REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK)

Transkripsi

1 REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK) RINGKASAN RBMK berasal dari bahasa Rusia "Reaktory Bolshoi Moshchnosti Kanalynye" (hi-power pressure-tube reactors: Reaktor pipa tekan berdaya tinggi). Dalam bahasa Inggris dikenal dengan Light Water-cooled Graphite-moderated Reactor (LWGR). RBMK adalah PLTN yang menggunakan air sebagai pendingin, grafit sebagai moderator dan sebagai bahan bakarnya digunakan uranium dioksida dengan pengayaan rendah. Bahan bakar diletakkan dalam pipa bertekanan, dan air dialirkan dalam pipa tersebut untuk mengambil panas yang dibangkitkan dalam bahan bakar. Air pendingin dalam pipa tekan akan mendidih, selanjutnya uap tersebut dikirim ke tangki pemisah uap. Setelah uap dipisahkan dari air, uap dikirim ke turbin untuk memutar turbin pembangkit listrik. Karena konstruksi teras seperti yang telah dijelaskan di atas, maka reaktor ini disebut Reaktor Pipa Tekan Pendingin Air Didih Moderator Grafit. RBMK adalah suatu tipe PLTN yang dikembangkan sendiri oleh Uni Soviet. RBMK merupakan tipe reaktor daya pertama di dunia yang dibangun di Obninsk (5 MWe). RBMK yang ada di Republik Ukraina, yaitu reaktor CHERNOBYL, telah mengalami kecelakaan pada tahun Kecelakaan ini terkenal dengan kecelakaan CHERNOBYL. Teras reaktor RBMK dapat dikembangkan dengan penambahan perangkat bahan bakar dalam pipa tekan. Dengan penggunaan grafit, yang murah harganya, sebagai moderator maka dengan mudah teras reaktor dapat diperbesar. RBMK tipe komersial yang telah berhasil dirancang adalah RBMK-1000 (100 MWe) dan RBMK-1500 (1500 MWe). Sampai dengan akhir tahun 2000, terdapat 16 unit reaktor RBMK yang beroperasi di Eropa Timur dan 1 unit sedang dibangun di Rusia. Satu unit RBMK yang masih beroperasi di CHERNOBYL (unit ke-3), dengan bantuan dana dari Eropa Barat secara resmi ditutup. Setelah kecelakaan CHERNOBYL, tidak ada rencana pembangunan dari reaktor tipe RBMK ini. URAIAN 1. Konsep dan Karakteristika Reaktor RBMK RBMK adalah reaktor pipa tekan pendingin air didih moderator grafit hasil pengembangan negara Uni Soviet. Pada mulanya reaktor ini dirancang sebagai reaktor produksi plutonium, tetapi kemudian dikembangkan menjadi reaktor pembangkit daya (PLTN). Gambar 1 memperlihatkan sketsa konsep dasar dari reaktor RBMK. Reaktor tipe RBMK menggunakan air biasa sebagai pendingin (dalam pipa tekan, air dibiarkan mendidih), grafit sebagai bahan memperlambat kecepatan neutron (moderator neutron). Sebagai bahan bakar digunakan uranium dioksida yang dibungkus dengan kelongsong dari bahan Zr - 1% Nb. Perangkat bahan bakar diletakkan di dalam pipa tekan yang disebut kanal bahan bakar. Dalam pipa mengalir air pendingin bertekanan yang mengambil panas dari bahan bakar sehingga akan mendidih. Jadi dalam pipa ini terdapat aliran campuran air dan uap (aliran dua fasa). Uap yang terjadi dialirkan ke tangki pemisah uap dan dipisahkan dari fasa cairnya, dan uap yang telah kering (terpisah dari fasa cairnya) disalurkan ke turbin pembangkit listrik. Uap yang telah bekerja memutar turbin disalurkan ke kondenser untuk diembunkan menjadi fasa cair dan selanjutnya dengan bantuan pompa sirkulasi utama air dialirkan kembali ke teras reaktor. Reaktor RBMK mirip dengan reaktor Fugen di Jepang, hanya saja pada reaktor Fugen sebagai moderatornya adalah air berat (deuterium, D 2 O). Beberapa keuntungan dari konstruksi teras yang terdiri atas pipa tekan adalah teras dengan mudah dapat diperbesar dan selama reaktor beroperasi bahan bakar mudah ditukar- ganti. Dengan demikian tingkat keberlangsungan operasi menjadi sangat tinggi (tidak diperlukan penghentian reaktor pada saat menukar-ganti bahan bakar). Beberapa reaktor lain yang mempunyai konstruksi pipa tekan adalah reaktor Fugen di Jepang dan tipe CANDU buatan Canada. Reaktor RBMK 5 MWe yang dibangun pada bulan Juni 1954 di Obninsk tercatat sebagai reaktor pembangkit daya (PLTN) pertama yang dioperasikan di dunia. Selanjutnya reaktor RBMK diperbesar dayanya, dan pada tahun 1974 RBMK dengan daya 1000 MWe yang dibangun di Leningrad (Leningrad No.1) mulai beroperasi. Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 1/17

