PEMBANGKIT LlSTRI K TENAGA NU KLI R SISTIM AIR MENDIDIH (BWR)

Transkripsi

1 PEMBANGKIT LlSTRI K TENAGA NU KLI R SISTIM AIR MENDIDIH (BWR) MARTIAS NURDIN *) ABSTRAK PEMBANGKIT LlSTRIK TENAGA NUKLIR SISTIM AIR MENDIDIH (B.W.R.). lebih kurang 85 prosen dari seluruh kontribusi tenaga nuklir untuk pembangkit tenaga 1istrik di dunia dewasa ini dibangkitkan 01 eh Pembangkit listrik Tenaga Nukl ir (Pl T_Nuklir) sistim air ringan (light Water Reactor, disingkat l.w.r.). Keadoan ini menyatakan bahwa baik secara teknis maupun ekanomis PlT_Nuklir jenis lwr adalah merupakan pembangkit tenaga yang kampetitif terhadap pembangkit_pembangkit tenaga lainnya. Sistim reaktor air mendidih (Bailing Water Reactor, disingkat dengan BWR) adalah merupakan salah satu dari duo jenis sistim yang tergolong pada l WR tersebut. Pada kertas karya ini diusahakan untuk member ikon gambaran teknis dari sistim BWR yang telah beraperasi di beberapa negara terutama sistim BWR dengan daya rendah don sedang. Maksud dari pembahasan sistim BWR daya rendah don sedang ini adalah mengingat adanya masalah interkoneksi jaringan Iistrik, di negara yang sedang berkembang termasuk Indonesia, peda ma~a total tenaga listrik terpasang masih rendah. Disamping itu akan dijelaskan bahwa sistim reaktor air mendidih ini mempunyai keandalan operasi cukup tinggi serta mempunyai Aeksibil itas operasi cukup besar untuk periode yang cukup panjang. Pada akhir kertas karya ini juga akan dibicarakan mengenai masalah standarisasi dari kompenen_ komponen sistim BWR untuk mendapatkan performance ekonomi don teknalo!,!i yang lebih baik untuk mengembangkan selanjutnya. PENDAHULUAN Pada sistim reaktar air mendidih (BWR) digambarkan teknik pal ing langsung untuk memindahkan energi panas menjadi energi yang bisa digunakan (secara mekanis). Zat pendingin yang digunakan pada sistim ini adalah air biasa (H20). Disamping sebagai zat pendingin a,ir tersebut juga berfungsi moderator don working fiuid. Dari lower plenum zat pendingin dilewatkan melalui teras reaktor. Panas hasil reaksi fissi langsung diekstrak dari permukaan elemen bahan bakar yang dilewati setelah menempuh jarak tertentu energi panas yang diterima cairan pendingin baru mampu membentuk gelembung uap didalam cairan don terjadilah pendidihan. *) Pusat Reaktar Atom Bandung, BATAN 5

2 Fluida duo phasa ditampung pada main chimney atau upper plenum yang direncana_ kan untuk itu. Dengan pengal iran terus menerus (men iago operasi yang stasioner) campuran uap don air terus menuju steam separator dan di sana uap dapat dipisahkan dari air. Uap terus melewati pengering (steam dryer), baru dialirkan ke turbin don air saturasi kembali ke lower plenum bersama_sama dengan feed water melalui down comer, don campuran kedua cairan tersebut terus mel ewati teras reaktor lagi don begitu seterusnya. Mengal irnya campuran air saturasi dengan feed water ke lower plenum bisa secara sirkulasi alamiah (perbedaan densitas) dan bisa dengan pemompaan. Untuk memudahkan pengertian di bawah ini diberikan skema sistim B. W. R. turbine trip valve throttl e valve spef:!d governor Reak tor turbine trip valve Steam seperator by pass Ival ve throttl e valve spe~d governor Reaktor Secundary steam generator Condenser Reci rcul ation pump Feed water pump 6

3 Gambar pertama menunjukkan sistim BWR saikel langsung dan gambar kedua menunjukkan saikel BWR berganda. Saikel langsung dan berganda mempunyai keuntungan yang khas untuk masing_masing_ nya. Namun saikel Iangsung Iebih bisa dikembangkan (di naikkan effisiensinya) dengan menggunakan low pressure turbine. Untuk sampai pada tujuannya, uraian akan mencakup beberapa hal yaitu: I. Perancangan sistim_sistim BWR secara umum. II. Gambaran teknis dari beberapa BWR. III. Masalah standarisasi untuk pengembangan selanjutnya. IV. Masalah keselamatan operasi dan lingkungan. V. Kesi mpul an dan saran. 7

