Makalah Fix

Pengolahan Limbah | Reaktor Generasi 1 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir – BATAN Yogyakarta

BAB I

PENDAHULUAN

A. Latar Belakang

Reaktor nuklir merupakan salah satu jenis perkembangan teknologi yang pasti masih menimbulkan pro dan kontra. Reactor nuklir dibangun bukan dengans embarang dibangun, melainkan memiliki tujuan. Tujuan yang paling banyak digunakan dalam pendirian reactor nuklir ini adalah untuk membangkitkan listrik. Reactor nuklir merupakan produsen radioisotope yang terkendali karena memilii komponen batang kendali di dalamnya, berbeda dengan bom atom yang merupakan produsen radioisotope tak terkendali. Sesuai dengan perkembangan zamannya, reactor nuklir kali ini sudah ada di generasi ke empat. Dari generasi ke generasi jenis reactor nuklir banyak mengalami perkembangan, dari segi bangunannya maupun dari segi lainnya seperti bahan bakarnya.

Reaktor nuklir memang sudah ada di generasi ke empat, namun keberadaan reactor nuklir generasi ke empat ini tidak lepas dari reactor nuklir genrasi sebelumnya. Terutama reactor nuklir generasi pemula yakni reactor nuklir genrasi pertama. Reactor nuklir genrasi pertama sendiri ada bermacam-macam yakni Pressurized Water Reactor (PWR), Boiled Water Reactor (BWR), Fast Breeder Reactor (FBR) dan Gas Cooled Reactor (GCR). Reactor nuklir generasi pertama ini dikembangkan oleh uni soviet dengan plutonium sebagai bahan bakarnya. Reaktor nuklir genrasi pertama ini sangat penting karena merupakan pembuka, atau dasar dari perkembangan reactor nuklir selanjutnya.

Dalam pembangunan apapun termasuk reactor nuklir, pasti bukan hanya produk saja yang dihasilkan melainkan juga produk sampingan yakni limbah hasil produksi maupun limbah hasil pengolahannya. Limbah yang merupakan hasil samping memang selalu jadi masalah, baik dalam rumah tangga, industry terutama bagi reactor nuklir yang limbahnya cukup berbahaya apabila tidak diproses sesuai prosedur yakni limbah radioaktif. Limbah radioaktif masih bisa memancarkan radiasi dan bisa saja jumlahnya masih cukup besar. Makalah ini akan membahas bagaimana desain reactor generasi pertama dan bagaimana limbah dari reactor generasi pertama ini diolah.

B. Rumusan Permasalahan

1) Jenis reaktor apa saja yang termasuk reaktor nuklir generasi pertama ?

2) Bagaimana desain dari masing-masing reaktor nuklir generasi pertama ?

3) Bagaimana karakteristik masing-masing jenis reaktor pada reaktor nuklir generasi pertama.

4) Bagaimana sistem pengendalian masing-masing jenis reaktor pada reaktor nuklir generasi

pertama ?

5) Bagaimana sistem keselamatan masing-masing jenis reaktor nuklir generasi pertama ?

6) Bagaimana pengolahan limbah pada reaktor nuklir generasi pertama ?

Page | 1


C. Tujuan Penulisan

1) Mengetahui jenis-jenis reaktor nuklir generasi pertama.2) Mengetahui desain dari macam-macam reaktor nuklir generasi pertama.3) Mengetahui karakteristik dari macam-macam reaktor nuklir generasi pertama.4) Mengetahui sistem pengendalian masing-masing jenis reaktor nuklir pada reaktor nuklir

generasi pertama.5) Mengetahui bagaimana sistem keselematan masing-masing jenis reaktor nuklir generasi

pertama.6) Mengetahui bagaimana pengolahan limbah pada reaktor nuklir generasi pertama.

D. Manfaat Penulisan

Dengan adanya makalah ini diharapkan penulis ataupun pembaca dapat memahami tentang jenis-jenis reactor nuklir generasi pertama, karakteristik dari macam-macam reactor nuklir generasi pertama, sistem pengendalian masing-masing jenis reaktor nuklir pada reaktor nuklir generasi pertama, sistem keselematan masing-masing jenis reaktor nuklir generasi pertama dan yang penting pengolahan limbah pada reaktor nuklir generasi pertama.

Page | 2


BAB II

ISI

Reaktor nuklir adalah suatu tempat atau perangkat yang digunakan untuk membuat, mengatur, dan menjaga kesinambungan reaksi nuklir berantai pada laju yang tetap. Berbeda dengan bom nuklir, yang reaksi berantainya terjadi pada orde pecahan detik dan tidak terkontrol.

Reaktor nuklir digunakan untuk banyak tujuan. Saat ini, reaktor nuklir paling banyak digunakan untuk membangkitkan listrik. Reaktor penelitian digunakan untuk pembuatan radioisotop (isotop radioaktif) dan untuk penelitian.

Reaktor nuklir generasi pertama digunakan untuk menghasilkan plutonium sebagai bahan senjata nuklir. Selain itu, reaktor nuklir juga digunakan oleh angkatan laut Amerika (lihat Reaktor Angkatan Laut Amerika Serikat) untuk menggerakkan kapal selam dan kapal pengangkut pesawat udara. Pada pertengahan 1950-an, baik Uni Sovyet maupun negara-negara barat meningkatkan penelitian nuklirnya termasuk penggunaan atom di luar militer. Tetapi, sebagaimana program militer, penelitian atom di bidang non-militer juga dilakukan dengan rahasia.