2 Peta lokasi tempat RBMK beroperasi ditunjukkan pada Gambar 2, sedangkan Tabel 1 memperlihatkan kondisi operasional dan pembangunan RBMK hingga Desember RBMK tidak seperti VVER, reaktor ini hanya beroperasi di Uni Soviet. Tercatat reaktor RBMK-1000 dan RBMK-1500 yang telah berhasil dikembangkan melalui tahapan tiga generasi. RBMK generasi ketiga, yaitu RBMK-1000 dibangun di Smolensk dan mulai dioperasikan pada tahun Sementara itu RBMK-1000 yang sedang dibangun di Kursk dijadwalkan akan mulai beroperasi pada tahun Bangunan Utama Reaktor Gambar 3 memperlihatkan tampang lintang gedung reaktor RBMK-1000 generasi kedua, Tabel 2 memperlihatkan beberapa parameter utama reaktor RBMK, Gambar 4 memperlihatkan perangkat bahan bakar RBMK. Dengan diameter luar bejana reaktor 14,8 meter (diameter teras efektif 11,8 meter) dan tinggi 9,8 meter, bejana RBMK merupakan suatu bejana reaktor yang tergolong sangat besar. Teras reaktor terdiri dari susunan tumpukan blok grafit. Di antara tumpukan grafit tersebut terdapat pipa tekan (kanal bahan bakar). Dalam kanal bahan bakar ini terdapat perangkat bahan bakar, dan air biasa dialirkan dalam kanal bahan bakar untuk mengambil panas yang dibangkitkan dari reaksi fisi dalam bahan bakar. Di dalam satu pipa tekan (kanal bahan bakar) terdapat sebuah perangkat bahan bakar, sedangkan dalam satu perangkat bahan bakar terdapat 18 batang bahan bakar. Panjang satu perangkat bahan bakar adalah 7 meter, terdiri dari bagian atas dan bawah tepat di tengah-tengah ketinggian (tinggi efektif teras adalah 3,43 m x 2). Pipa tekan terbuat dari Zr - 2% Nb, perangkat bahan bakar dalam pipa tekan dapat menghasilkan energi termal rata-rata MWt. Jika diambil contoh bahan bakar yang terdapat pada reaktor Chernobyl No.3, bahan bakar reaktor mempunyai pengayaan U-235 sebanyak 1,8% berat, 2,0% berat, dan total uranium dalam teras adalah 190 ton. Bahan bakar ini dapat digunakan hingga mencapai derajat bakar MWd/t. Bahan yang digunakan untuk membuat kelongsong bahan bakar adalah Zr - 1% Nb. Dalam RBMK terdapat beberapa tipe batang kendali sesuai dengan fungsinya, yaitu batang kendali otomatis pengatur daya rata-rata, batang kendali otomatis pengatur daya lokal, batang kendali penghenti reaktor pada kondisi darurat, dan batang kendali pengatur distribusi daya aksial (vertikal). Teras reaktor RBMK mempunyai ukuran yang sangat besar sehingga mudah terjadi ketidakstabilan karena distribusi daya ruang yang tak merata. Oleh karena itu pada reaktor ini diperlukan pengaturan distribusi daya, baik ke arah horisontal maupun vertikal. Bahan penyerap neutron yang digunakan sebagai batang kendali adalah B4C. Bahan ini dimasukkan ke dalam kelongsong yang terbuat dari logam paduan aluminium. Sebagai penggerak batang kendali digunakan konstruksi motor dan sabuk penggerak (belt). Pada bagian atas dan bawah reaktor terdapat perisai biologis yang terbuat dari beton berat dan beton khusus. Perisai biologis pada sisi lain dari reaktor terbuat dari kombinasi lapisan baja, air, pasir pengisi dan beton. 3. Sistem Pendingin Utama Diagram alir pendingin reaktor ditunjukkan dalam Gambar 5. Gambar 6 menunjukkan tata letak pompa sirkulasi pendingin dan aliran pendingin. Gambar 7 menjelaskan aliran pendingin pada saat reaktor beroperasi normal. Sistem reaktor dibagi menjadi dua untai sistem pendingin, yaitu sistem kiri dan kanan. Setiap untai pendingin mempunyai 4 buah pompa sirkulasi (pompa pendingin utama), dalam kondisi operasi normal 3 buah di antaranya beroperasi dan satu buah dalam kondisi siap beroperasi (stand-by). Air yang keluar dari pompa sirkulasi pendingin dibagi menjadi 22 header selanjutnya didistribusikan ke setiap pipa tekan (kanal bahan bakar) dalam teras reaktor. Pada pintu masuk pipa tekan terdapat katup pengatur debit aliran yang dapat digerakkan secara manual. Uap air yang keluar dari pipa tekan dialirkan ke tangki pemisah uap. Terdapat 2 buah tangki pemisah uap yang diletakkan di kiri atas dan kanan atas bejana reaktor. Uap kering yang telah dipisahkan dari fasa cairnya di dalam tangki pemisah uap kemudian dialirkan ke turbin pembangkit listrik. Setelah menggerakkan turbin, uap air tersebut diembunkan di kondenser. Setelah semua uap berubah menjadi fasa cair dalam kondenser, air dialirkan ke tangki pemisah uap sebagai air pasokan (make-up water). Dalam tangki pemisah Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 2/17