4 BA B PERANCANGAN SISTIM BWR SECARA UMUM Design sebuah reaktor nukl ir pembangkit daya memberikan anal isa yang mencakup: 1. Langkah_langkah dalam analisa design. Pada bagian ini dicari suatu kondisi yang optimal dari macam material bahan bakar, besarnya ratio vol ume bahan bakar terhadap cladding dan terhadap moderator untuk suatu bentuk dan ukuran tertentu. 2. Dipilih tipe BWR tertentu, umpamanya saja saikel langsung. Reaktor tersebut dilengkapi dengan inner vapor separator, jadi tidak menggunakan steam drum di Iuar tanki reaktor. 3. Karakteri stik reaktor nukl irnya. Karakteristik reaktornya adalah mendidihkan zat pendingin yang juga berfungsi sebagai moderator, zat pendingin dididihkan pada kondisi operasi yang diinginkan. Syarat_syarat yang harus dipenuhi dalam merencanakan sebuah reaktor nuklir pembangkit daya adalah: Syarat phisis : - apa ienis bahan bakar yang digunakan dan bagaimana susun_ annya dal am suatu kanal bahan bakar agar reaksi fissi berantai bisa berlangsung lama untuk daya yang diinginkan. Syarat teknis : _ mengingat tipe reaktornya (BWR) maka dipilih kanal bahan bakar yang mampu menahan fluk panas yang tinggi. _ agar daya yang dikeluarkan tidak mengalami oscillosi, kanal bahan bakar perlu dirancang hingga mencegah instabilitas aliran. Dari macam uraian di atas maka tahap_tahap perancangan dapat ditulis sebagai berikut: _ Perancangan teras reaktor _ Perancangan thermis dan hidraul is a. Perancangan teras reaktor Sistim BWR menggunakan uranium diperkaya sebagai bahan bakarnya dan air ringan sebagai moderator. Komposisi demikian memberikan sistim yang Iebih kompak, dimana daya persatuan volume teras cukup tinggi. Untuk bisa menahan fluk panas yang tinggi maka cluster bahan bakarnya secarq termodi namis dipil ih dari kanal persegi empat: (Q"r.c > Q"r.t) Batang_batang bahan bakar nuklir disusun dalam kanal persegi tersebut di atas. Penyusunan batang_batang bahan bakar adalah berdasarkan suatu perhitungan yang akan menjamin bahwa dengan prosentasi penambahan bahan fissile tertentu akan didapatkan faktor mul tipl ikasi yang Iebih besar dari satu. Besarnya prosentase pengayaan, jumlah elemen bahan bakar dalam suatu cluster dan ratio vol ume bahan bakar terhadap moderator dan ciaddi ng akan menentukan bentuk dan ukuran cluster bahan bakar; design yang paling baik tentu merupakan opti misasi dari semua faktor -faktor yang mempengaruhi nya. 8

5 Dengan mengetahui bentuk teras reaktor diketahui pula distribusi melintang dan memanjang dari fluk panasnya. Selain faktor bentuk tersebut di atas perlu pula faktor bentuk dari cluster bahan bakar yang ditentukan secara experimen dan faktor karena depresiasi fiuk neutron. Setelah mengetahui besaran_besaran di atas, untuk suatu reaktor nukl ir dengan daya tertentu dapat dicari jumlah bahan bakar yang digunakan. Untuk melanjutkan perancangan perlu ditetapkan terlebih dulu panjang batang bahan bokor, sehingga jumlah cluster bahan bakar dapat dicari. Selanjutnya harus dicari umur dari teras reaktor yang dipakai, disebut juga umur reaktor. Gui de Spri ng Tap Tie Plate Channel Zircalay _ 2 Cladding Fuel Rod Spacer Bottom Support and Orifice FUEL ASSEMBLY 9._~