Pada 20 Desember 1951, listrik dari generator yang digerakkan oleh tenaga nuklir pertama kali dihasilkan oleh Experimental Breeder Reactor-I (EBR-1) yang berlokasi di Arco, Idaho. Pada 26 Juni 1954, pukul 5:30 pagi, PLTN pertama dunia utnuk pertama kalinya mulai beroperasi di Obninsk, Kaluga Oblast, USSR. PLTN ini menghasilkan 5 megawatt, cukup untuk melayani daya 2,000 rumah.

PLTN generasi pertama dikembangkan pada rentang waktu tahun 50-an hingga tahun 60-an. PLTN generasi pertama ini merupakan prototipe awal dari reaktor pembangkit daya yang bertujuan untuk membuktikan bahwa energi nuklir dapat dimanfaatkan dengan baik untuk tujuan damai. Contoh PLTN generasi pertama ini adalah Shippingport (tipe PWR), Dresden (tipe BWR), Fermi I (tipe FBR) dan Magnox (tipe GCR).

1. PLTN Tipe 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 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.

Page | 3


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.

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.

Gamba 1. Reaktor PWR System

Page | 4


1. 1. Karakteristika Reaktor Air Tekan (RAT)

1.1.1. 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.

1.1.2. Konstruksi dan Struktur dalam bejana reaktor

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.

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 Ag- Ni- 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).

Page | 5


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.

1.1.3. 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".

1.1.4. Sistem Keselamatan Rekayasa

Gambar 1 di bawah 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

Page | 6


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. Konsep sistem pendingin teras darurat PWR

Page | 7


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. PLTN Tipe BWR

Reaktor Air Didih adalah salah satu tipe reaktor nuklir yang digunakan dalam Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Reaktor tipe ini menggunakan air (H2O) sebagai pendingin dan moderator. Moderator adalah medium untuk memperlambat kecepatan partikel neutron cepat. Air pendingin digunakan untuk mengambil panas yang dihasilkan dalam teras reaktor (reactor core) sehingga temperatur air akan naik. Temperatur air dibiarkan meningkat hingga mencapai titik didih. Uap yang dihasilkan pada proses pendidihan air kemudian disalurkan untuk memutar turbin yang terhubung dengan generator listrik. Dalam reaktor tipe ini, uap yang terbentuk akan menyebabkan reaktivitas reaktor menjadi negatif. Reaktivitas negatif dapat menahan kenaikan daya reaktor, sehingga penambahan reaktivitas (penaikan daya reaktor) dapat dikendalikan secara stabil dengan batang kendali.

Pada saat ini reaktor tipe air didih telah banyak dioperasikan, bahkan modifikasi dari tipe reaktor ini yang disebut Reaktor Air Didih Maju (Advanced Boiling Water Reactor, ABWR) juga sudah mulai dioperasikan di beberapa negara maju. Keberadaan Reaktor Air Didih Maju, pengembangan Reaktor Air Didih Kompak (Simplified Boiling Water Reactor, SBWR) oleh General Electric, Amerika Serikat menjadi terhenti. Pengembangan reaktor tipe air didih tidak berhenti sampai di sini. Perusahaan ABB-Atom sedang mengembangkan suatu reaktor air didih yang mempunyai keselamatan dan efisiensi ekonomi yang tinggi dengan kode BWR90+.

Reaktor nuklir tipe Reaktor Air Didih pertama kali dikembangkan oleh perusahaan General Electric, Amerika Serikat. PLTN Dresden 1 dengan daya 200 MWe (Mega Watt electric) merupakan PLTN dengan reaktor tipe air didih yang pertama kali dioperasikan secara komersial pada Juli 1960. Setelah beroperasinya Dresden 1, General Electric banyak mendapat pesanan dari perusahaan dari luar Amerika, di antaranya Siemens (KWU) - Jerman, ABB-Atom - Swiss/Swedia, Toshiba-Jepang, dan Hitachi-Jepang.

Page | 8


Gambar 3. Reaktor BWR system

2.1. Karakteristika Reaktor Air Didih

2.1.1. Konstruksi dasar

Bentuk konstruksi dari Reaktor Air Didih secara umum diperlihatkan pada Gambar 1. Pada reaktor air didih, air pendingin dididihkan di dalam bejana reaktor sehingga menghasilkan uap. Uap ini kemudian secara langsung dialirkan ke turbin yang memutar generator listrik. Setelah uap air menggerakkan turbin, uap disalurkan ke kondenser dan diubah menjadi air kembali. Dengan pompa utama, air kemudian dikembalikan ke bejana reaktor. Sebagian air pendingin yang berada dalam bejana reaktor disirkulasi dengan pompa (disebut pompa resirkulasi). Air yang keluar dari pompa resirkulasi disalurkan ke bagian bawah teras reaktor melalui katup yang bekerja sebagai pompa jet. Tekanan dari pompa resirkulasi ini akan menaikkan kecepatan aliran air pendingin dalam teras reaktor.

2.1.2 Konstruksi bejana tekan reactor

Konstruksi utama bejana tekan reaktor untuk Reaktor Air Didih dengan kapasitas daya 1100 MWe diperlihatkan dalam Gambar 2. Dalam bejana tekan ini terdapat sekumpulan bahan bakar, batang kendali dan konstruksi penyangga yang membentuk suatu konstruksi yang disebut teras reaktor. Di atas teras reaktor terdapat konstruksi perangkat pemisah uap-air (steam separator) dan di atas perangkat pemisah terdapat perangkat pengering uap. Pemasangan kedua perangkat ini ditujukan untuk menjamin agar uap yang akan dipakai untuk memutar turbin benar-benar berupa uap kering.

