REAKTOR PENDINGIN GAS MAJU

dokumen-dokumen yang mirip
REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR)

BERBAGAI TIPE PEMBANGKIT LISTRIK TENAGANUKLIR

REAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU)

REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK)

REAKTOR PEMBIAK CEPAT

REAKTOR AIR DIDIH (BOILING WATER REACTOR, BWR)

REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK)

TUGAS 2 MATA KULIAH DASAR KONVERSI ENERGI

Definisi PLTN. Komponen PLTN

PEMBANGKIT PENGENALAN (PLTN) L STR KTENAGANUKLTR

PENGENALAN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN)

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK

PENGENALAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR

SYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA

2. Prinsip kerja dan Komponen Utama PLTN

NUCLEAR CHEMISTRY & RADIOCHEMISTRY

BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi

REAKTOR AIR TEKAN (PRESSURIZED WATER REACTOR, PWR)

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

MAKALAH PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN)

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

Nomor 36, Tahun VII, April 2001

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

RISET PROSES PELELEHAN TERAS SAAT KECELAKAAN PARAH

FAQ tentang Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN)

TUGAS MAKALAH PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN)

Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR)

PARAMETER YANG DIPERTIMBANGKAN SEBAGAI KONDISI BATAS UNTUK OPERASI NORMAL

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

REAKTOR AIR TEKAN TIPE RUSIA (VVER)

KONSEP DAN TUJUAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR

BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang Masalah

PENGUJIAN KEANDALAN PEMBANGKIT UAP

REACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION

ANALISIS DAN KRITERIA PENERIMAAN

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

KESELAMATAN STRATEGI PENYIMPANAN LIMBAH TINGKAT TINGGI

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

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

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

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang

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

Reactor Safety System and Safety Classification BAB I PENDAHULUAN

PENTINGNYA REAKTOR PEMBIAK CEPAT

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN. I.1. Latar Belakang

RISET KARAKTERISTIK RADIASI PADA PELET BAHAN BAKAR

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

MODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN

SISTEM KESELAMATAN REAKTOR CANDU DALAM PENANGGULANGAN KECELAKAAN PARAH

BAB I PENDAHULUAN. Universitas Indonesia. Pengaruh pengelasan..., RR. Reni Indraswari, FT UI, 2010.

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

BAB I PENDAHULUAN I. 1. Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN di Bandung dan Reaktor Kartini yang berada di Yogyakarta. Ketiga reaktor

EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR PADA KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP UTAMA

ANALISIS VISUAL PENDINGINAN ALIRAN DUA FASA MENGGUNAKAN KAMERA KECEPATAN TINGGI ABSTRAK ABSTRACT

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

LAMPIRAN FAKTOR-FAKTOR YANG HARUS DIPERTIMBANGKAN UNTUK MENETAPKAN KONDISI-KONDISI BATAS UNTUK OPERASI YANG AMAN

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

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

RISET KEUTUHAN PENGUNGKUNG REAKTOR SAAT TERJADI KECELAKAAN PARAH

Gambar 3.1 Diagram alir penelitian

RISET KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR PADA SAAT REAKTOR MENGALAMI FLUKTUASI DAYA

MODEL REAKTOR PEMBIAK CEPAT

STUDI TEKNO-EKONOMI REAKTOR MAJU APWR- MITSUBISHI

PEMODELAN SISTEM TUNGKU AUTOCLAVE ME-24

1 BAB I BAB I PENDAHULUAN

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

BAB III TEORI DASAR KONDENSOR

KONVERSI ENERGI PANAS BUMI HASBULLAH, MT

BAB I PENDAHULUAN. Gambar 1.1 Skema pressurized water reactor ( September 2015)

PROSES PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF

Gambar 3.1. Plastik LDPE ukuran 5x5 cm

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

Gambar 3.1 Diagram alir penelitian 16

BAB I PENDAHULUAN I.1 Latar Belakang

LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 4 TAHUN 2014 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI INSTALASI NUKLIR NONREAKTOR

PERHITUNGAN REAKTIVITAS UMPAN BALIK AKIBAT KOMPAKSI BAHAN BAKAR DAN KEBOCORAN YANG DISEBABKAN OLEH GEMPA PADA HTR-10 DENGAN CODE MVP

Waste Acceptance Criteria (Per 26 Feb 2016)

SISTEM mpower DAN PROSPEK PEMANFAATANNYA DI INDONESIA

ANALISIS PERFORMA UNTUK SISTEM TURBIN DAN KOMPRESOR. Oleh Sri Sudadiyo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN

BAB I PENDAHULUAN. Indonesia merupakan salah satu negara di dunia yang kaya akan energi panas bumi.

