SISTEM KESELAMATAN REAKTOR CANDU DALAM PENANGGULANGAN KECELAKAAN PARAH

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006 ISSN: 1412 3258

SISTEM KESELAMATAN REAKTOR CANDU DALAM PENANGGULANGAN KECELAKAAN PARAH Tjipta Suhaemi Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Serpong

ABSTRAK SISTEM KESELAMATAN REAKTOR CANDU DALAM PENANGGULANGAN KECELAKAAN PARAH. CANDU memiliki sistem pendingin yang terpisah dari sistem moderator. Kegagalan sistem pendingin teras reaktor tidak menyebabkan teras reaktor kehilangan pendinginan. Dengan desain kanal elemen bakar melalui tangki moderator maka pada saat terjadi kegagalan sistem pendingin, moderator dapat mendinginkan elemen bakar. Sistem keselamatan reaktor CANDU memiliki berbagai penyerap panas darurat yang dapat mencegah atau mengurangi dampak dari kecelakaan parah. Pada kecelakaan parah reaktor CANDU tetap melindungi lingkungan dari bahaya zat radioaktif dengan desain sistemnya yang mampu mewadahi lelehan elemen bakar di dalam tangki kalandria sampai dapat dilakukannya manajemen darurat nuklir. Kata kunci: Kecelakaan, keselamatan, reaktor, CANDU

ABSTRACT CANDU REACTOR SAFETY SYSTEM IN MITIGATING SEVERE ACCIDENT. The CANDU reactor has colant system which is separated from moderator system. The failure of the coolant system does not make the reactor core lose its cooling. With the fuel channels across the moderator tank, the moderator is able to cool the fuel elements at the failure of the core coolant system. CANDU reactor safety system has several decay heat removal systems which prevent and mitigate severe accidents. Under severe accidents with its advanced system design feature CANDU protects the environtment from the radioactive materials by containing the molten fuel elements with calandra tank until nuclear emergency activity can be done. Keywords: accident, safety, reactor, CANDU

500


PENDAHULUAN Reaktor CANDU dibangun dan dikembangkan oleh Perusahaan Energi Atom Kanada (AECL) sejak awal tahun 1960an. Reaktor ini menggunakan uranium alam dan moderator air berat. CANDU memiliki sistem pendingin air berat yang terpisah dari sistem moderator. CANDU menggunakan pipa tekan horizontal sebagai tempat elemen bakar dan tempat mengalirnya pendingin teras. Dengan pipa tekan berada dalam pipa kalandria yang menembus tangki kalandria yang berisikan moderator, maka penanganan elemen bakar dapat dilakukan saat reaktor sedang beroperasi (1). Implikasi lainnya adalah sistem pendingin teras dapat dibagi ke dalam beberapa subsistem sehingga dalam kasus kehilangan air pendingin atau disebut juga kecelakaan parah hanya sebagian teras yang mengalami kekeringan total atau pelelehan elemen bakar. Kehilangan pendinginan pada sistem PWR dan BWR berarti juga kehilangan moderator yang berdampak pada pengurangan reaktivitas teras reaktor (2). Pada sistem CANDU kehilangan air pendingin akan berdampak pada penambahan reaktivitas teras reaktor sebagai akibat koefisien reaktivitas void yang positif. Karakteristik reaktor CANDU pada kecelakaan parah tidak hanya ditentukan oleh ciri melekat dari desain fisika dan sistem tetapi juga oleh pendekatan keselamatan dan lisensi yang diterapkan oleh Badan Perizinan Nuklir Canada (Canadian Nuclear Safety Commission = CNSC) (3). CNSC ini sebelumnya dikenal dengan AECB (Atomic Energy of Control Board). Semenjak kecelakaan reaktor di Chernobyl pada tahun 1986 dan meningkatmya tuntutan untuk menghindari kecelakaan parah, Kanada mengambil langkah untuk meningkatkan keselamatan reaktor nuklir. Sejalan dengan anjuran Badan Tenaga Atom Internasional (IAEA), Kanada menyusun pendekatan lisensi yang meninjau berbagai skenario kecelakaan parah dan membatasi dampaknya. Untuk menjamin kemungkinan yang sangat kecil terjadinya kecelakaan parah, Kanada memakai filosofi pemisahan sistem proses dari sistem keselamatan. AECL melakukan pengembangan sistem keselamatan reaktor CANDU baik dari segi keandalan desain maupun kemampuan untuk mewadahi pelelehan elemen bakar dalam hal terjadi kecelakaan parah. Pada makalah ini dilakukan pengkajian sistem keselamatan CANDU dalam kecelakaan parah dengan menganalisis kinerja sistem keselamatan CANDU pada kecelakaan yang paling mungkin menimbulkan pelelehan teras reaktor yaitu kecelakaan yang melibatkan kehilangan pendingin teras sekaligus kehilangan moderator. Juga dilakukan pengkajian sistem keselamatan reaktor dengan cara membandingkan karakteristik desain sistem yang baru (CANDU6) dengan yang lama (Pickering).