Page | 9


Di bagian bawah teras terdapat perangkat pengendali daya reaktor berupa pengarah batang kendali, penggerak batang kendali dan batang kendali. Dengan perangkat ini batang kendali dapat bergerak dari bawah ke atas masuk ke teras reaktor melalui pengarahnya. Di sekitar teras terdapat konstruksi lorong-lorong saluran pendingin dan pompa jet.

Konstruksi perangkat bahan bakar diperlihatkan dalam Gambar 3. Salah satu contoh perangkat bahan bakar terdiri atas 62 batang bahan bakar dan 2 batang yang berisi air membentuk matriks 8 x 8. Bentuk susunan matriks batang bahan bakar dapat pula berupa matriks 6 x 6 atau 9 x 9. Matriks kemudian dibungkus dengan lempeng logam Zirkalloy. Keseluruhan susunan matriks batang bahan bakar dan pembungkusnya serta spacer (penjaga jarak antar batang bahan bakar) ini disebut perangkat bahan bakar.

Batang bahan bakar yang jumlahnya 62 buah tersebut terbuat dari pipa Zirkalloy dan berisi pelet uranium oksida. Pipa pembungkus pelet bahan bakar uranium oksida ini disebut kelongsong. Di kedua ujung kelongsong terdapat ruang yang disebut plenum. Dalam kelongsong juga terdapat pegas penekan pelet bahan bakar.

Dalam pelet bahan bakar terjadi reaksi fisi. Bahan hasil fisi ditampung dalam ruang plenum, karena itu tekanan dalam kelongsong tidak melonjak terlalu besar. Konstruksi batang kendali Reaktor Air Didih mempunyai bentuk seperti tanda + yang berada di antara empat buah perangkat bahan bakar .

Batang kendali berfungsi sebagai penyerap partikel neutron. Batang kendali terbuat dari boron karbida dan atau hafnium. Pada bagian bawah perangkat kendali terdapat konstruksi yang berbentuk payung yang dapat menghambat jatuhnya batang kendali ke bawah (keluar dari teras) agar sesuai dengan batas kecepatan yang diperbolehkan. Pada bagian bawah batang kendali ini juga terdapat suatu soket mekanik untuk menghubungkan batang kendali dengan penggeraknya. Terdapat dua macam penggerak batang kendali yaitu penggerak elektrik dan hidrolik. Untuk mempercepat gerak perangkat batang kendali masuk ke teras terdapat perangkat akumulator yang menggerakkan perangkat batang kendali dengan tekanan gas. Dalam kondisi kecelakaan atau kelainan operasi yang dianggap membahayakan, keseluruhan perangkat batang kendali yang ada harus segera dimasukkan ke dalam teras reaktor dengan kecepatan tinggi untuk menghentikan reaktor. Penghentian reaktor secara mendadak oleh karena suatu sebab yang dianggap membahayakan seperti ini disebut sebagai pancung daya (scram). Jika perangkat batang kendali oleh karena suatu hal tidak dapat dimasukkan ke teras reaktor tidak dapat dihentikan pada temperatur rendah, maka dalam kondisi seperti ini ke dalam reaktor dimasukkan cairan asam borat yang mampu menyerap partikel neutron sehingga operasi reaktor dapat berhenti.

2.1.3. Pengendalian daya reactor

Reaktor air didih beroperasi pada tekanan 70 kg/cm2. Air pendingin mendidih dan menghasilkan uap di dalam bejana reaktor. Air dalam kondisi uap dan cair disirkulasikan kembali ke teras reaktor dengan menggunakan pompa sirkulasi. Dengan mengatur aliran resirkulasi, reaktivitas reaktor, yang berarti juga daya reaktor, dapat dinaik-turunkan atau dikendalikan. Ini adalah salah satu cara pengendalian reaktor air didih yang disebut metode pengendalian resirkulasi.

Cara lain untuk menaikkan reaktivitas (daya reaktor) adalah dengan menarik batang kendali dari teras reaktor. Jika batang kendali ditarik keluar dari teras, reaktivitas atau reaksi fisi bertambah dan menghasilkan energi panas lebih banyak lagi (daya reaktor naik). Energi panas ini akan mendidihkan air lebih banyak, dan dengan demikian uap yang dihasilkan juga bertambah.

Page | 10


Meningkatnya kandungan uap dalam air akan menurunkan kemampuan air dalam memoderasi partikel neutron. Jumlah neutron kecepatan rendah (neutron termal) yang akan menimbulkan reaksi fisi menjadi berkurang, sehingga akibatnya reaksi fisi (reaktivitas) juga berkurang. Jadi menaikkan daya reaktor dengan cara menarik batang kendali akan selalu dikompensasi oleh produksi uap yang menekan daya. Proses kompensasi ini akan berakhir pada suatu kondisi stabil pada daya setimbang tertentu. Sebaliknya jika batang kendali disisipkan masuk ke dalam teras, reaksi fisi berkurang dengan hadirnya penyerap neutron (batang kendali) dalam teras. Produksi uap yang dihasilkan juga menurun karena produksi energi panas dari reaksi fisi berkurang. Akibatnya kemampuan air dalam memoderasi neutron bertambah, dan reaksi fisi akan mulai meningkat. Proses penurunan daya oleh batang kendali yang kemudian dikompensasi oleh penurunan daya karena membaiknya kemampuan moderasi akan terus berlangsung hingga tercapai kondisi stabil pada suatu daya setimbang tertentu. Fenomena kompensasi oleh uap-air menjadi salah satu sarana penting dalam pengendalian-diri (self control) reaktor dan merupakan salah satu keunikan reaktor air didih.