6 Umur reaktor Massa bahan bakar yang diperlukan oleh suatu reaktor untuk bisa beroperasi dalam suatu perioda tertentu haruslah Iebih banyak dari massa kri tis yang diperl ukan. Reaktifitas yang ado terlebih dulu harus bisa mengkompensir koeffisien_koeffisien yang negatif, seperti negative void fraction coefficient, negative temperature coefficient, negative poison coefficient dan kebocoran_kebocoran geometris. Sejumlah reaktifitas yang tinggal baru dapat digunakan untuk Burn_Up dan jumlah i niiah yang menentukan umur reak tor. Dalam mencari design sebuah sistim nuklir yang optimum ditinjau baik dari segi teknis ataupun dari segi teknis, terlebih dulu perlu didesign banyak sistim nuklir untuk mendapatkan beberapa 01 ternati f. Dari 01 ternati f_01 ternati f yang ada, maka dipil ih satu diantaranya yang pal ing menguntungkan. Suatu contoh yang sederhana pernah di design sebuah reaktor tipe BWR (tugas akhir untuk mendapatkan gel or sarjana teknik ITB) dengan daya 400 Mwe. Untuk mendapatkan sebuah design yang optimal, terl ebih dul u didesign sebanyak 145 buah teras reak tor. Hasil pemil ihan jatuh pada reaktor dengan ketentuan_ketentuan sebagai berikut: jari _jari batang bahan bakar ti ngkatan enri chment kanal bahan bakar mempunyai jumlah batang 1uas kanal tinggi batang bahan bakar jumlah cluster (kanal bahan bakar) cm 2.5 % 6 x 6 88 cm 2 3 m 824 b. Perancangan thermohidrol is Pada tahap ini akan di cari di mensi _di mensi utama yang akan menentukan konstruksi reaktor, jadi perancangan thermohidrol is adalah merupakan anal isa perancangan reaktornya. Untuk sampai pada tujuannya, perl u dibi carakan hal_hal berikut: - mencari kondisi operasi yang optimal. _ nienentukan dimensi utama sistim pembangkit uap nukl ir. 1. Mencari kondisi operasi yang optimal Untuk menetapkan kondisi operasi yang optimal perl u di tinjau lebih dul u apakah kondisi yang dimaksudkan bisa dipakai untuk reaktor yang direncanakan. Reaktor yang direncanakan adalah jenis BWR, dimana cairon pendingin yang melewati teras reaktor diharapkan dapat meng_ekstrak panas semaksimal mungkin dari permul aan_permul aan bahan bakar nukl ir Kondisi operasi yang optimal maksudnya adalah pada keadaan mana agar proses pengambilan panas oleh zat pendingin pada saat pendidihan terjadi sebaik_baiknya. Menurut eksperimen_eksperimen yang telah dilakukan oleh: Kozakova dan lukomski (sebel umnya juga telah disel idiki 01 eh Ci chell i & Bonill a) perpindahan panas yang paling baik terjadi pada tekanan ± 1/3 tekanan kritis. Pada proses pendidihan air, tekanan kri tis tersebut besarnya kira_kira 3206 psia, sehingga kondisi yang optimal untuk perpindahan panas adalah ± 1070 psia. Dalam keadaan ini terjadilah perpindahan panas paling baik tanpa adanya selubung uap yang menutupi permukaan pemanas sehingga burn-out pelelehan dan instabilitas aliran dapat dihindarkan. 10

7 i q" o P/Pc Dari gambar di atas tekanan optimal diambil pada 1050 psia, don pada tekanan ini keadaan saturasi memberikan: = Btu/lb F. Btu/lb ft3/lbm Ibm t hf v f vg Selanjutnya perlu ditetapkan ratio kecepatan uap terhadap kecepatan cairan (~ ) yang sering disebut SIip ratio " S " diambil S = 2. f Pada permulaan mendesign cluster bahan bakar telah ditetapkan bahwa void fraction = 35 %. Dari kondisi yang ado diperoleh bahwa jumlah uap yang terbentuk adalah sebesar 5,3 % dari sel uruh massa zat pendingin yang melal ui teras reaktor. Kondisi yang lain ialah temperatur dari feed water sewaktu memasuki tanki reaktor, ditetapkan setinggi 3000 F. Dengan demikian didapatkan temperatur zat pendingin pada lower plenum = F don pada temperatur ini rapat masanya=jf = 47.2 Ib/ft~ Berpedoman pada jumlah uap yang dibutuhkan setiap jam pada operasi Reaktor Dresden & Nile Mile Point; maka dengan kwalitas uap 5.3% don temperatur inlet coolant F ditetap kecepatan cairon pendingin sebesar 7 fps. Kondisi operas; di atas perlu diteliti apakah bisa dicapai reaktor yang didesign don di lain pihak apakah kondisi demikian fluk panasnyo masih lebih ked I dari Auk panas kri tis. Pertama akan ditinjau apakah panas tersedia mampu membentuk jumlah uap sebanyak itu. Q th = 1200 MW t Karena feed water masuk dengan temperatur 3000 F don saturasi pada tekanan 1050 psia memberikan uap sebanyak 4.11 x 106 Ibm/ hr. Sedangkan pada kondisi operasi yang telah diklopkan jumlah uap yong terbentuk hanya 3.19 x 106 Ibm/hr. Dengan demikian reaktor nuklir yang didesign memenuhi kondisi operasi yang di tetapkan. Selanjutnya ditinjau apakah fluk panas yang diperoleh dari hasil kondisi operasi masih di bawah Auk panas kritis. 11

