REAKTOR AIR DIDIH (BOILING WATER REACTOR, BWR)

dokumen-dokumen yang mirip
REAKTOR AIR TEKAN (PRESSURIZED WATER REACTOR, PWR)

REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR)

REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK)

REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK)

REAKTOR PEMBIAK CEPAT

REAKTOR PENDINGIN GAS MAJU

REAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU)

TUGAS 2 MATA KULIAH DASAR KONVERSI ENERGI

BERBAGAI TIPE PEMBANGKIT LISTRIK TENAGANUKLIR

PEMBANGKIT PENGENALAN (PLTN) L STR KTENAGANUKLTR

REAKTOR AIR TEKAN TIPE RUSIA (VVER)

SYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK

REACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION

PENGENALAN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN)

Definisi PLTN. Komponen PLTN

2. Prinsip kerja dan Komponen Utama PLTN

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi

MAKALAH PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN)

Reactor Safety System and Safety Classification BAB I PENDAHULUAN

TUGAS MAKALAH PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN)

2. Reaktor cepat menjaga kesinambungan reaksi berantai tanpa memerlukan moderator neutron. 3. Reaktor subkritis menggunakan sumber neutron luar

ANALISIS DAN KRITERIA PENERIMAAN

PENGENALAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR

PARAMETER YANG DIPERTIMBANGKAN SEBAGAI KONDISI BATAS UNTUK OPERASI NORMAL

TUGAS. Di Susun Oleh: ADRIAN. Kelas : 3 IPA. Mengenai : PLTN

BAB I PENDAHULUAN. bising energi listrik juga memiliki efisiensi yang tinggi, yaitu 98%, Namun

BAB I PENDAHULUAN I. 1. Latar Belakang

RISET KEUTUHAN PENGUNGKUNG REAKTOR SAAT TERJADI KECELAKAAN PARAH

Aplikasi Sistem Keselamatan Pasif pada Reaktor Nuklir

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

Nomor 36, Tahun VII, April 2001

NUCLEAR CHEMISTRY & RADIOCHEMISTRY

Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR)

FAQ tentang Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN)

Makalah Fisika Modern. Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) Dosen pengampu : Dr.Parlindungan Sinaga, M.Si

BAB II LANDASAN TEORI. panas. Karena panas yang diperlukan untuk membuat uap air ini didapat dari hasil

PENCEGAHAN KEBAKARAN. Pencegahan Kebakaran dilakukan melalui upaya dalam mendesain gedung dan upaya Desain untuk pencegahan Kebakaran.

MODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN

DAFTAR STANDAR KOMPETENSI TENAGA TEKNIK KETENAGALISTRIKAN BIDANG PEMBANGKITAN TENAGA NUKLIR

CONTOH KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI. Kejadian Awal Terpostulasi. No. Kelompok Kejadian Kejadian Awal

LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA

STUDI TEKNO-EKONOMI REAKTOR MAJU APWR- MITSUBISHI

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR

EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR PADA KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP UTAMA

RISET PROSES PELELEHAN TERAS SAAT KECELAKAAN PARAH

ANALISIS DESAIN ECCS TERHADAP FREKUENSI KERUSAKAN TERAS PADA PWR

EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR AIR MENDIDIH (BWR) DALAM PENGAWASAN REAKTOR DAYA

MITIGASI DAMPAK KEBAKARAN

BAB 1 PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O

BAB III DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR PADA BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM

SISTEM DETEKSI DAN PEMADAMAN KEBAKARAN

KONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR TEKAN BERBAHAN BAKAR PLUTONIUM-URANIUM OKSIDA (MOX) DENGAN INTERVAL PENGISIAN BAHAN BAKAR PANJANG ASIH KANIASIH

Simposium Nasional Teknologi Terapan (SNTT) ISSN X STUDI LITERATUR PENGEMBANGAN NANOFLUIDA UNTUK APLIKASI PADA BIDANG TEKNIK DI INDONESIA

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang

Bab 2 PENDEKATAN TERHADAP PERTAHANAN BERLAPIS

KEPUTUSAN KEPALA. BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR : 01-P/Ka-BAPETEN/VI-99 TENTANG PEDOMAN PENENTUAN TAPAK REAKTOR NUKLIR

Asisten : Astari Rantiza/ Tanggal Praktikum : 24 Februari 2015

I. PENDAHULUAN. hampir 50 persen dari kebutuhan, terutama energi minyak dan gas bumi.

BAB III TEORI DASAR KONDENSOR

I. PENDAHULUAN. Telah dilakukan beberapa riset reaktor nuklir diantaranya di Serpong

BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang Masalah

STUDI UNJUK KERJA SISTEM PROTEKSI PADA PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR TIPE APR 1400

235 U + n 148 La + 85 Br + 3n

SISTEM mpower DAN PROSPEK PEMANFAATANNYA DI INDONESIA

KAJIAN PENERAPAN REAKTOR SMART DI INDONESIA

PENTINGNYA REAKTOR PEMBIAK CEPAT

MAKALAH FISIKA DAN KIMIA DASAR 2B DAMPAK MASALAH LINGKUNGAN LEDAKAN REAKTOR NUKLIR FUKUSHIMA

Reaktor Nuklir dan PLTN BAB I PENDAHULUAN

KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA

PENGUJIAN KEANDALAN PEMBANGKIT UAP

PENGOLAHAN AIR SUNGAI UNTUK BOILER

JURUSAN TEKNIK ELEKTRO KONSENTRASI TEKNIK ELEKTRONIKA FAKULTAS TEKNOLOGI INDUSTRI UNIVERSITAS GUNADARMA

RESUME PENGAWASAN K3 PESAWAT UAP DAN BEJANA TEKAN

TINJAUAN SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA TIPE PWR

LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA

MODUL 3 TEKNIK TENAGA LISTRIK PRODUKSI ENERGI LISTRIK (1)