Dalam perpindahan panas, luas penampang penghasil panas dan perbedaan temperatur sangat mempengaruhi jumlah panas yang dapat dipindahkan. Jika kondisi air dalam keadaan pendidihan transisi, sifat perpindahan panas menjadi buruk dan temperatur permukaan kelongsong bahan bakar akan naik. Dalam reaktor air didih, proses perpindahan panas dilakukan dalam kondisi air mendidih, sehingga jika terjadi kecelakaan atau anomali dalam operasi reaktor, perpindahan panas pada pendidihan transisi dapat dihindarkan.

Pada reaktor air didih, jika terjadi perubahan beban (permintaan beban listrik dari luar), pengendalian pembangkitan daya dilakukan dengan menaik-turunkan batang kendali dalam teras reaktor atau dengan menyesuaikan kecepatan aliran resirkulasi air pendingin. Pada saat terjadi penyesuaian terhadap permintaan beban, tekanan pendingin dalam bejana reaktor dapat naik atau turun. Untuk mengatasi kenaikan dan penurunan tekanan dalam bejana reaktor, digunakan cara pengendalian dengan mengatur bukaan katup uap dari reaktor ke turbin. Metode ini disebut Reactor-master/Turbin-slave (metode mengikuti beban). Jika pada suatu ketika, oleh suatu sebab yang tak terduga, turbin mendadak berhenti, aliran uap yang menuju turbin dibelokkan ke jalur pintas (tidak melalui turbin) melalui katup pintas. Dengan cara ini kenaikan tekanan yang cukup tinggi dalam bejana reaktor dapat dihindarkan.

2.1.4 Sistem keselamatan rekayasa

Sebelumnya telah dijelaskan salah satu sistem keselamatan yang dapat menjamin reaktor akan berhenti jika terjadi kondisi anomali / kecelakaan. Bila suatu ketika terjadi kecelakaan yang menyebabkan pipa saluran air pendingin terputus atau bocor sehingga pendinginan reaktor tidak cukup, maka fasilitas sistem pendinginan teras darurat (Emergency Core Cooling System, ECCS). Dalam sistem ECCS ini terdapat sistem penyemprot teras (core spray system), sistem susut-tekanan mandiri (self-depressurization system) dan penyemprot teras tekanan rendah.

Pada saat terjadi kerusakan batang bahan bakar, air pendingin dari teras yang bertekanan tinggi dan bertemperatur tinggi akan mengandung bahan radioaktif yang berasal dari batang bahan bakar. Air pendingin yang mengandung bahan radioaktif tidak boleh keluar dari reaktor karena berbahaya. Untuk menghindari lepasnya bahan radioaktif dalam reaktor terdapat bejana reaktor yang berfungsi sebagai pengungkung (containment) material berbahaya jika terjadi kecelakaan, dan terdapat juga katup isolasi yang mengisolasi bejana reaktor dan sistem di luarnya. Peningkatan tekanan pada saat terjadi isolasi bejana reaktor dihindari dengan sistem supresi. Sistem ini akan

Page | 11


mengalirkan uap yang terbentuk ke kolam supresi. Dalam kolam supresi yang berisi air, uap akan besentuhan dengan air dan mengalami kondensasi yang mengakibatkan turunnya tekanan uap.

Apabila kecelakaan berlangsung dalam waktu yang lama, teras reaktor dapat meleleh. Kondisi ini akan menyebabkan terjadinya kenaikan tekanan yang diikuti dengan kenaikan temperatur dalam bejana reaktor. Apabila bejana reaktor tidak didinginkan, struktur bejana kemungkinan akan rusak. Untuk mengatasi hal ini, disediakan sistem penyemprot untuk melakukan tugas-tugas pendinginan dan penurunan tekanan. Dalam hal terjadi kebocoran bejana reaktor, disediakan pula sistem pengelolaan bocoran gas agar tetap tidak menyebarluas ke lingkungan.

Pada kecelakaan kebocoran pendingin, temperatur bahan bakar dan kelongsongnya akan naik. Kenaikan temperatur ini akan memicu reaksi antara air dan logam yang menghasilkan gas hidrogen. Hidrogen yang bertemperatur tinggi ini dapat mengancam keutuhan struktur bejana reaktor. Untuk mencegah kejadian ini, bejana reaktor dilengkapi dengan ruang kosong khusus untuk menampung gas bentukan. Di samping itu, terdapat fasilitas untuk mereaksikan hidrogen yang timbul, agar dapat bergabung kembali dengan oksigen menjadi air.

3. Reaktor Cepat (Fast Reactor, FR), Reaktor Pembiak Cepat (Liquid Metal Fast Breeder

Reactor, LMFBR)

Seperti tersirat dalam nama tipe reaktor ini, neutron cepat yang dihasilkan dari reaksi fisi dengan kecepatan tinggi dikondisikan sedemikian rupa sehingga diserap oleh uranium-238 menghasilkan plutonium-239. Dengan kata lain di dalam reaktor dapat dibiakkan (dibuat) unsur plutonium. Rapat daya dalam teras reaktor cepat sangat tinggi, oleh karena itu sebagai pendingin biasanya digunakan bahan logam natrium cair atau logam cair campuran natrium dan kalium (NaK) yang mempunyai kemampuan tinggi dalam mengambil panas dari bahan bakar.