3 uap, air yang dipisahkan dari fase uap dialirkan pada 12 pipa downcomer untuk dikumpulkan di header umum (manifold) yang kemudian masuk ke pompa untuk disirkulasikan ke dalam teras reaktor. Reaktor tipe RBMK dapat digolongkan sebagai salah satu tipe reaktor air didih (Boiling Water Reactor, BWR), karena air diperbolehkan mendidih dalam teras reaktor dan uap langsung dialirkan ke turbin untuk membangkitkan listrik. Dalam reaktor tipe RBMK yang diwakili oleh reaktor Chernobyl No.3, terdapat 2 buah turbin uap, masingmasing berkapasitas 510 MWe. Temperatur uap masuk turbin adalah 280,4 C dengan tekanan 65,9 kg/m 2. Daya termal yang dibangkitkan MWt, dan diubah menjadi daya listrik MWe, jadi efisiensi termalnya adalah 31,3%. 4. Sistem Pendingin Teras Darurat Sistem pendingin teras darurat RBMK ditunjukkan pada Gambar 8. Jika terjadi kebocoran saluran pendingin yang menyebabkan teras kehilangan pendingin (kecelakaan LOCA), sistem ini akan menginjeksikan air ke sistem pendingin sehingga kekurangan pendingin dapat diimbangi dan temperatur teras tetap terjaga. Pada sistem pendingin darurat teras reaktor ini terdapat injeksi cepat dan injeksi lambat. Sistem injeksi cepat terdiri dari 3 buah subsistem, dua buah di antaranya dipasok dari katup pada tangki akumulator bertekanan tinggi (10 MPa). Satu subsistem lainnya digerakkan oleh pompa listrik. Tipe sistem pendinginan teras darurat yang diterapkan pada reaktor RBMK antara satu dan generasi lainnya berbeda. Pada reaktor tipe RBMK generasi pertama, sistem pendinginan teras darurat yang tersedia tidak memadai, dan baru pada generasi berikutnya terdapat penyempurnaan. Sistem pendinginan teras darurat lambat terdapat pada masing-masing untai pendingin. Pada saat salah satu untai mengalami kebocoran, pada untai ini akan bekerja tiga sistem pendingin teras darurat lambat, masing-masing digerakkan dengan dua pompa paralel, dengan kemampuan pasokan 50% kapasitas total pasokan pendingin teras. Pada untai yang tidak mengalami kebocoran, terdapat 3 sistem pendinginan teras darurat lambat dengan kemampuan pasokan 50 % pasokan teras, yang masing-masing digerakkan oleh satu pompa listrik. 5. Ruang Lokalisasi Kecelakaan Prinsip pengungkungan dari sistem lokalisasi kecelakaan ditunjukkan pada Gambar 9. Pada reaktor-reaktor dari Eropa-Barat, untuk mencegah penyebaran radioaktivitas ke lingkungan pada saat terjadi kecelakaan, terdapat sistem bejana pengungkung reaktor yang tahan terhadap tekanan tinggi. Sementara itu, pada reaktor RBMK pipa dan komponen sistem pendingin dipisah dalam kompartemen (ruang tertutup) masingmasing, sedangkan pada teras reaktor tidak ada penyungkupnya. Jadi reaktor ini tidak memiliki bejana pengungkung. Di samping itu sistem pengendali tekanan (suppression pool) tidak ada dalam reaktor RBMK generasi pertama. Pada RBMK generasi kedua, sistem pengendali tekanan seperti yang ada pada desain reaktor Eropa-Barat diadopsi, yaitu dalam bentuk kolam supresi. 6. Masalah Keselamatan RBMK Reaktor tipe RBMK mempunyai beberapa kelebihan, yaitu teras reaktor dapat diperbesar dangan mudah dan penggantian bahan bakar dapat dilakukan selama reaktor sedang beroperasi. Tetapi reaktor ini mempunyai banyak kelemahan, di antaranya koefisien reaktivitas uap positif sehingga pengendalian reaktor menjadi tidak mudah, bentuk teras yang besar menjadikannya sulit untuk ditempatkan dalam bejana pengungkung reaktor. Oleh karena itu reaktor ini tidak memiliki bejana pengungkung reaktor seperti desain reaktor air didih Eropa-Barat. Kelemahan yang menonjol pada RBMK generasi pertama adalah sistem pendinginan teras darurat tidak memadai, sedangkan pada generasi kedua terdapat kelemahan yang mencolok yaitu tidak adanya sistem kendali tekanan berlebih. Semua kelemahan di atas menjadi masalah keselamatan dari reaktor tipe RBMK. Pada tahun 1983 Uni Soviet memberlakukan suatu standar rekayasa (OPB-82) meliputi desain PLTN, keselamatan umum bangunan fasilitas dan operasionalnya. Tetapi kenyataannya baru pada tahun 1990 Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 3/17