8 Dari perhitungan yang telah dibuat pada (3) didapatkan: Q~v = 0.13 X 106 Btu/ft2 Qmax II = 0.59 x 10 6 Btu / ft 2, Q B 0 = 1.18 x 10 6 Btu/ ft 2 Jadi dari hasil_hasil di atas jelaslah bahwa dimana_mana di dalam teras reaktor fluk panas selalu lebih kecil dari fluk panas burn_out_nya, sehingga dengan kondisi operasi yang telah ditetapkan reektor nuklir yang didesign cukup safe dan memenuhi kei nginan operasi. 2. Menentukan dimensi utama sistim pembangkit uap nuklir. Apparatus_apparatus yang akan ditentukan ukuran_ukurannya jelas berhubungan dengan persoalan pengaturan dan keselamatan sistim. Komponen yang akan ditentukan ukuran_ukurannya an tara lain: _ teras reak tor _ main chimney dan small chimney _ pi enum bawah _ dan lain_lain a. Teras Reaktor Ukuran dari teras reaktor ditentukan 01 eh jumlah kelompok batang bahan bakar. Jumlah cluster tergantung dari besarnya daya yang mau dicapai. Disamping itu perlu disediakan ruangan untuk control rod dan temporary control curtain. Menurut (3) yang diambil sebagai contoh, di dalam teras harus disusun 824 ci uster dengan 37 batang pengontrol dan 86 buah temporary control curtain. Penyusunan tersebut menghasil kan di ameter teras reaktor menjadi sebesar 3.90 meter. b. Main Chimney dan Small Chimney Chimney adalah suatu ruangan yang disediakan untuk menampung fluida dua phasa dari kanal_kanal bahan bakar dan ujungnya berfungsi sebagai separator (memisahkan uap dari air saturasi). Selain dari itu chimney digunakan sebagai alat pengaman karena bila terjadi kemacetan yang tidak disangka_sangka pada pompa atau pada keadaan loss of coolant bagian ini dapat membantu memperlancar sirkulasi wajer (chimney berfungsi menaikkan driving pressure), sehingga kemungkinan burn_out dan pelelehan diperkecil. Dengan mengetahui panjangnya daerah pendidihan, tekanan jatuh pada kanal bahan bakar, chimney dan down_comer serta besarnya driving pressure maka tinggi chimney dapat ditentukan. Untuk menjamin terjadinya sirkulasi wajar harus diambil bahwa total tekanan jatuh sama atau sedikit kurang dari driving pressure. Dari kesamaan itu didapatkan tingginya chimney. Perhitungan pada (3) memberikan HCH = 13,5 ft dan untuk lebih terjamin diambil 14.5 ft dimana 6.5 ft adalah tingginya main chimney dan lebihnya untuk small chi mney. c. PIenum Bawah Untuk menjamin effektifitas sirkulasi waiar sewaktu pompa macet, harus ada jumlah cairan yang cukup pada plenum bawah (jumlah zat pending in di sini harus lebih besar dari volume kanal dan main chimney). Pertimbangan teknis dan perhitungan pada (3) memberikan plenum bawah setinggi 16.5 ft. d. Gambar Bagan Reaktor Untuk dapat membuat gambar bagan reaktor masih banyak komponen lain yang perlu 12

9 ditentukan ukurannya. Menurut perti mbangan_perti mbangan teknis, perhi tungan pada (3) didapat sebagai berikut: _ diameter dalam tanki reaktor 4.22 meter _ diameter feed water inlet 1.7 ft _ diameter inlet & autlet air resirkulasi 2.84 ft Sebelum bagan reaktor digambarkan, perlu dilukiskan kembali ukuran_ukuran yang pernah didapat, yaitu: a. Teras reaktor mempunyai tinggi 11.5 ft, dimana : 1. tinggi sangkutan orifice pada grid bawah = 0.5 ft 2. tinggi bagian yang aktif = 10 ft 3. tinggi sangkutan bagian atas = 1 ft 4. diameter teras = 15 ft b. Chimney mempunyai tinggi 14.5 ft, dimana: 1. main chimney = 6.5 ft 2-. small chi mney = 8 ft c. Plenum bawah mempunyai tinggi = 16.5 ft diameter = 13 ft d. Tinggi cairan di atas chimney = 4.5 ft. 1. diameter sel ubung separator 22 cm = ft 2. tinggi selubung = 4.5 ft 3. masuknya selubung ke dalam cairan sepanjang 0.75 ft e. Diameter dalam tanki reaktor = 14.1 ft f. Feed water inlet berdiameter = 1.6 ft g. Diameter outlet don inlet air resirkulasi = 2.84 ft h. Tinggi steam dryer keseluruhan = ft, dimana: 1. tinggi selubung uap = 6.65 ft 2. tinggi dryer = 6.0 ft 3. tinggi pelindung atas = 1.65 ft 4. diameter selubung uap = ft 5. diameter Iuar susunan dryer = ft 6. di ameter pel indung atas = 8 ft i. Tinggi tutup atas tanki reaktor = 6.60 ft Tinggi tutup bawah tanki reaktor = 6.30 ft i. Core spray sparger ditempatkan pada tanki reaktor satu level dengan atap dari mai n chimney. Diameter sparger dapat diambil = 1 ft. 13

10 Steam dryer Steam seperator 2 Core spray Feed water inlet Nlain chimney 5 Sil inder bahanbakar 6 - J;'; I' '... -.,.,..; :0 o Susunan bahanbakar 7 Temporary control curtain 8 Grid penyanggal 9.~ ';~I: :: :~ Outl et dari resi rkul asi 10 Daun_daun pengontrol 11 dengan tabung penuntun Buffle 12 Inl et air resirkulasi Control vool drives 15 In CO RE flux monitor 14

