan gas dalam tangki. Pada kejadian kecelakaan kehilangan pendingin (LOCA), tekanan pada teras akan turun di bawah tekanan gas dan menyebabkan terbukanya katup sehingga air mengandung borat mengalir ke teras reaktor. Secara sederhana, sistem ini ditunjukkan pada Gambar 1.
Gambar 2. Elevated tank natural circulation loops (core make-up tanks).
Sistem ini bekerja apabila katup isolasi terbuka, yakni apabila head fluida melebihi tekanan sistem pendingin primer ditambah dengan sedikit tekanan untuk mengatasi tekanan yang dibutuhkan oleh check valve. Kekurangan dari sistem ini adalah kinerjanya dapat dibatasi oleh uap panas yang terbentuk di sekitar teras. Sistem ini termasuk dalam kategori D (Gambar 3).
Gambar 3. Elevated gravity drain tanks[2]
Gambar 1. Pre-pressurized core flooding tanks (accumulator).[2]
− Elevated tank natural circulation loops (core make-up tanks) Sistem ini terdiri atas tangki yang terhubung dengan kalang pendingin primer pada bagian atas dan bawah tanki. Tangki tersebut berisi air mengandung borat untuk menyediakan injeksi pendingin pada tekanan sistem. Dalam keadaan normal tangki tersebut diisolasi dari bejana reaktor dengan katup isolasi yang berada pada pipa keluaran di bagian dasar tangki (Gambar 2). Fluida di dalam tanki selalu mendeteksi tekanan sistem penuh melalui pipa koneksi di bagian atas tangki. − Elevated gravity drain tanks Sistem ini terdiri dari tangki berisi air dingin mengandung borat dengan tekanan rendah untuk menyirami teras dengan menggunakan gaya gravitasi. Pada beberapa desain, volume air dalam tangki cukup besar sehingga mampu memenuhi seluruh ruang reaktor.
− Passively cooled steam generator natural circulation Sistem yang terdapat pada PWR (Pressurized Water Reactor) ini diintegrasikan dengan generator uap. Prinsip kerjanya adalah dengan mengkondensasikan uap dari generator uap pada penukar panas yang berada dalam tanki berisi air atau pada sistem pendingin dengan udara. Sistem ini memiliki karakteristik yang mirip dengan kondenser isolasi. Sistem ini termasuk dalam kategori D (Gambar 4).
Gambar 4. Passively cooled steam generator (water-cooled).[2]
− Passive residual heat removal heat exchangers Fungsi utama sistem ini adalah untuk memberikan waktu yang lebih lama dari pengambilan panas peluruhan teras dengan perpindahan panas menggunakan kalang sirkulasi
ISSN 0853-0823
Prosiding Pertemuan Ilmiah XXV HFI Jateng & DIY
45
alamiah satu fase (cair). Kalang penukar panas pada sistem ini dalam keadaan normal bersifat bertekanan dan siap untuk dioperasikan. Aliran satu fase diaktuasi dengan membuka katup isolasi pada bagian dasar penukar panas. Sistem ini optimal untuk perpindahan panas satu fasa (berbeda dengan kondenser isolasi yang optimal untuk pendidihan dan kondensasi). Sistem ini sangat berguna untuk skenario station blackout. Sistem ini termasuk dalam kategori D (Gambar 5).
otomatis yang menghembuskan uap tersebut secara langsung ke pengungkung. Perbedaan densitas yang terbentuk antara daerah teras dengan kolam mengakibatkan terjadinya aliran sirkulasi alamiah yang menarik air melalui sump screen ke dalam bejana reaktor dan mengambil panas peluruhan. Pada desain tertentu, sirkulasi alamiah pada bejana reaktor dapat mengambil panas peluruhan tanpa perlu mengoperasikan ADS. Sistem ini termasuk dalam kategori D (Gambar 7).