501


METODA PENGKAJIAN Pengkajian keselamatan reaktor CANDU dilaksanakan berdasarkan kriteria keselamatan baik dari IAEA maupun CNSC. IAEA menyadari pentingnya keselamatan nuklir dan mempromosikan peningkatan keselamatan industri nuklir. Revisi panduan keselamatan nuklir yang dilakukan IAEA pada tahun 1986 mengakomodasikan masukan masukan dari peristiwa Chernobyl. Panduan ini memberikan suatu penyelesaian bagaimana fenomena kecelakaan parah pada reaktor nuklir ditangani mulai saat pedesain sampai saat setelah kecelakaan. IAEA menyatakan bahwa dari sudut pandang keselamatan sangat tepat untuk membahas kecelakaan parah sekurangkurangnya dalam cara yang terbatas. Pembahasan tidak harus melibatkan aplikasi keteknikan yang konservatif dalam nenentukan basis desain tetapi perlu berdasarkan atas suatu analisis yang realistik. IAEA memandang penting adanya : identifikasi rangkaian kejadian penting pada kecelakan parah, identifikasi kemampuan reaktor beroperasi serta pemakaian sistem darurat untuk mengendalikan kecelakaan serta mengurangi dampaknya, evaluasi perubahan desain untuk mengurangi kemungkinan terjadinya kecelakaan dan penentuan prosedur manajemen kecelakaan (4,5). Sesuai dengan anjuran IAEA dalam pendesainan sistem atau fasilitas nuklir, AECL menerapkan konsep pertahanan berlapis. Semua aktivitas keselamatan, organisasi ataupun sistem peralatan memiliki provisi berlapis sehingga jika satu kegagalan terjadi maka dapat dikompensasi atau dikoreksi tanpa memberikan dampak yang berarti. Pengkajian keselamatan nuklir berarti juga menilai apakah sistem reaktor nuklir merupakan lapisan provisi dengan pengungkungan berlapis yang mampu mewadahi zat radioaktif supaya tidak menyebar ke lingkungan. Makalah ini membahas sistem keselamatan CANDU berdasarkan persyaratan keselamatan nuklir dari IAEA (seperti standar keselamatan dan persyaratan keselamatan nuklir) serta kriteria desain dari CNSC. Secara khusus dasar penilaian menyangkut strategi pertahanan berlapis, proteksi radiasi. Desain dan manajemen kecelakaan CANDU ini dilaksanakan untuk kecelakaan parah khas reaktor CANDU yaitu kecelakaan yang melibatkan kehilangan pendinginan dan moderasi teras reaktor.