Konstruksi reaktor pembiak cepat terdiri dari pendingin primer yang berupa bahan logam cair mengambil panas dari bahan bakar dan kemudian mengalir ke alat penukar panas-antara (intermediate heat exchanger), selanjutnya energi panas ditransfer ke pendingin sekunder dalam alat penukar panas-

Page | 12


antara ini. Kemudian pendingin sekunder (bahan pendingin adalah natrium cair atau logam cair natrium) yang tidak mengandung bahan radioaktif akan mengalir membawa panas yang diterima dari pendingin primer menuju ke perangkat pembangkit uap, dan memberikan panas ke pendingin tersier (air ringan) sehingga temperaturnya meningkat dan mendidih (proses pembangkitan uap). Uap yang dihasilkan selanjutnya dialirkan ke turbin untuk memutar generator listrik yang dikopel dengan turbin.

Komponen sistem primer dari reaktor pembiak cepat terdiri dari bejana reaktor, pompa sirkulasi primer, alat penukar panas-antara. Komponen ini dirangkai oleh pipa penyalur pendingin membentuk suatu untai (loop), karena itu reaktor seperti ini digolongkan dalam kelas reaktor untai. Apabila seluruh komponen sistem primer di atas semuanya dimasukkan ke dalam bejana reaktor, maka reaktor pembiak cepat seperti ini digolongkan dalam kelas reaktor tangki atau reaktor kolam. Contoh reaktor pembiak cepat tipe reaktor untai adalah reaktor prototipe Monju di Jepang, sedangkan untuk tipe reaktor kolam adalah reaktor Super Phenix di Perancis yang sudah menjadi reaktor komersial. Reaktor Cepat Eropa (Europian Fast Reactor, EFR) yang secara intensif dikembangkan oleh negara-negara Eropa diharapkan akan mulai masuk pasar komersial pada tahun 2010.

Gambar 4. Reaktor FBR

4. Reaktor Pendingin Gas (Gas Cooled Reactor, GCR)

Pada sekitar tahun 60-an di Inggris telah berhasil dikembangkan suatu PLTN berbahan bakar uranium alam dengan grafit sebagai moderator dan gas karbondioksida sebagai pendinginnya. Reaktor ini disebut sebagai Reaktor Grafit Berpendingin Gas (Gas Cooled Reactor, GCR). Reaktor pertama yang berhasil dibangun dinamakan sesuai dengan lokasi reaktor, yaitu Calder Hall. Tetapi karena bahan kelongsong yang digunakan adalah paduan magnox (bahan utamanya adalah magnesium) maka kemudian reaktor ini lebih terkenal dengan nama reaktor Magnox.

Page | 13


Sesuai dengan fakta sejarah di atas, reaktor tipe Calder Hall dianggap sebagai PLTN tipe GCR pertama yang berhasil dibangun dan dioperasikan pada tahun 1956 dengan skala penuh. Tetapi, sebenarnya pada tahun 1954 di Uni Soviet telah berhasil dioperasikan PLTN GCR berdaya 5 MWe di Obninsk, reaktor inilah yang dianggap sebagai PLTN GCR pertama di dunia.

Gambar 5. Reaktor GCR

4.1. Karakteristika reaktor PLTN tipe GCR ini adalah:

1) Bahan bakar uranium alam, oleh karena itu tidak diperlukan fasilitas pengayaan uranium.2) Bahan moderator adalah grafit, yang dapat diproduksi dengan mudah, dan tidak diperlukan

fasilitas khusus pengolahan air berat seperti pada reaktor bermoderator air berat.3) Bahan pendingin gas karbon dioksida, sangat mudah diproduksi.4) Bahan kelongsong magnox, mudah diproduksi seperti halnya stainless-steel.5) Reaktivitas-berlebih rendah, kerapatan daya rendah dan kapasitas panas grafit tinggi. Hal ini

membuat tingkat keselamatan GCR menjadi tinggi.

PLTN tipe GCR (Magnox) berdaya 166 MWe (585 MWt) pernah dibangun di Jepang pada tahun 1966. PLTN ini diimpor dari Inggris, setelah mengalami beberapa modifikasi dan penyempurnaan agar cocok untuk negara Jepang (desain dasar adalah PLTN Calder Hall). Reaktor PLTN tipe GCR ini dioperasikan sejak tahun 1966 oleh perusahaan listrik Tokai. Setelah beroperasi selama 30 tahun, pada Maret 1998 PLTN GCR ini ditutup.

4.2. Konstruksi GCR

Untuk menjelaskan konstruksi PLTN tipe GCR digunakan data yang diwakili oleh PLTN GCR yang dioperasikan oleh perusahaan listrik Tokai. Secara garis besar konstruksi PLTN ini sama dengan PLTN Calder Hall, tetapi pada saat reaktor ini direncanakan di Jepang masyarakat sedang memperhatikan masalah keselamatan PLTN. Karena itu dilakukan modifikasi dan penyempurnaan

Page | 14


terhadap PLTN Calder Hall yang akan dibangun di Jepang, sehingga PLTN tipe GCR yang dibangun di Jepang ini sering disebut PLTN modifikasi Calder Hall. Modifikasi yang dilakukan antara lain, bentuk blok grafit diubah dari berpenampang bujur sangkar menjadi segi enam (lebih tahan gempa), bentuk bahan bakar diubah dari silinder pejal ke silinder berlubang (hollow), penambahan sistem injeksi pendingin (gas) pada kondisi darurat.

Terdapat berbagai jenis reaktor tipe GCR, di antaranya ada yang memiliki bejana reaktor yang berbentuk bola (GCR Tokai) dan silinder (GCR Calder Hall). Bahan bakar ada yang berbentuk silinder pejal (GCR Calder Hall) dan silinder berlubang (GCR Tokai). Sirip pendingin bahan bakar ada yang berbentuk melingkar, herringbone (Ù) dan memanjang. Blok grafit dalam GCR ada yang berbentuk penampang bujur sangkar dan segi enam.