Gambar 7. Core cooling by sump natural circulation[2]
Gambar 5. Passive residual heat removal heat exchangers[2]
− Passively cooled core isolation condensers Sistem ini didesain untuk menyediakan pendinginan teras reaktor air didih setelah diisolasi dari pengambilan panas primer, dalam hal ini turbin/kondenser. Selama operasi daya, reaktor diisolasi dari penukar panas kondenser isolasi dengan menggunakan katup. Pada kejadian dimana teras reaktor harus diisolasi dari pengambilan panas primer, katup yang berada pada pipa kondenser isolasi dibuka dan uap primer dialihkan ke penukar panas kondenser isolasi untuk dikondensasikan pada bagian pipa vertikal. Panas dipindahkan ke atmosfer melalui kolam ICS/PCCS. Kondensat kembali ke teras karena adanya gaya gravitasi dalam pipa. Sistem ini termasuk dalam kategori D (Gambar 6).
B. Sistem keselamatan pasif untuk pendinginan pengungkung dan supresi tekanan. Sistem keselamatan pasif yang akan diuraikan berikut ini adalah sistem pada reaktor maju untuk memindahkan panas dari pengungkung dan menurunkan tekanan dalam pengungkung setelah terjadinya kecelakaan kehilangan air pendingin. − Kolam supresi tekanan pengungkung Ketika terjadi LOCA, uap dihasilkan pada pengungkung primer (drywell) yang merupakan hasil dari penguapan air dan atau ekpansi uap yang berasal dari sistem primer akibat adanya kebocoran. Uap dari drywell dialirkan melalui pipa yang terendam ke kolam supresi. Uap tersebut mengalami kondensasi sehingga menurunkan tekanan pada pengungkung. Sistem ini termasuk dalam kategori B dan C (Gambar 8).
Gambar 6. Isolation condenser cooling system[2]
Gambar 8. Kolam supresi tekanan pengungkung.[2]
− Sump natural circulation Beberapa desain menggunakan ruang reaktor dan bagian pengungkung lebih rendah lainnya sebagai reservoar pendingin untuk pendinginan teras dalam kondisi pecahnya sistem primer. Dengan sistem tersebut, air yang keluar dari sistem reaktor dikumpulkan pada penampung (sump). Akibatnya reaktor terendam dalam air dan katup isolasi terbuka. Pengambilan panas peluruhan terjadi melalui pendidihan dalam teras. Uap yang dihasilkan bergerak ke atas melalui katup sistem depressurasi
− Sistem supresi tekanan/pengambilan panas pengungkung pasif. Sistem ini menggunakan kolam yang diletakkan pada tempat yang lebih tinggi sebagai media pengambil panas. Uap yang dihembuskan ke pengungkung akan mengalami kondensasi pada permukaan tabung kondenser pengungkung sehingga menyebabkan supresi tekanan dan menyediakan pendinginan bagi pengungkung. Sistem ini termasuk dalam Kategori D (Gambar 9).
ISSN 0853-0823
46
Prosiding Pertemuan Ilmiah XXV HFI Jateng & DIY
ESBWR (Economic Simplified Boiling Water Reactor) menggunakan beberapa jenis sistem keselamatan pasif sebagaimana ditunjukkan pada Gambar 11. Pada Tabel 2 diberikan beberapa jenis reaktor dengan sistem keselamatan pasif yang digunakan. TABEL 2. SISTEM KESELAMATAN PASIF PADA SISTEM REAKTOR YANG BERBEDA.[2]
Gambar 9. Reduksi tekanan dan pengambilan panas pengungkung setelah LOCA dengan menggunakan kalang sirkulasi alamiah eksternal.[2]
− Penyemprot pengungkung pasif Sistem ini menggunakan gaya alami dari udara pendingin yang terdapat dalam pengungkung. Ketika terjadi LOCA, uap yang menyentuh permukaan dalam dari pengungkung baja mengalami kondensasi. Panas dipindahkan melalui dinding pengungkung ke udara luar. Kolam yang berada di atas pengungkung, menyemprotkan air dingin yang digerakkan oleh gaya gravitasi untuk memberikan pendinginan pada skenario LOCA. Aliran udara melalui celah sempit, yang disebabkan oleh efek chimney termasuk dalam Kategori B, sedangkan penyemprot bejana pengungkung termasuk dalam Kategori D (Gambar 10).