BAB III DASAR TEORI SISTEM PLTU

FORMAT DAN ISI LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR NONDAYA. I. Kerangka Format Laporan Analisis Keselamatan Reaktor Nondaya

GLOSSARY STANDAR KOMPETENSI TENAGA TEKNIK KETENAGALISTRIKAN BIDANG PEMBANGKITAN ENERGI BARU DAN TERBARUKAN

BAB I PENDAHULUAN. digunakan di Indonesia dalam berbagai bidang, diantaranya untuk pembangkit

BAB II TINJAUAN PUSTAKA

Dr.Ir. Mohammad Dhandhang Purwadi Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

EVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN.

II. TINJAUAN PUSTAKA. mekanisme yang banyak digunakan untuk menghasilkan energi nuklir melalui

RISET KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR PADA SAAT REAKTOR MENGALAMI FLUKTUASI DAYA

BAB I PENDAHULUAN. Semakin maraknya krisis energi yang disebabkan oleh menipisnya

APA YANG SALAH? Kasus Sejarah Malapetaka Pabrik Proses EDISI KEEMPAT

I. PENDAHULUAN. penduduk dunia yaitu sekitar 7 miliar pada tahun 2011 (Worldometers, 2012),

PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2009 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI DAN PROSEDUR OPERASI REAKTOR DAYA

II. TINJAUAN PUSTAKA

2011, No BAB I KETENTUAN UMUM Pasal 1 Dalam Peraturan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir ini, yang dimaksud dengan: 1. Reaktor nondaya adalah r

Gbr. 2.1 Pusat Listrik Tenaga Gas dan Uap (PLTGU)

KRITERIA PENERIMAAN UNTUK KECELAKAAN INSERSI REAKTIVITAS PADA REAKTOR DAYA

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR... TAHUN... TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

Transkripsi:

REAKTOR AIR DIDIH (BOILING WATER REACTOR, BWR) RINGKASAN Reaktor Air Didih adalah salah satu tipe reaktor nuklir yang digunakan dalam Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Reaktor tipe ini menggunakan air (H 2 O) 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+. URAIAN 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. 1. Karakteristika Reaktor Air Didih 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.

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. 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 (Gambar 4). 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 tak dapat dimasukkan ke teras reaktor dan 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. 1.3 Pengendalian daya reactor Reaktor air didih beroperasi pada tekanan 70 kg/cm 2. 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. 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. 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) seperti terlihat pada Gambar 5-1 dan 5-2 bekerja. 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 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. 2. Tipe/jenis reaktor air didih Parameter utama dari reaktor air didih diperlihatkan pada Tabel 1, bentuk modifikasi bahan bakar domestik pada Tabel 2, dan deskripsi bejana reaktor pada Gambar 6. Reaktor air didih yang beroperasi pada saat ini (di Jepang) dapat digolongkan menjadi

dua tipe, yaitu Reaktor Air Didih Termodifikasi (Modified BWR) dan Reaktor Air Didih Maju (Advanced Boiling Water Reactor, ABWR). Reaktor air didih pertama yang beroperasi secara komersial di Amerika adalah reaktor Dresden 1 (dioperasikan pada Juli 1967), reaktor air didih tipe ini disebut sebagai BWR-I. BWR-I mempunyai sistem pendinginan dua siklus, mirip seperti reaktor air tekan (Pressurized Water Reactor, PWR). Sistem bejana reaktor menganut konsep bentuk kering (dry sump). Pada BWR-II, teras reaktor diperkecil dan rapat daya direndahkan. Drum uap dimasukkan ke dalam bejana reaktor sehingga terbentuk satu siklus yang lebih sederhana. Selain itu sistem pendinginan darurat (ECCS) dibuat berlapis, dan ruang dalam bejana reaktor dijadikan sebagai kolam supressi. Tipe reaktor air didih kompak inilah yang menjadi representasi reaktor air didih. Perbedaan pokok antara reaktor air didih tipe BWR dan ABWR diperlihatkan pada Tabel 3. Gambar 7 memperlihatkan bentuk detail dari pompa pendingin utama dan pompa resirkulasi/jet. Penggerak batang kendali yang terdiri dari penggerak hidrolik dan elektrik diperlihatkan dalam Gambar 8. Konstruksi tulang besi dan struktur beton dari bejana tekan diperlihatkan pada Gambar 9. Reaktor air didih tipe ABWR pertama beroperasi di dunia adalah di Jepang dengan daya 1356 MWth (gross power). Daftar Tabel dan Gambar Tabel 1.

Tabel 2

Tabel 7

Gambar 1

Gambar 2

Gambar 3

Gambar 4

Gambar 5-1

Gmbar 5-2

Gambar 10

Gambar 7

Gambar 8

Gambar 9 Sumber : www.batan.go.id