DESAIN REAKTOR CANDU Reaktor CANDU6 yang berdaya sekitar 660 MWe memiliki 380 kanal elemen bakar. Tiap kanal memiliki tabung tekan dari paduan zirkoniumniobium sepanjang 6 meter dengan diameter 100 mm. Tiap tabung berisikan 12 elemen bakar yang masing masingnya terdiri dari 37 elemen bakar berisikan pelet UO2 dengan pengayaan U235

502


sebesar 0,7%. Pada tabung ini juga pendingin D2O mengalir. Kanal elemen bakar ini berada di dalam tabung kalandria dari zircaloy yang berisikan gas isolator panas. Tiap tabung tekan dihubungkan dengan sistem transportasi panas melalui pipa distribusi pada kedua ujung teras reaktor. Salah satu rangkaian ujung dari tabung tekan dihubungkan dengan mesin pengisi elemen bakar (fuelling machine). Dengan demikian reaktor CANDU dapat mengganti elemen bakar saat sedang beroperasi (6). Kanal elemen bakar yang menembus perisai radiasi pada kedua ujung teras reaktor berada di dalam tangki kalandria yang berisikan moderator D 2O. Moderator ini berfungsi sebagai pelambat neutron supaya mudah bereaksi dengan U235 dari elemen bakar. Tangki kalandria berada di dalam ruangan beton yang dilapisi besi dan berisikan air. Tangki beserta perisai juga berfungsi sebagai perisai radiasi neutron dan sinar gamma dari teras reaktor. Gambar 1 menunjukkan kalandria dan tangki perisai reaktor CANDU.

Pada PWR efek moderator dari pendingin lebih kuat dibandingkan dengan efek

serapan neutron. Apabila pendingin hilang seperti pada kasus kehilangan air pendingin (lost of coolant accident) atau LOCA, maka reaktor kehilangan efek moderator. Pada saat yang sama void terbentuk dengan sifat reaktivitas negatif (2). Pada CANDU kehilangan pendingin juga akan membentuk void yang memiliki reaktivitas positif sebagai akibat hilangnya efek serapan. Aliran pendingin dapat dilihat pada gambar 2. Meskipun demikian koefisien reaktivitas daya negatif kecil sebagai akibat dari koefisien bahan bakar/doppler yang negatif. Penerapan berbagai lapisan proteksi dan pengungkung zat radioaktif adalah sentral dari konsep pertahanan berlapis. Perancang CANDU menyiapkan berbagai penyerap panas darurat yang dapat mencegah atau mengurangi dampak dari kecelakaan parah. Sistem utama reaktor CANDU dilengkapi dengan sistem pendinginan shutdown (SCS). Sebagai cadangan bagi sistem air masuk utama dan sistem air masuk pelengkap CANDU memiliki sistem air darurat (EWS). CANDU juga memiliki sistem injeksi pendingin darurat (ECI) yang dapat digunakan apabila sistem transportasi panas tidak dapat berfungsi. Moderator pada CANDU yang dapat menyerap panas sekitar 5% dari panas reaktor adalah komponen pemindah panas yang penting. Pelengkap bagi sistem moderator adalah sistem pendingin moderator yang memiliki pompa dan alat tukar panas. Untuk mencegah tangki kalandria meleleh pada saat kecelakaan parah CANDU menyediakan sistem pendingin perisai yaitu ruangan beton yang berisikan air mewadahi tangki kalandria (7). Pada reaktor CANDU hanya ada sedikit serapan neutron oleh pendingin. Dengan moderator yang relatif lebih dingin maka ada sedikit pengurangan reaktivitas dari