LINGKUP KESELAMATAN NUKLIR DI SUATU NEGARA YANG MEMILIKI FASILITAS NUKLIR

MITIGASI DAMPAK KEBAKARAN

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

BAB 4 ANALISA KONDISI MESIN

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

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

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

Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 )

Prinsip Dasar Pengelolaan Limbah Radioaktif. Djarot S. Wisnubroto

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

ASPEK KESELAMATAN TERHADAP BAHAYA RADIASI NUKLIR, LIMBAH RADIOAKTIF DAN BENCANA GEMPA PADA PLTN DI INDONESIA SKRIPSI

BAB I PENDAHULUAN. Latar Belakang

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

PERTIMBANGAN DALAM PERANCANGAN PENYIMPANAN BAHAN BAKAR BEKAS SECARA KERING. Dewi Susilowati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

MODUL 3 TEKNIK TENAGA LISTRIK PRODUKSI ENERGI LISTRIK (1)

PEMBUATAN SAMPEL INTI ELEMEN BAKAR U 3 Si 2 -Al

BAB I PENDAHULUAN. Salah satu pemanfaatan tenaga nuklir dalam bidang energi adalah

Transkripsi:

REAKTOR PENDINGIN GAS MAJU RINGKASAN Reaktor Pendingin Gas Maju (Advanced Gas-cooled Reactor, AGR) adalah reaktor berbahan bakar uranium dengan pengkayaan rendah, moderator grafit dan pendingin gas yang merupakan pengembangan dari GCR Magnox Inggris generasi kedua dengan tujuan utama peningkatan efisiensi ekonomi. Tujuan pengembangan AGR adalah peningkatan efisiensi termal reaktor, karena itu sebagai bahan bakar digunakan uranium dioksida dengan pengkayaan rendah, sebagai bahan pembungkusnya digunakan stainless steel. Bentuk batang bahan bakar adalah pin yang disatukan dalam bentuk kluster. Bejana reaktor dibuat lebih kompak dan didalam bejana dimasukkan pembangkit uap yang kompak sehingga bentuk reaktor keseluruhan menjadi modular. Dari unjuk kerja, terlihat jelas bahwa AGR adalah pengembangan lanjut dari reaktor Magnox. Di Inggris terdapat 14 buah AGR yang telah dibangun dan beroperasi dengan kontribusi daya 9240 MWe, tetapi setelah tahun 1980 tidak ada rencana pembangunan lagi. URAIAN 1. Dari Magnox ke AGR Reaktor Pendingin Gas Maju (Advanced Gas-cooled Reactor, AGR) adalah pengembangan lanjut dari reaktor Magnox Calder Hall-Inggris. Sebagai PLTN, terdapat 14 buah yang telah dibangun dan dioperasikan (lihat Tabel 1). PLTN tipe AGR hanya dimiliki oleh Inggris, dan sampai saat ini tidak ada kelanjutan mengenai pembangunannya. Reaktor prototipe AGR Winscale 36 MWe (masa operasi Feb 1963 sampai dengan April 1981) saat ini sedang dibongkar. Di Inggris pengembangan PLTN diarahkan kepada PLTN dengan pendingin gas dan moderator grafit. Pertama yang dikembangkan adalah reaktor Magnox dengan bahan bakar uranium alam. Pada tahun 1950, Inggris belum memiliki instalasi pengkayaan uranium dan instalasi pengkayaan air berat, oleh karena itu dapat dimaklumi mengapa yang menjadi perhatian dalam pengembangan PLTN adalah tipe Magnox yang berbahan bakar uranium alam. Nama reaktor Magnox berasal dari logam kelongsong yang digunakan untuk membungkus uranium metal sebagai bahan bakarnya. Reaktor ini menggunakan bahan moderator grafit yang memungkinkan penggunaan bahan bakar uranium alam. Sebenarnya dengan kerapatan daya rendah yang menjadikan teras reaktor menjadi besar, temperatur gas pendingin karbondioksida keluar teras sebesar 390 o C dan efisiensi termal sekitar 30 % membuat reaktor tipe Magnox ini tidak begitu istimewa. Apalagi jika dilihat derajat bakar yang hanya mencapai 5000 MWd/t, secara ekonomi dapat dikatakan kurang bagus. Oleh karena beberapa kelemahan reaktor tipe Magnox, maka setelah keberhasilan pengoperasian PLTN Magnox Winscale pada tahun 1963, Inggris pada tahun 1964 mencanangkan kelanjutan pengembangan dari PLTN berpendingin gas yang disebut Reaktor Pendingin Gas Maju (Advanced Gas-cooled Reactor, AGR) sebagai PLTN yang akan dibangun berikutnya. PLTN tipe AGR adalah PLTN yang mirip Magnox, tetapi sebagai bahan bakar digunakan uranium diperkaya dengan pengkayaan rendah, dan kerapatan daya serta efisiensi termal ditingkatkan. 2. Unjuk kerja AGR Beberapa peningkatan unjuk kerja AGR dapat dilihat dalam diskripsi pada Gambar 1. Reaktor AGR mengalami perbaikan dalam efisiensi termal. Faktor yang dapat mewujudkan pengingkatan efisiensi termal ini adalah kompaksi ukuran bejana tekan dan perubahan bahan bakar yang berorientasi pada kompaksi komponen (seperti bahan bakar dibentuk menjadi kluster, ukuran diciutkan, digunakan uranium dioksida pengkayaan rendah sebagai bahan bakar). Selain faktor ini, sistem juga mengalami peningkatan, karena adanya perbaikan kondensor pada turbin pembangkit listrik dengan cara memperkecil ukurannya tetapi meningkatkan kapasitasnya. Bahan pin atau batang bahan bakar terbuat dari uranium dalam bentuk keramik yang mempunyai titik leleh tinggi (800 o C). Kelongsong terbuat dari stainless-steel. Batang bahan bakar dengan panjang 1 meter dan berjumlah 36 batang diuntai dalam bentuk kluster dan dimasukkan ke dalam pipa tekan yang di dalamnya dilapisi grafit. Kluster bahan bakar (atau disebut sebagai elemen bahan bakar) sebanyak 8 buah disusun secara vertikal dalam kanal bahan bakar. Dengan konstruksi yang telah diuraikan di atas, pendingin reaktor yang berupa gas karbondioksida temperaturnya Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 1/12