4 diberlakukan standar OPB-88 yang merupakan penyempurnaan dari OPB-82 dengan mengadopsi standar yang berlaku di negara-negara Eropa-Barat. Tidak ada informasi yang jelas apakah standar OPB-88 diperlakukan atau tidak. RBMK generasi ketiga (Smolensk No.3) yang beroperasi pada tahun 1990, dan reaktor Kursk No.5 yang beroperasi pada tahun 2003, keduanya dirancang berdasarkan OPB-82, jadi pada kedua reaktor ini belum dipakai standar OPB-88. Dengan demikian, sampai saat ini belum ada RBMK generasi ke-3 yang dirancang berdasarkan standar OPB Perlakuan Pasca Kecelakaan Chernobyl Berkaitan dengan kecelakaan PLTN Chernobyl No.4, pada tahun 1986 atas sponsor IAEA, diselenggarakan pertemuan para ahli untuk mengevaluasi kecelakaan di Wina. Menurut laporan dari Uni Soviet, penyebab utama kecelakaan adalah kesalahan (pelanggaran aturan) dari 6 orang operator reaktor. Tetapi pihak IAEA mensinyalir bahwa koefisien uap RBMK yang positif juga menjadi salah satu penyebab kecelakaan Chernobyl No.4. Tipe reaktor Eropa-Barat selalu didesain agar mempunyai koefisien uap yang negatif. Selain itu, waktu penyisipan seluruh batang kendali ke teras pada reaktor Chernobyl membutuhkan waktu terlalu lama (20 detik) dan parameter yang terkait dengan keselamatan pada saat pengoperasian darurat tidak ditampilkan pada layar CRT. Hal ini yang diperkirakan sebagai kontributor penyebab kecelakaan jika ditinjau dari sudut pandang perancangan reaktor. Pada tahun 1991, Asosiasi Keselamatan PLTN Evaluasi Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Uni Soviet mengeluarkan laporan yang menyebutkan bahwa salah satu faktor penting yang menjadi penyebab kecelakaan reaktor Chernobyl No.4 adalah adanya karakteristika RBMK yang disebut "positive scram" (merupakan kelemahan desain), yaitu pada waktu batang kendali disisipkan ke dalam teras bersamaan dengan itu masuk pula reaktivitas positif (seharusnya batang kendali membawa reaktivitas negatif) ke teras reaktor. Seperti ditunjukkan pada Gambar 10, di bawah batang kendali (antara ujung batang kendali dan blok grafit) terdapat ruang yang terisi dengan air (dibandingkan dengan grafit, air lebih menyerap neutron). Pada saat batang kendali akan masuk ke teras, air yang terdapat pada lokasi ruang tersebut menghilang (bergeser ke tempat lain) sehingga menimbulkan hilangnya penyerap neutron dan mengakibatkan reaktivitas positif. Setelah laporan ini dikeluarkan, banyak usulan penyempurnaan yang diajukan untuk mengatasi masalah "positive scram" ini, seperti yang diperlihatkan dalam Gambar 11. Adapun untuk kasus koefisien uap yang juga positif, usulan untuk menekan nilai postif tersebut adalah sebagai berikut: Jumlah batang kendali diperbanyak. Pengayaan U-235 dalam bahan bakar ditingkatkan hingga 2 2,4 %. Jumlah grafit yang ada dalam teras dikurangi (bentuk teras baru). Selain usulan di atas, untuk meningkatkan faktor keselamatan kecepatan penyisipan seluruh batang kendali ke dalam teras perlu ditambah. Usulan pengembangan untuk mempercepat waktu penyisipan batang kendali ditunjukkan pada Gambar 12. Semua usulan penyempurnaan ini oleh IAEA telah dipastikan dilaksanakan pada reaktor-reaktor RBMK di Uni Soviet. Selain itu, pada Oktober 1996 IAEA juga mensponsori pembentukan suatu Konvensi Internasional Keselamatan PLTN untuk meningkatkan aspek keselamatan dari PLTN di negara Uni Soviet dan Eropa-Timur. Setelah itu, Uni Soviet mendapat bantuan dari negara Barat, seperti Amerika, dalam mengatasi masalah darurat seperti penyusunan petunjuk operasional kedaruratan, perlengkapan displai parameter keselamatan pada monitor CRT, perlengkapan pemadam kebakaran dan pencegahan kebakaran (penggunaan bahan tahan api dsb.), pendidikan operator reaktor dan lain sebagainya. Sementara itu, Rusia sedang menyempurnakan desain reaktor tipe RBMK yang disebut sebagai MKER-800 (800 MWe), tetapi sampai saat ini belum ada rencana untuk membangun reaktor tipe ini. Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 4/17