503


keadaan shutdown sampai ke daya penuh. Pengisian bahan bakar saat operasi juga berdampak pada perubahan yang sedikit pada reaktivitas teras. Dengan demikian reaktivitas lebih teras membutuhkan sistem kendali teras yang relatif kecil. Mengikuti persyaratan keselamatan nuklir dari IAEA CANDU memiliki dua jenis sistem shutdown reaktor yaitu sistem batang kendali yang bekerja berdasarkan gaya gravitasi dan sistem injeksi cairan racun neutron. Tiap sistem shutdown memiliki tiga kanal trip yang dilengkapi dengan komputer monitor, komputer display test dan komputer trip. Sinyal trip dari tiap kanal melalui logic relay yang melakukan voting 2 dari 3 untuk melepaskan batang kendali atau membuka katup injeksi racun neutron. Proteksi reaktor terhadap kecelakaan reaktivitas dilakukan baik oleh mekanisme kontrol maupun oleh mekanisme shutdown cepat. Pada CANDU6 sistem shutdown 1 (SDS 1) memiliki 28 batang kendali dan sistem shutdown 2 (SDS 2) memiliki 6 nozel yang menyemprotkan cairan gadolinium ke dalam moderator.

PEMBAHASAN Sistem CANDU memiliki keselamatan nuklir yang tinggi dengan tersedianya sistem keselamatan khusus yaitu sistem shutdown, sistem pendingin teras darurat dan sistem pengungkung. Setiap kecelakaan diperhitungkan untuk menghasilkan dampak yang dapat diterima. Target keselamatan perlu ditetapkan untuk kecelakaan parah yaitu kecelakaan dengan panas elemen bakar tidak dapat dipindahkan oleh sistem pendingin teras utama. Badan Perizinan Nuklir Canada mewajibkan perancang CANDU untuk memenuhi target keselamatan baik untuk kecelakaan dengan kegagalan tunggal (yaitu kegagalan satu sistem proses) maupun untuk kecelakaan dengan kegagalan ganda (yaitu kegagalan tunggal disertai dengan kegagalan satu sistem keselamatan khusus). Untuk kegagalan tunggal tunggal frekuensi kecelakaan tidak boleh melebihi 1 per 3 tahun. Dampak kecelakaan tidak boleh melebihi 0,005 Sv untuk perorangan dan 10 2 Sv untuk masyarakat. Untuk kegagalan ganda frekuensi kecelakaan tidak boleh lebih dari 1 per 3000 tahun. Dampak kecelakaan tidak boleh melebihi 0,25 Sv untuk perorangan dan 104 Sv untuk masyarakat. AECL mengembangkan sistem CANDU6 dengan konfigurasi desain yang diharapkan dapat mencapai target di atas (8). 1. Kecelakaan kehilangan pendingin dan moderator Apabila pada reaktor berpendingin air kehilangan pendingin berarti juga kehilangan penyerap panas, pada CANDU kehilangan pendingin teras dapat dikompensasi dengan moderator. Meskipun demikian Badan Perizinan Nuklir Canada

504


melakukan analisis terhadap kecelakaan yang dapat merusak sistem dan membahayakan lingkungan, walaupun kemungkinan terjadinya kecelakaan ini sangat kecil. Analisis kecelakaan parah yang melibatkan kegagalan sistem pendingin teras utama dan sistem pendingin teras darurat disertai kehilangan moderator dilakukan berdasarkan respon termal/mekanikal dari kalandria yang mewadahi moderator. Rangkaian kecelakaan yang terjadi adalah kehilangan air pendingin disertai kenaikan daya reaktor. Sistem shutdown reaktor kemudian bekerja untuk mematikan reaktor sehingga dalam waktu beberapa detik hanya panas peluruhan yang masih berperan di dalam reaktor. Dengan kegagalan sistem pendingin teras darurat terjadi deformasi elemen bakar. Pada tekanan di atas 1 MPa terjadi kontak total antara tabung tekan dengan tabung kalandria. Diasumsikan sistem pendingin moderator yang terdiri dari pompa dan alat tukar panas gagal berfungsi. Moderator yang mendapat panas dari teras reaktor mengalami pendidihan. Apabila suhu tabung tekan dapat mencapai 1750oC maka terjadi pelelehan tabung yang menyebabkan elemen bakar jatuh ke dasar kalandria .