Teras reaktor tersusun dari blok grafit sebanyak 2.000 buah yang dibentuk melingkar seperti silinder dalam 10 lapisan, dua lapis blok grafit di antaranya berfungsi sebagai reflektor. Di tengah susunan grafit tersebut terdapat kanal bahan bakar dengan penampang segienam sama sisi. Kanal bahan bakar yang dikelilingi oleh tumpukan grafit diisi dengan 8 buah elemen bahan bakar yang disusun bertumpuk rapat. Pada daerah antara kanal bahan bakar terdapat kanal batang kendali berupa bahan penyerap neutron (pipa berisi boron).

Pada dua sisi di sekitar bejana reaktor terdapat 4 buah pembangkit uap (berupa alat penukar panas). Pendingin reaktor, yaitu gas karbondioksida, masuk melalui lubang tengah elemen bahan bakar, bergerak dalam kanal bahan bakar ke arah atas sambil mengambil panas dari bahan bakar. Gas pendingin bergerak ke atas melalui saluran gas panas menuju bagian atas teras. Selanjutnya gas masuk ke perangkat pembangkit uap bagian atas. Setelah mentransfer energi panas ke pendingin sekunder, gas keluar dari bagian bawah pembangkit uap. Selanjutnya gas disirkulasi melalui saluran gas dingin kembali menuju bejana reaktor.

Dari pembangkit uap sisi sekunder dihasilkan uap panas lanjut (superheated) bertemperatur tinggi dan rendah. Uap panas lanjut bertemperatur tinggi memasok uap ke turbin tekanan tinggi (ada 2 unit) dan uap yang bertemperatur rendah memasok uap ke turbin tekanan rendah.

4.3. Pengendalian Daya Reaktor

Pengendalian daya reaktor dilakukan dengan batang kendali yang terbuat dari bahan penyerap neutron. Dengan menarik keluar batang kendali dari teras reaktor, akan memberikan reaktivitas reaksi fisi yang positif. Sebagai akibatnya, temperatur bahan bakar dan moderator (terbuat dari grafit) naik. Dengan naiknya temperatur bahan bakar dan moderator, saat itu juga efek Doppler bekerja dan memberikan reaktivitas reaksi fisi yang negatif pada teras. Sebagai akibat dari efek ini peningkatan daya menjadi tertekan (tidak bisa naik secara bebas). Tetapi bahan moderator grafit mempunyai kapasitas panas yang besar, sehingga kenaikan temperatur agak lambat. Sementara itu reaktivitas positif terus diberikan ke teras sehingga membuat daya reaktor naik secara perlahan. Dengan adanya fenomena di atas dengan menarik atau memasukkan batang kendali ke dalam teras, daya reaktor dapat dikendalikan dengan mudah.

Untuk menyesuaikan permintaan daya listrik dan daya reaktor, yang pertama dilakukan adalah membuat temperatur gas yang keluar dari reaktor selalu tetap, yaitu dengan cara mengatur laju alir gas yang disirkulasikan di teras reaktor. Jika pada suatu saat turbin pembangkit listrik berhenti, maka pasokan uap yang menuju turbin di-bypass. Pada saat itu tekanan uap panas lanjut bertekanan rendah menjadi naik. Tekanan ini digunakan oleh mekanisme sirkulasi balik pada bagian akhir turbin sehingga putaran turbin pembangkit listrik mendadak menjadi turun. Dengan kondisi di atas, sirkulasi

Page | 15


aliran gas pendingin menurun dan temperatur gas yang keluar dari turbin meningkat. Kenaikan temperatur gas akan memicu pengendali reaktor menyisipkan batang kendali ke teras yang selanjutnya menimbulkan efek turunnya daya reaktor.

4.4. Elemen Bahan Bakar dan Batang Kendali

Elemen bahan bakar terdiri dari cartridge bahan bakar dan pembungkus grafit (graphite sleeve). Cartridge bahan bakar terbuat dari silinder uranium alam yang berlubang di tengahnya dan dibungkus dengan kelongsong magnox. Panjang cartridge bahan bakar 71,4 cm, diameter lubang dalam 2,37 cm dan diameter luar 4,08 cm. Pada permukaan luar cartridge bahan bakar terdapat sirip melingkar berbentuk spiral. Agar logam uranium dapat bertahan tidak mengembang (sweling) selama reaktor beroperasi, dalam pembuatannya serbuk uranium dicampur dengan besi atau aluminium. Setelah itu dilakukan pemanasan pada fase beta (662-772 oC), selanjutnya dilakukan proses aniling pada fase alpha (di bawah 662 oC). Dengan perlakuan ini butir kristal menjadi lebih kecil, arah dan posisi kristal menjadi acak dan selanjutnya muai panjang dapat ditekan. Bahan kelongsong bahan bakar terbuat dari Magnox-Al 80, yaitu terdiri dari magnesium, aluminium ditambah dengan berilium.

Motor penggerak batang kendali dan penggulung kabel diletakkan pada stand-pipe dari bejana reaktor (bejana tekan). Batang kendali digolongkan menjadi batang kendali untuk pengendalian reaktivitas besar disebut kelompok penyesuai kasar, dan untuk pengendalian reaktivitas kecil disebut kelompok penyesuai halus yang dapat digerakkan secara otomatis. Selain dua kelompok batang kendali pengatur ini, reaktor juga dilengkapi dengan kelompok batang kendali pengatur pemerataan distribusi daya, dan kelompok batang kendali pengaman yang selalu siap tersedia di luar teras. Jika pada suatu saat terjadi kelainan operasi atau kondisi yang membahayakan, semua batang kendali secara bersamaan jatuh bebas dengan cepat menyisip masuk ke dalam teras hingga reaktor mati (disebut reaktor pancung atau reaktor scram). Untuk menjaga kemungkinan, jika karena suatu hal batang kendali tidak dapat jatuh, sistem perangkat pemberhenti darurat (Emergency Shutdown Drive, ESD) dioperasikan. Sistem ini berupa bola-bola logam boron (bahan penyerap neutron) berdiameter 8 mm yang dijatuh-hamburkan ke teras untuk menghentikan reaktor.