11 BA B II GAMBARAN TEKNIS DARI BEBERAPA SISTIM BWR Sisti m BWR telah banyak digunakan don dikembangkan di Jerman Barat, Jepang, Swedia don terutama Amerika Serikat. Di Jerman Barat sistim BWR telah dikembangkan aleh Allgemeine Electrizitats, Gesellschaft. Reaktor yang pertama "VAK" di Kohl dengan daya 16 MWe, dimana permulaan konstruksi September 1958 dan operasi komersiil November VAK mempunyai steam drum sebagai pembangkit uapnya; air dipompakan melalui teras reaktor dan setelah menempuh jarak tertentu mengalami pendidihan cairan duo phasa ini baru dipisahkan fiuida_fi uidanya pada steam drum di luar tanki reaktor BEJANA TEKAN Bejana tekan bentuknya selindris dibuat dari baja dengan diameter dalam 2438 mm, tinggi bagian dalam 8230 mm don tebal 98 mm. Karakteristik operasi dan designnya adalah sebagai berikut: tekanan operasi 71.3 atm abs temperatur operasi C tekanan design 89 atm abs temperatur design 3430 C tekanan testi ng 133 atm abs KANAL DAN ELEMEN BAHAN BAKAR Bahan bakar dibuat dari U02 pellet yang diperkaya dengan U235 Pellet_pellet disusun dalam suatu klongsong dibuat dari zircaloy_zircaloy yang tebalnya 0.89 mm. Penyusunan ini disertai dengan pertimbangan_pertimbangan teknis memperlihatkan effek kenaikan panas dan irradiasi. Elemen_elemen bahan bakar disusun dalam suatu kanal yang sering disebut cluster bahan bakar, di dalam kanal disusun 36 batang bahan bakar. Kanal ini juga terbuat dari zircaloy _ 2 don Iebar bagian dalamnya 119 mm SISTIM PEMBENTUKAN UAP DAN TRANSFER PANAS Panas yang keluar dari bahan bakar diambil oleh cairan pendingin yang di lewatkan pada kanal_kanalnya. Fluida duo phasa ditampung di luar tanki dan di sini dipisahkan uapnya dan air saturasi. Sebagian dari uap air yang telah melewati turbin, setelah didinginkan dipompakan ke tempat pembangkit uap ke duo sehingga menguap dengan tekanan tidak begitu tinggi. Uap ini dialirkan stages yang lebih rendah. Fungsi_fungsi lain yaitu untuk mendinginkan teras sewaktu shut down karena teras masih panas. Pada sistim ini juga disediakan sistim pendingin darurat yang bertujuan untuk men_ dinginkan teras reaktor bilamana terjadi kehilangan zat pendingin karena pecahnya pipa uap atau pipa feed water. Di samping itu sistim ini dilengkapi pula dengan alat pengendal ian sifat kimia moderator _ zat pendingin. 15

12 1104. SISTIM TURBO_GENERATOR Uap pada kondisi yang telah ditetapkan (pada operasi stasioner) dial irkan ke turbi n. Pada soot start_up atau penolakan beban parsiil, kelebihan uap dialirkan ke kondensor dengan menggunakan by pass val ve. Bila dengan tiba_tiba beban hilang speed governor memberikan signal agar trip val ve menutup dan uap mel ewati by pass val ve sebel um sampai ke kondensor, uap yang melewati by pass valve tersebut terlebih dulu melewati de heating system BAHAN BAKAR DAN HANDLING FUEL SYSTEM Bahan bakar nukl ir dari U02 yang diperkaya disusun dol am bentuk batang sel indris. Dengan bentuk teras reaktor, diketahui distribusi panas mel intang don memanjang. FIuk panas rata_rata (rated power) 27.5 W/ cm 3 Fluk panas maximum (rated power) 102 W/cm2 Faktor keamanan (Q ;;'ax / Q b.o) 2.2 Luas sel uruh permukaan bahan bakar m 2 Untuk sistim pengelolaan bahan bakar disediakan tempat penyimpanan bahan bakar yang akan di pakai, tempat penyi mpanan bahan bakar don 01 at _01 at untuk rei oadi ng INSTRUMENTASI DAN SISTIM PROTEKSI Instrumen_instrumen don alat_alat sistim proteksi yang digunakan telah melewati pengujian_pengujian yang perlu don baik, sehingga sampai pada kwalitas yang tinggi dengan derajat keandalan yang besar. Alat_alat tersebut dipakai untuk mengetahui don mengendalikan: - daya reaktor - beban sisti m - jumlah uap - distribusi fiuk - temperatur kanal pendingin Semua proses di atas diatur dari control room. Prinsip_prinsip kerja instrumennya meliputi: _ instrumen _ instrumen _ instrumen fluida el ectroni c mekanik Di atas telah diberikan sedikit uraian teknis dari sistim BWR yang pertama di Jerman Barat, di bawah ini juga diberikan gambaran teknis dari reaktor Oskarshamn dari Swedia. Konstruksi reaktor ini spring 1966, reaktor kritik pada spri ng 1970 dan operasi daya penuh Autumn Reaktor ini menggunakan innervapor separator, tidak menggunakan steam generator. Sedangkan hal_hal lain hampir soma saja. Secara ringkas data teknis stasion pembangkit adalah sebagai berikut: Daya thermis (MW) Daya Iistrik total (MWe) Daya Iistrik netto (MWe) Efisiensi netto stasion (%)