(9)

Dengan melelehnya tabung tekan dan tabung kalandria diasumsikan moderator mengalami kebocoran dan keluar dari tangki kalandria (melalui sistem pendingin teras utama). Elemen bakar dalam keadaan padat jatuh ke dasar tangki kalandria. Akibat pendinginan oleh air berat elemen ini memiliki suhu 150 oC saat kalandria mulai kosong atau 50 menit setelah tangki mengalami kebocoran. Dengan air pada bangunan perisai reaktor yang mengelilingi tangki kalandria pemanasan elemen bakar di dasar tangki akibat panas peluruhan zat hasil belah dapat diredam. Suhu permukaan elemen bakar di bawah titik lebur stainless steel. Pemanasan elemen bakar tidak menimbulkan pelelehan tangki kalandria yang dibuat dari stainless steel. Dengan demikian tangki kalandria tetap utuh untuk menampung seluruh material teras reaktor selama pendinginan dari bangunan perisai reaktor efektif berfungsi selama 24 jam. Selang waktu ini cukup untuk panas peluruhan berkurang dan kegiatan darurat nuklir dilakukan (10).

2. Sistem Keselamatan Reaktor CANDU Sistem keselamatan rreaktor CANDU6 memiliki keandalan yang lebih baik dibandingkan dengan desain lama. Seperti ditunjukkan dalam Tabel 1, AECL melaksanakan perbaikan desain sistem keselamatan reaktor dengan mensyaratkan peralatan bypass, header, tangki dousing untuk meningkatkan perpindahan panas dan aliran pendingin. Untuk menjamin pendinginan reaktor yang andal AECL menggunakan injeksi racun neutron seperti juga digunakan pada PLTN berpendingin air ringan dari Amerika serikat. Dengan sistem keselamatan reaktor ini AECL menyimpulkan bahwa

505


kemungknan terjadinya kegagalan ganda menjadi 10 kali lebih baik dari desain yang lama. Kebanyakan sistem CANDU menggunakan sistem pengungkung (containment) tekanan negatif dengan 2 jenis katup pembebas tekanan yang mampu untuk meminimalkan puncak tekanan lebih. Setelah kecelakaan kehilangan air pendingin, tekanan pada ruangan reaktor mencapai 97 kPa. Melalui lorong pelepasan tekanan, air berat dan uap dari ruangan reaktor memasuki bangunan vakum dan meningkatkan tekanannya. Tekanan tinggi ini mengaktifkan alat penyemprot air pada gedung vakum yang mampu mencairkan uap air dan mengurangi tekanan gedung. Tekanan gedung pengungkung akan kembali pada tingkat tekanan subatmosfir dalam waktu sekitar 40 detik. Untuk jangka panjang sistem pelepasan udara tersaring darurat digunakan untuk mengeluarkan udara dari gedung vakum dan menjaga tekanan gedung pengungkung pada 0,25 – 1 kPa di bawah tekanan atmosfir. (7,10,). Kebijakan negaranegara maju untuk menghadapi kemungkinan kecelakaan parah pada dasarnya membatasi keharusan evakuasi penduduk dan pencemaran lingkungan. Ini berarti setiap perancang reaktor nuklir perlu menyediakan alat pemindahan panas jangka panjang untuk sistem pengungkung. Juga diperlukan pembatasan pada kemungkinan kebocoran sistem yang terletak di luar gedung pengungkung. Pada CANDU6 sistem moderator dan pendingin teras utama terrletak di dalam gedung pengungkung(11). Penyebaran radiasi yang potensial membahayakan setelah kecelakaan parah adalah melalui bagian sistem injeksi pendingin darurat (ECI) yang terletak di luar gedung pengungkung, ventilasi gedung reaktor dan penetrasi pipa pada dinding gedung pengungkung dan sistem air lock. Analisis lay out dan desain sistem menunjukkan bahwa diperlukan relokasi switchgear pompa ECI dari gedung pompa ke tempat yang lebih mudah dimasuki. Selain itu diperlukan jaminan kelayakan ruang kendali reaktor setelah kecelakaan parah sehingga operator reaktor dapat mengendalikan sistem tanpa terkena radiasi yang membahayakan. Ini dapat dicapai dengan instalasi perisai radiasi untuk air lock atau alat filter udara.