4.5. Sistem keselamatan teknik

Motor Pony

Jika pipa saluran pendingin reaktor pecah atau robek, gas karbondioksida pendingin reaktor akan bocor ke luar, dan dalam reaktor dipenuhi dengan gas bertekanan. Untuk mendinginkan gas tersebut, maka gas perlu disirkulasi dalam reaktor dengan menggunakan motor pony yang digerakkan dengan tenaga disel.

Fasilitas injeksi gas karbondioksida darurat

Jika pipa saluran gas pendingin primer pecah, katup isolasi saluran gas tertutup. Pada saat ini, agar reaktor tetap mengalami pendinginan maka gas karbondioksida disirkulasi dalam reaktor. Selain sistem ini, pada PLTN tipe GCR Tokai terdapat sistem injeksi gas karbondioksida darurat (SRU). PLTN GCR di Inggris juga dilengkapi dengan SRU. Jika pada suatu reaktor GCR terjadi kecelakaan kebocoran pendingin gas, gas karbon dioksida dari tangki penampung gas cair diinjeksikan ke dalam bejana reaktor. Dengan cara ini gas dalam jumlah besar yang dapat menimbulkan oksidasi dapat dihalau keluar dari bejana reaktor. Selanjutnya dengan pendinginan yang cukup kerusakan bahan bakar dapat dihindarkan.

Fasilitas penghalau gas

Page | 16


Apabila saluran gas pendingin pecah, maka tekanan sistem primer dan sekunder reaktor akan naik, tetapi dapat dikendalikan. Sementara itu di dalam bangunan reaktor akan dipenuhi dengan gas radioaktif, gas ini kemudian dilewatkan melalui penyaring, setelah bersih gas tersebut dapat di buang ke lingkungan.

4.6. Penggantian Bahan Bakar

Penggantian bahan bakar dapat dilakukan pada saat PLTN sedang beroperasi. Bahan bakar baru diangkut dari gudang penyimpanan ke ruang persiapan pengisian, selanjutnya masing-masing setiap 8 buah bahan bakar dimasukkan ke tabung magazine. Mesin bongkar muat bahan bakar, setelah mengambil tabung magazine kemudian meletakkannya di stand pipe yang berhubungan dengan reaktor. Selanjutnya mesin bongkar-muat bahan bakar memposisikan diri rata dengan reaktor dan kemudian mengambil bahan bakar bekas dan menyisipkan bahan bakar baru ke reaktor. Sebagai catatan, bahwa bahan bakar baru sebelum dimasukkan ke teras reaktor harus dipanaskan terlebih dahulu, dan bahan bakar bekas yang keluar dari teras perlu pendinginan secukupnya.

5. Pengolahan Limbah Radioaktif

Berdasarkan kajian yang dilakukan oleh NEWJECT dan laporan dari beberapa negara yang memiliki PLTN, jumlah limbah aktivitas rendah dan sedang yang dihasilkan dari kegiatan operasional PLTN 1000 MWe jenis PWR adalah sebesar 200 hingga 600 m3. Limbah tersebut berasal dari kegiatan rutin operasional, kegiatan dekontaminasi serta kegiatan pada saat refueling.

Tabel 1. Jumlah limbah aktivitas rendah dan sedang dari operasional PLTN PWR 1000 MWe pertahun.

Ada dua tahapan pengelolaan limbah radioaktif yaitu :

1. Pengolahan (Treatment) yang bertujuan untuk mereduksi volume dengan cara evaporasi, kompaksi, insinerasi atau radionuclide removal menggunakan chemical treatment, filtrasi dan penukar ion.

2. Kondisioning yang bertujuan untuk memudahkan handling dan transportasi limbah serta meminimalkan bahaya radiasi (faktor shielding).

5. 1. Pengolahan limbah cair

Page | 17


Limbah cair yang dihasilkan pada saat operasi maupun refueling ditampung ke dalam tangki penampungan limbah mentah untuk kemudian diolah dengan proses evaporator, filtrasi yang dilengkapi proses penukaran ion, dan pengolahan secara kimia. Pemilihan metode pengolahan limbah cair disesuaikan dengan karakteristik limbah tersebut.

Pengolahan awal tersebut akan menghasilkan konsentrat atau sludge atau resin bekas yang kemudian dikondisioning di dalam wadah limbah yang sesuai. Ada banyak metode kondisioning, tetapi yang paling umum untuk dilakukan adalah dengan metode immobilisasi menggunakan semen. Di Korea, kondisioning hanya dilakukan dengan mengeringkan konsentrat dan resin tanpa mencampurkannya dengan semen. Tujuan dari pengeringan dan pewadahan langsung di dalam HIC (High Integrited Container) adalah untuk memaksimalkan reduksi volumenya. Setelah proses kondisioning paket limbah tersebut kemudian diangkut dan disimpan di dalam fasilitas penyimpanan sementara.

Gambar 6. Pengolahan Limbah Cair dengan Evaporator

5.2. Pengolahan Limbah Padat

Page | 18


Limbah padat dari operasional PLTN mempunyai karakteristik yang beragam. Untuk keperluan pengolahan, limbah padat dapat diklasifikasikan menjadi 3, yakni limbah padat dapat dibakar, limbah padat dapat dikompaksi tetapi tidak dapat dibakar, dan limbah padat yang tidak dapat bakar dan maupun dikompaksi.

