REAKTOR AIR TEKAN (PRESSURIZED WATER REACTOR, PWR)
RINGKASAN 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 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. URAIAN 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 stainless-steel 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 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. 1.
Karakteristika Reaktor Air Tekan (RAT)
1.1. Konstruksi dasar Deskripsi sistem utama reaktor air tekan diperlihatkan pada Gambar 2. 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 277 oC 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. 1.2.
Konstruksi dan Struktur dalam bejana reaktor
Gambar 3 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 stainless-steel. Bagian di 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 AgNi-Cd (Argentum-Nickel-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. 1.3.
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 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". 1.4.
Sistem Keselamatan Rekayasa
Gambar 6 menunjukkan diagram alir sistem pendingin darurat reaktor (Emergency Core Cooling System, ECCS). Sistem pendingin darurat ini digunakan, jika terjadi kebocoran (misalnya pipa-pipa 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 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 ( Gambar 2).
Selain itu, untuk mencegah terjadinya iradiasi 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. 2.
Bentuk dan Konstruksi Teras Reaktor
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. 2.1. Reaktor Air Tekan Westinghouse Dengan penambahan daya pembangkitan listrik, reaktor tipe WH mengalami penambahan jumlah pembangkit uap dan sistem pendingin pendukungnya. Seperti terlihat pada Gambar 7, reaktor WH dengan kapasitas daya 1000 MWe mempunyai 4 buah sistem pendingin (4 buah pembangkit uap dan sistem saluran pendingin, 4 buah pompa pendingin). Gambar 8 memperlihatkan konstruksi dari pembangkit uap reaktor tipe WH. Terlihat pada gambar tersebut bahwa pembangkit uap 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 MitsubishiJepang, 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 Civaux-1,2 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 (Tabel 1). 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 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 (lihat konstruksi bejana pengungkung reaktor, pada Gambar 9), 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. 2.2. Reaktor Air Tekan Combustion Engineering Reaktor air tekan tipe CE ditunjukkan pada Gambar 10. 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 ( Gambar 11, 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. 2.3. Reaktor Air Tekan Bibcock & 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). Seperti terlihat pada Gambar 13, pembangkit uap diletakkan secara vertikal. Reaktor Three Mile Island yang mengalami kecelakaan pada tahun 1979 adalah reaktor air tekan tipe B&W. 2.4. Reaktor air tekan Rusia (VVER) 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.
Tabel Dan Gambar: Tabel 1.
Gambar 1
Gambar 2
Gambar 3
Gambar 4
Gambar 5
Gambar 6
Gambar 7
Gambar 8
Gambar 9
Gambar 10
Gambar 11
Gambar 12
Gambar 13
Sumber : www.batan.go.id