KESIMPULAN Sejalan dengan anjuran IAEA, untuk supaya perancang reaktor mampu melindungi pekerja dan publik dari bahaya radiasi nuklir AECL telah meningkatkan keselamatan reaktor CANDU berdasarkan konsep pertahanan berlapis dan pengungkungan ganda untuk zat radioaktif. Sistem reaktor CANDU diperbaiki sehingga sistem keselamatan CANDU6 memiliki keandalan yang lebih baik dari segi suplai air, desain dan keandalan alat, redundansi dan diversivitas sistem. Sistem reaktor CANDU

506


yang dibangun AECL memiliki berbagai sistem peralatan proteksi reaktor untuk mencegah dan mengurangi dampak kecelakaan parah. Pada kecelakaan parah, reaktor CANDU mampu mewadahi lelehan elemen bakar di dalam tangki kalandria sampai dapat dilakukannya manajemen darurat nuklir. Meskipun demikian desain pembatasan kemungkinan penyebaran bocoran zat radioaktif keluar gedung reaktor dari sistem keselamatan reaktor perlu diidentifikasi dan direkomendasikan oleh negara pengimport reaktor CANDU.

507


DAFTAR PUSTAKA 1. Tjipta Suhaemi, Review of Canadian Reactor Safety Philosophy and CANDU Reactor Safety System, AECL, MissisaugaOntario, 1987.

2. Jacques libmann, Elements of Nuclear Safety, Institut De Protection Et De Surete Nucleaire, Les Ulis cedex A, France, 1996.

3. Tjipta Suhaemi, Regulatori Keselamatan dan Proses Lisensi Nuklir Canada, Prosiding Seminar Keselamatan Nuklir, Jakarta 23 Mei 2001, BAPETEN, Jakarta, 2001.

4. International Atomic Energy Agency, Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants, INSAG12, IAEA, Vienna, 1999.

5. International Atomic Energy Agency, Defence in depth in Nuclear Safety, INSAG102, IAEA, Vienna, 1996.

6. Tjipta Suhaemi, Evaluasi Disain PLTN Jenis CANDU, Prosiding Seminar Keselamatan Nuklir, Jakarta 23 Mei 2001, BAPETEN, Jakarta, 2001.

7. International Atomic Energy Agency, Status of Advanced Technology and Design for Water Cooled Reactors : Heavy Water Reactors, IAEA TECDOC No. 479, IAEA, Vienna, 1998.

8. Atomic Energy of Canada Limitted, Lecture Notes on CANDU Safety Analysis and Safety Design, AECLCANDU, Mississauga, Canada, 1992.

9. Tjipta Suhaemi, Sistem Pendingin Teras Darurat Reaktor CANDU, Sigma Epsilon, No. 2Agustus, PPTKR, serpong, 1996.

10. Tjipta Suhaemi, Kajian Deain Terhadap Penanggulangan Kecelakaan Parah Pada Reaktor CANDU, Prosiding Seminar Ke7 Teknologi dan Keselamatan PLTN serta Fasilitas Nuklir, Bandung 1922002.

11. Tjipta Suhaemi, Desain Sistem Transport Panas Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Jenis CANDU, Jurnal Teknoka, Vokume 1, No 3 November 2004, Fakultas Teknik UHAMKA, Jakarta.