Sistem Reaktor SWR 1000 AREVA, France (BWR) AP 600 dan AP 1000 Westinghouse Electric, USA (APWR)
WWER-640/407 Atomenergoproje ct/Gidropress, Russian Federation (PWR)
Pada umumnya reaktor maju menggunakan gabungan dari berbagai sistem keselamatan pasif tersebut untuk meningkatkan keselamatannya. Sebagai contoh, reaktor tipe
− − − − − − − −
Gravity Driven Cooling System Suppression Pool Injection Isolation Condenser System Standby Liquid Control System Passive Containment Cooling System ADS-SRV Vent into Suppression Pool Passive Reactor Cooling System Passive Containment Cooling Sistem
− − − − − − − − − −
Advanced PWR (APWR+) Mitsubishi, Japan ESBWR, General Electric, USA
Gambar 10. Penyemprot pengungkung pasif.[2]
−
Sistem Keselamatan pasif Emergency Condenser System Core Flooding System Containment Cooling Condensers Passive Residual Heat Removal System Core Make-up Tanks Automatic Depressurization System Steam Vent into IRWST Accumulator Tanks In-containment Refuelling Water Storage Tank Injection Lower Containment Sump Recirculation Passive Containment Cooling Sistem ECCS Accumulator Subsystem ECCS Tank Subsistem Primary Circuit Un-tightening Subsistem Steam Generator Passive Heat Removal System Containment Passive Heat Removal System Passive Core Cooling System using Steam Generator Advanced Accumulators
− − − − − −
Advanced BWR (ABWR-II) TEPCO, GE, Hitachi and Toshiba, Japan Advanced CANDU Reactor (ACR 1000) , AECL, Canada
−
Core Make-up Tanks Reserve Water System (RWS) Containment Cooling Spray
IV. KESIMPULAN Berdasarkan uraian yang diberikan dapat disimpulkan bahwa sistem keselamatan pasif dengan penyederhanaan desain yang diterapkan pada reaktor maju mampu mengatasi aspek penting dari pembangunan dan pengoperasian PLTN yakni keselamatan, keandalan dan ekonomi. PUSTAKA [1]
International Atomic Energy Agency, “Safety Related Terms for Advanced IAEA, Nuclear Plants, IAEA-TECDOC-626, Wina, 1991. [2] International Atomic Energy Agency, “TECDOC 1264, Passive Safety Sistems and Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants”, Wina, 2009. [3] New Boiling Water Reactor (BWR) Options, Presented by Willard Roit. GE Energy – Nuclear, 2007. cstools.asme.org/csconnect/ FileUpload.cfm?View=yes&ID=24116
Gambar 11. Sistem Keselamatan pasif ESBWR.[3]
ISSN 0853-0823
Prosiding Pertemuan Ilmiah XXV HFI Jateng & DIY
47
TANYA JAWAB Sehah (Fisika-UNSOED) ? Apa hubungan bencana Fukushima dengan hasil penelitian ibu ? Nur Syamsi Syam @ Fukushima-1 terjadi karena gempa dan tsunami. Desain Fukushima-1 (reaktor gen. II) menggunakan sistem-sistem keselamatan bersifat aktif (memerlukan daya dari luar), berbeda dengan reaktor gen III/III + yang menggunakan sistem keselamatan pasif. Hal ini yang menyebabkan kesulitan mengambil panas peluruhan setelah setelah reaktor shutdown (scram), karena saat gempa yang disusul tsunami, diesel generator rusak, sehingga sistem keselamatan berupa pompa-pompa untuk mensirkulasikan air pendingin yang berfungsi mengambil panas peluruhan tidak bekerja (kehilangan catu daya). Sehingga air mendidih dan
menguap, bahan bakar tak seluruhnya terendam air yang menyebabkan terjadinya reaksi zirkonium (pada kelongsong bahan bakar) dengan uap. Dan reaksi inilah yang menyebabkan terjadinya ledakan pada Fukushima-1, 2, dan 3. Terkait dengan makalah ini, masalah pada Fukushima-1 telah diatasi dengan aplikasi sistem keselamatan pasif pada reaktor generasi maju. Dewita (PTAPB-BATAN) ? Proses pengaman dari item yang disampaikan dilakukan secara bersamaan (pararel) atau serial? Nur Syamsi Syam @ Sistem keselamtan pasif yang digunakan oleh PLTN pada umumnya bekerja berurutan karena antara satu sistem dengan sistem yang lain saling terkait. Selain itu sistemsistem bekerja tergantung pada kejadian pemicu yang terjadi, misal small pipe break, large pipe break, dll.
ISSN 0853-0823