13 Pada garis besarnya reaktor yang baru dengan yang sudah lama tidak mempunyai perbedaan prinsipiil, hanya ada perkembangan_perkembangan baru yang ditrapkan pada sistim terakhir. Oskarshamn 1 mula_mula direncanakan untuk daya 400 MW (e) dengan kapasitasnya fieksibil itas sampai 440 MWe, sekarang operasi nominal dari PLTN tersebut sudah pada 400 MWe. Perkembangan_perkembangan serupa juga telah dilakukan untuk teras reaktor 1575 MWth dengan Fleksibilitas sampai 1700 MW(th) bila kondisi air pendingin setempat mengi zi nkan untuk i tu. Sistim BWR dari ASEA mempunyai design control rod drive yang sedikit berbeda dengan sistim AEG - Jerman Barat, perbedaan mana dapat dilihat pada gambar_ gambar di bawah ini : Control rod Control rod guide tube Control drive rod ASEA-A TOM BWR Core madul e Control rod in bottom position Normal manuevering wi th el ectri c rod Fast insertion with pressurized water 17

14 Control T---:rl'---r, I, 1 1 _ rod Housing Guide tube with toothed rack Throttl e gap Buffer sf eeve \' \, Ball_screw Jaw Scram limit switch Drive shaft with seal NORMAL TRAVELLING POSITION AFTER SCRAM '8

15 Sistim_sistim Apr. Oct. Sept. Nov. II March construction Gundremmi Wurgassen Khal Rheinshanzisel Brunsbuttel805 Lingen Start 6_7 Start 8 Comercial Location Months March _up Power operation of BWR ngen padaperiod (MWe) tabel di bawah ini, kecuali VAK, semuanya menggunakan inner (month) pump. vapor separator, dan di samping itu juga telah menggunak-an internal recirculator GStat BWR ion Nuclear Power Plants TABEL Plant TREND OF ASEA-A TOM BWR ITABEL I 2270 Reactor Equil (MWd/tn) Power (KW thermal burn_up / density Kg n) Dari tabel terakhir diperlihatkan perkembangan_perkembangan teknis dalam menaikkan burn_up bahan bakar. Menaikkan burn_up bisa dilalui dengan menambah enrichment dan bila enrichment tidak ditambah berarti harus absorber neutron dikurangi sehingga kebolehjadian reaksi fissi bertambah besar dalam suatu volume yang sama. Dapat dikemukakan di sini skema internal recirculation pump yang didesign oleh A. E. G., sebaga imana pada gambar di bawah in i Dengan menggunakan internal axial pump untuk pompa resirkulasi akan memperbaiki segi_segi ekonomi dan keselamatan operasi PLTN. Di samping itu juga problema kontaminasi saluran luar dapat pula dicegah serta masalah layout dapat diperbaiki, lebih efisien dan praktis. 19

16 SKEMA POMPA RESIRKULASI DALAM AEG _ BWR I Impeller Seal ed seat Inlet pipe with guide vanes Upper hydrosfat beari ng Beari ng sleeve Spline shaft Pump connection lower hydrostat beari ng Throttl ing sl eeve Heat shield Nearing pressure water Cool ing_water connection for the heat shoil d Main seal 1 & 2 Auxiliary seals leak outl et of mai n seal Seal housi ng leak outl et of No. auxil iary seal Intermediate casing 3. Radial bearing (oil_lubricated) Cooling water connection to bearing housi ng Axial bearing, double acting, oil lubricated Spiral_toothed coupli ng Motor with junction casing 20

17 BA B III tvlasalah STANDARISASI UNTUK PENGEMBANGAN SELANJUTNYA Untuk memperbaiki performen ekonomi don teknologi diperlukan adanya standarisasi (series production) Jerman Barat (AEG - Tel efunken) telah melakukan usaha_usaha untuk mendapatkan standari sasi beberapa komponen reaktor. Setel ah mel akukan penyelidikan selama 10 tahun (AEG) terhadap element bahan bakar control rod _ control rod drive dan internal recirculation pump, maka AEG dapat melaksanakan standarisasi tersebut. STANDARISASI ELEMEN BAHAN BAKAR Elemen bahan bakar terbuat dari UOz pellet yang diperkaya, disusun dalam kelongsong sehi ngga menjadi batang_batang bahan bakar nukl ir. Batang_batang bahan bakar nukl i r di susun dol am suatu channel persegi empat. Di bawah ini dapat dilihat gambar elemen bahan bakar nuklir yang sudah standar dari A EG Tel efunken, Jerman Barat. ---:'it I ~_IFi";O"90' i I i spoce 410 mm f Acti~ length 3660 mm 4473 mm ENLARGED REPRESENTATION OF PRINCIPAL COMPONENt SECTIONS I GENERAL VIEW TO SCALE 21