508

3Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006 ISSN: 1412 3258

Tabel 1. Perbandingan Sistem Reaktor CANDU –6 dengan Desain Lama SISTEM Sistem Transfer Panas :

DESAIN Pickering katup pelepasan uap

CANDU6 bypass dari turbin ke kondenser

utuk melepaskan uap ke udara untuk kejadian trip turbin Sistem Kendali

Reaktivitas

berat (tekanan)

batang pengatur cobalt

batang adjuster

pengaturan volume air

pengaturan rapat jenis

sistem kendali zona cairan

air berat (suhu)

Sistem Pendingin

batang booster air dicatu dari sistem

air dicatu dari tangki

Teras Darurat Sistem Shutdown

moderator dump moderator

dousing batang kendali (shutoff) untuk SDS 1

Sistem Pelayanan Air

air pelayanan tekanan rendah

Sistem Air Pendinginan Resirkulasi Sistem Catu Air

Injeksi racun untuk S DS2 untuk penukar panas pelayanan air

untuk penukar panas

kondenser chiller

moderator Sistem air pelayanan

Sistem air pendinginan

demineraliser untai tertutup Melalui sistem katup3

resirkulasi disuplai dari reservoir EWS terpisah dari sistem air

darurat

normal melalui header dan subsistem suplai air Sistem Pendinginan

darurat Calandria terletak dalam

Calandria

ruang beton yang dilapisi

Sistem Pendinginan

steel dan berisi air ringan Suplai pendingin

End Shield

menyediakan cukup waktu untuk manajemen darurat nuklir

509


DISKUSI DAN TANYA JAWAB

Penanya: Solikhin ( BAPETEN ) Pertanyaan: a.Keuntungan reaktor candu apa? b.Sistem penanggulangan bila terjadi kecelakaan? Jawaban: a.Menggunakan uranium alam sebagai bahan bakar, teknologinya lebih mudah dibandingkan dengan teknologi uranium diperkaya dan partisipasi industri nasional lebih dimungkinkan dalam membangun PLTN Candu, dibandingkan dengan PLTN kini PWR maupun BWR.

b. Bila terjadi kecelakaan bisa dilakukan shut down menggunakan batang shut off ( yang disebut sistem shut down 1 ) yang dijatuhkan didalam teras. Selain itu ada sistem shut on ( SDSI ). Selainitu ada sistem shut down 2, berupa inspeksi namun boren kedalam mediator. Sistem pendingin teras darurat berupa air yang dikucurkan dari tangki dousing dicetak dialas kearah bejana calandria. Selain itu ada sistem pengangkutnya. Penanya: Arif Isnaeni ( BAPETEN ) Pertanyaan: a. Bahan bakar reaktor candu?

b. Sistem refueling candu? c. Penggantian control rod? d. Fungsi vacum building? Jawaban: a. Bahan bakar candu adalah uranium alam, namun bisa juga digunakan uranium yang sedikit diperkaya.

b. Sistem refueling bahan bakar menggunakan fueling machine, dimasukkan bahan bakar baru dari satu sisi bagian candu dan bahan bakar yang lama kekat dari sisi bagian candu yang lain.

c. Control rol pada umumnya jarang diganti namun tentunya bisa dilakukan maintenance bila salah satu control rod tidak berfungsi. Control rod yang lain masih cukup untuk melakukan pengendalian.

510


d. Vacum Building untuk menyaring udara didalam gedung dan untuk menyaring pelaksanaan kucuran air dari tangki dousing.

Penanya: Bambang Riyono Pertanyaan: a. Kelebihan dan kekurangan candu? b. Sistem pendingin pada candu? Jawaban: a. Kelebihan antara lain: 

Menggunakan uranium alam ( 0,7 % U 235 )

 Bisa mengganti bahan bakar saat reaktor masih dioperasikan dengan menggunakan fueling mechine. 

Teknologi pembuatan bahan bakar lebih mudah



Pengendalian lebih mudah. Kekurangan:



Penggunaan air berat.



Daya yang dihasilkan tiap bahan bakar lebih kecil.

b. Sistem pendingin ada 2 yaitu sistem pendingin primer ( disebut sistem Transport panas ) dan sistem pendingin sekunder. Sistem diasopal panas menggunakan fluida air berat yang berpisah dengan air berat yang ada dalam radiator.

511


512

SISTEM KESELAMATAN REAKTOR CANDU DALAM PENANGGULANGAN KECELAKAAN PARAH

Recommend Documents