Limbah dapat bakar direduksi volumenya dengan dibakar di dalam tanur insenerasi pada temperatur 700oC - 1100oC. Gas buang yang ditimbulkan dari reaksi pembakaran dan partikulit ini dilewatkan melalui beberapa filter antara lain bag house filter dan HEPA filter sehingga hampir 99,9 %- nya akan terjebak di dalam filter. Selanjutnya gas buang yang berupa sisa-sisa asam dinetralkan dengan soda api. Gas buang yang kemudian keluar dari cerobong telah sepenuhnya bebas dari komponen- komponen yang berbahaya.

Abu sisa pembakaran yang berupa oksida logam di immobilisasi dengan semen dan diwadahkan dalam drum 200 L. Setelah itu limbah yang telah terimmobilisasi tersebut di simpan di tempat penyimpanan sementara.

Pengolahan limbah padat dapat dikompaksi tetapi tidak dapat dibakar dilakukan dengan cara kompaksi. Di banyak negara, limbah tersebut dikumpulkan di dalam drum 100 L, proses kompaksi baru dilakukan setelah limbah telah terkumpul cukup banyak. Setelah dikompaksi drum 100 L yang berisi limbah padat ditempatkan di dalam wadah drum 200 L. Setelah drum pertama terkompakkan dilanjutkan drum 100 L ke dua dan dikompakkan, demikian seterusnya sehingga tercapai jumlah drum 100 L yang optimum. Setelah proses kompaksi, koral dengan spesifikasi tertentu dituangkan ke dalam anulus yang terbentuk. Berikutnya campuran pasta semen pasir diinjeksikan ke dalam anulus dan digetarkan untuk menjamin infiltrasi dari pasta homogen.

Setelah proses ini selesai paket limbah kemudian disimpan di fasilitas penyimpanan sementara. Limbah padat tidak dapat bakar dan tidak dapat dikompaksi biasanya diolah dengan metode immobilisasi langsung.

Gambar 7. Metode Immoilisasi langsung

5.3. Pengolahan Limbah Gas

Page | 19


Limbah gas harus diolah oleh pihak reaktor dengan cara pengambilan radionuklida menggunakan filter dan karbon aktif. Filter dan karbon aktif yang sudah jenuh dikirim ke instalasi pengelolaan limbah radioaktif untuk diolah sebagai limbah padat. Filter bekas diolah dengan cara super kompaksi atau kompaksi 2 arah, sehingga reduksi volume yang didapat maksimal. Sedangkan karbon aktif diolah dengan cara insenerasi, dan abu yang ditimbulkan kemudian diimmobilisasi dengan semen. Pada umumnya PLTN 1000 MWe akan melepaskan limbah gas dibawah 1014 Bq/tahun, dengan perkiraan gas yang mungkin dihasilkan adalah gas mulia, gas yodium dan carbon-14.

Filter bekas diolah dengan cara super kompaksi atau kompaksi 2 arah, sehingga reduksi volume yang didapat maksimal. Sedangkan karbon aktif diolah dengan cara insenerasi, dan abu yang ditimbulkan diimmobilisasi dengan semen.

5.4. Disposal Limbah Radioaktif

Sesuai dengan prinsip pengelolaan limbah, maka penyimpanan akhir (disposal) sebagai bagian ujung belakang dari tahapan pengelolaan limbah radioaktif, bertujuan untuk mengisolasi limbah sehingga tidak terjadi paparan radiasi terhadap manusia dan lingkungan. Tingkat pengisolasian yang diperlukan dapat diperoleh dengan mengimplementasikan berbagai metode penyimpanan akhir, diantaranya dengan model penyimpanan akhir dekat permukaan (near surface disposal = NSD) dan penyimpanan akhir geologi (geological disposal = GD) sebagai pilihan yang umum untuk diterapkan di banyak negara.

Di dalam NSD, fasilitas penyimpanan diletakkan pada atau di bawah permukaan tanah, dengan ketebalan lapisan pelindung beberapa meter. Dalam beberapa kasus lapisan pelindung tersebut bisa mencapai beberapa puluh meter pada tipe fasilitas rock cavern. Fasilitas-fasilitas tersebut dikhususkan untuk limbah aktivitas rendah dan sedang yang tidak mengandung radionuklida berumur panjang.

Fasilitas geological disposal diletakkan pada kedalaman beberapa ratus meter hingga seribu meter di bawah permukaan tanah, sehingga sering disebut juga dengan istilah deep geological diposal. Fasilitas-fasilitas tersebut dikhususkan untuk limbah aktivitas tinggi dan yang mengandung radionuklida berumur panjang

Page | 20


Gambar 8. Tempat penyimpanan limbah radoiaktif

Page | 21


BAB III

PENUTUP

Kesimpulan

1) PLTN generasi pertama dikembangkan pada rentang waktu tahun 50-an hingga tahun 60-an.

2) Contoh PLTN generasi pertama ini adalah Shippingport (tipe PWR), Dresden (tipe BWR), Fermi I (tipe FBR) dan Magnox (tipe GCR).

3) Limbah cair yang dihasilkan pada saat operasi maupun refueling ditampung ke dalam tangki penampungan limbah mentah untuk kemudian diolah dengan proses evaporator, filtrasi yang dilengkapi proses penukaran ion, dan pengolahan secara kimia.

Page | 22

Makalah Fix

Documents

Transcript of Makalah Fix