18 STANDARISASI CONTROL ROD DAN CONTROL ROD DRIVE Control rod dibuat bentuk sol ib memonjong, don bentuknyo dibuat soma untuk semua ukuran sistim AEG. BWR. Namun jarak naik turunnya berbeda sesuai dengan ukuran reck tor.,-- : -!---,I,. -~ r Control rod \ I / _! I Housing Guide tube with toothed rock I , - I I I Throttl e gap Buffer sl eeve Jaw Magnet swi tch Drive shaft with seal NORMAL TRAVELLING POSITION AFTER SCRAM 22

19 STANDARISASI INTERNAL RESIRCULATION PUMPS Bentuk don ukuran dari uni t_uni t pompa dibuat soma untuk sel uruh reaktor. Dengan adanya internal pump diperoleh perbaikan cukup besar pada keandalan reaktor. Pompa tersebut dijalankan dengan motor yang mempunyai variasi kecepatan yang ditempatkan di luar bagian tekan. Shaft pompa masuk menembus bejana tekan termasuk seal don bearingnya. Shaft diseal terhadap tekanan reaktor dengan seal mekanis. Di bawah ini dibebankan diberikan internal axial pump. SKEMA POMPA RESIRKUlASI DAlAM AEG _ BWR l"",eller Sealed seat Inlet pipe with guide vanes Upper hydros~' earlng Beari 09 51eeve Spli ne shoft Pump connection lower hydrostot bearing Throttl ing sleeve Heat shield Nearing pressure water Cooling_water connection for the heat shoild Main seal 1 & 2 Auxiliary seals leak outlet of moin seal Seal housi ng leak outlet of No. auxiliary seal Intermediate casing 3. Radial bearing (oil_lubricated) Cooling water connection to bearing housing Axial bearing, double acting, oil lubricated Spiral_toothed coupling Iv'otor with junction casing 23

20 Dengan standarisasi bisa dibuat bermacam_macam ukuran daya reaktor, yaitu menggunakan design yang sudah ado. Fuel yang dipakai untuk reaktor dengan daya 1000 MW sama dengan fuel yang digunakan untuk reaktor dengan daya 400 MWe, hanya jumlohnyo berbedo. Untuk menjaga agar design reaktor tetap dalam batas_batas yang opti mum, hanya perl u perubahan enri chment, supaya di dapatkan burn_up yang diinginkan. Control rod don control rod drive juga dibikin samo ukuran don bentuknya, hanya berbeda jumlah don panjangnya soja. Pompa resirkulasi dalam juga dibikin demikian selain dari itu, grid bawah don atas serta pengering uap bisa dibuat seperti itu. 24

21 BA B IV MASALAH KESELAMATAN OPERASI DAN LlNGKUNGAN Keselamatan aperasi menyangkut pada 3 pihak yaitu: _ keselamatan alat yang dioperasikan _ keselamatan personil _ kesel amatan Ii ngkungan Yang dimaksudkan dengan safety di sini adalah bagaimana target operasi bisa dicapai don baik personil ataupun lingkungan tidak menerima dosis radioaktip lebih besar dari yang ditetapkan hukum internasional. Hal_hal yang menyebabkan kel uarnya partikel_partikel radioaktip ada beberapa macam : 1. kel uarnya gas_gas hasil reaksi fissi dari el emen bahan bakar dan terus menembus contai nment sampai pada personil dan Iingkungan. 2. terj adi nya pel el ehan atau kerusakan pada el emen bahan bakar yang menyebabkan produk_produk fissi terbawa oleh zat pendingin. 3. terjadi nya kebocoran (pecah) pada pipa uap utama atau pada pipa feed water, sehingga zat pendingin keluar dari loop dan bejana tekan. Walaupun control rod sudah dapat menyerap neutron yang ado namun panas yang telah terjadi akan berakumul asi dan menyebabkan pel el ehan bahan bakar dan kel uarnya produk_produk fissi yang aktip. Ad. 1. Dalam hal ini perlu didesign shielding radioaktif yang betul_betul dapat menurunkan aktifitas sampai pada dosis yang dibolehkan. Cairan pendingin yang melewati down_comer juga berfungsi sebagai shielding yang akan menurunkan energi dari partikel_partikel yang akan lolas. Di samping itu secara khusus juga didesign suatu shield yang disebut biological shield. Ad. 2. Keadaan ini bisa terjadi bila dalam mendesign reaktor, terdapat kesalahankesalahan waktu menetapkan kondisi operasi perhitungan_perhitungan yang kurang tel iti akan setiap komponen-komponen yang ado dalam bejana tekan. Sebagai contoh dapat dikemukakan bahwa design yang keliru akan bisa menimbulkan burn_out_pelelehan pada bahan bakar pada soot lose of cooling accident. Di samping itu juga bisa terjadi pelelehan bila waktu menetapkan kondisi operasi besarnya Auk panas pada sal ah satu tempat di dal am teras reaktor Iebi h besar dari Auk panas burn..out. Dalam hal mendesign haruslah segal a kemungkinan dil ihat, untuk mendapatkan engineering safety yang dapat dipertanggung jawabkan. Ad. 3. Bila terjad; kebocoran pada pipa utama, atau pada pipa feed water akan menyebabkan (keluarnya cairan yang masih mengandung partikel_partikel radioaktip) mengurang don bahkan habis keluar dari pressure vessel. Kecelakaan begini hampir tidak mungkin terjadi, namun segala pertimbangan keselamatan masih harus mencari jolon bagaimana bila tidak diduga soma sekal i kecelakaan demikian terjadi. Bila hal ini terjadi, coolant dengan cepat kel uar dari bejana tekan, walaupun secara 25