5 TABEL DAN GAMBAR: Tabel 1. Daftar status pembangunan dan operasional reaktor RBMK Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 5/17

6 Tabel 2. Daftar parameter desain utama reaktor RBMK Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 6/17

7 Gambar 1. Deskripsi umum prinsip kerja reaktor RBMK Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 7/17

8 Gambar 2. Peta letak PLTN di negara Uni Soviet Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 8/17

9 Gambar 3. Tampang lintang bangunan reaktor RBMK-1000 Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 9/17

10 Gambar 4. Perangkat bahan bakar reaktor RBMK-1000 Gambar 5. Diagram aliran sistem pendingin reaktor RBMK-1000 Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 10/17

11 Gambar 6. Deskripsi aliran sistem pendingin reaktor dan pompa utama Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 11/17

12 Gambar 7. Deskripsi aliran pendingin reaktor pada kondisi operasi normal Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 12/17

13 Gambar 8. Sistem pendingin darurat reaktor RBMK-1000 Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 13/17

14 Gambar 9. Konsep sistem kompartemen lokalisasi kecelakaan Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 14/17

15 Gambar 10. Deskripsi tentang "positive scram" Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 15/17

16 Gambar 11. Penyempurnaan batang kendali untuk mengatasi "positive scram" Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 16/17

17 Gambar 12. Penyempurnaan batang kendali untuk mempercepat waktu masuk Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 17/17