22 automatic terjadi scram, namun panas dari hasil reaksi fissi masih besar dan teras masih panas sekal i Dengon cepot tekonon noik koreno tekonon uop yang besor 01 eh pemonoson yang begitu hebat. Dengan suatu sistim kontrol, tekanan yang besar tersebut membuka switch yang akan memancarkan air ke dalam teras secepatnya. Penyiraman pada tekanan tinggi dapat mengambil panas dengan baik dari permukaan_permukaan bahan bakar. Setelah tekanan turun sistim kedua mulai pula bekerja, untuk dapat mengambil panas lebih effektif, cairan pendingin dilewatkan melalui teras sehingga pelelehan bahan bakar dapat di cegah. Kedua sistim di atas disebut emergency core cooling system. Sudah sekian lama industri nuklir beroperasi dan memberikan kontribusinya buat mencukupi kebutuhan manusia akan energi, bel urn ada sampai sekarang kecelakaan yang merusak tiga pihak yang telah disebutkan di atas. Demikian pula halnya dengan penggunaan sistim BWR yang sudah lebih kurang 15 tahun beroperasi sampai sekarang untung sekali bel urn ada kecelakaan serius yang disebabkannya. Namun demikian segal a usaha tetap dilakukan untuk mencegah segala kemungkinan_ kemungkinan kecelakaan dan untuk memperkecil akibat kecelakaan itu sendiri. 26

23 BA B V KESIMPULAN DAN SARAN KESIMPULAN 1. Sistim BWR telah digunakan dan dikembangkan oleh banyak negara di dunia (Amerika Serikat, Jerman Barat, Swedia) dan juga telah banyak dipakai oleh negara-negara maju dan berkembang. Hal ini menyebabkan bahwa derajat keandalan setiap komponennya betul_betul sudah mencapai kwal i tas yang ti nggi, dengan kata lain sistim ini sudah safe segi ekonomi dan teknologinya. 2. Dengan modi fikasi atau perencanaan t ertentu telah dibuktikan di Swedia dan Jepang bahwa sistim BWR mempunyai fleksibilitas daya yang cukup baik, dia dapat meng_ ikuti beban pada jaringan yang masih rendah jumlah listrik terpasangnya. 3. Berdasarkan penyelidikan dan pangalaman selama sepuluh tahun, AEG Telefunken tel ah berhasi I membuat komponen_komponen standar seperti el emen bahan bakar, control rod_control rod drive, internal recirculation pump, lower grid, upper grid, dan steam dryer. Jelas keadaan ini sangat menggembirakan dari segi ekonomi dan teknologi dan malahan sangat baik dan lebih praktis buat pengembangan. 4. Bahun bakar nukl ir yang digunakan adalah Uranium dioksida yang diperkaya. SARAN 1. BWR merupakan PLTN yang cukup baik ditinjau 'dari utility approach bila masalah pembel ian bahan bakarnya bisa berjalan dengan baik. 2. Ukuran rendah dan sedang cukup cocok dengan negara berkembang mengingat masalah jaringan dan variasi beban yang masih banyak. 3. Untuk maksud-maksud pengembangan penggunaan tenaga nuklir di Indonesia di masa mendatang, dan melihat perkembangan teknologi nuklir dewasa ini untuk masa mendatang PUN jenis BWR tidak memberikan prospek yang baik untuk Indonesia, karena selain di luar kemampuan ekonomi, juga jauh di luar kemampuan teknis (masalah pengayaan uranium). 27

24 DAFTAR PUSTAKA 1. Small and Medium Power Reactor$ Vol. 1. Conference Proceding Vienna, 5 _ 9 September 19f:IJ. 2. Directory of Nuclear Reactors Vol. VII. Power Reactor IAEA, Vienna, MARTIAS NURDIN, Perancangan sebuah sistim nuclear tipe BWR dengan kapasitas 400 MWe, Institut Teknologi Bandung, Bandung Small and Medi um Power Reactors Proceedi ngs of A Symposi um, Oslo 12 _ 16 October Peaceful Uses of Atomic Energy Vol. 2, Proceedings of the Fourth International Conference Geneva, 6 _ 16 September