dapat mencapai 635 o C pada saat keluar dari reaktor, dan efisiensi termal mencapai 42 %, seperti ditunjukkan oleh kinerja PLTN terbaru Torness. Pengkayaan bahan bakar 2,6 3,3 %. Dalam teras reaktor, kluster bahan bakar dengan pengkayaan uranium berbeda didistribusikan dari tengah hingga ke sisi luar teras. Dengan susunan seperti ini, derajat bakar dari bahan bakar yang telah dipakai dapat mencapai 24000 MWd/t. Rapat daya mencapai 2,76 kw/liter (PLTN tipe Magnox hanya 0,8 kw/liter). Jadi PLTN tipe AGR ini telah mengalami beberapa peningkatan yang cukup signifikan dibandingkan dengan PLTN tipe Magnox. Keistimewaan lain adalah selama reaktor beroperasi penggantian bahan bakar dapat dilakukan dari bagian atas teras. Dengan penyempurnaan ini maka reaktor berpendingin gas ini dikatakan sebagai tipe lanjut dari reaktor pendingin gas (Advance type of Gascooled Reactor, disingkat Advanced Gas-cooled Reactor, AGR). 3. Perkembangan PLTN tipe AGR Dalam pembangunan PLTN tipe AGR, satu pembangkit listrik terdiri dari dua unit reaktor, masing-masing mempunyai daya 650 MWe. PLTN tipe AGR yang pertama kali dibangun adalah PLTN Dungeness B pada tahun 1966, dilanjutkan dengan PLTN Hinkly point B pada tahun 1967. Walaupun PLTN Dungeness B adalah PLTN AGR yang pertama dibangun, tetapi karena adanya persoalan-persoalan di lapangan yang mengharuskan adanya perubahan disain agar dapat memenuhi persyartan keselamatan, maka awal pengoperasiannya baru dapat dimulai pada tahun 1980. PLTN AGR Hinkly Point telah mulai dioperasikan lebih dahulu (tahun 1976) dari pada PLTN Dungeness. Perkembangan selanjutnya, berdasarkan pada PLTN AGR Hinkly Point B dibangun PLTN Hunterston dan mulai dioperasikan pada tahun 1976. Setelah tahun 1980 dibangun tiga PLTN, yaitu Hartlepool, Heysham A, dan B. Setelah beroperasinya PLTN AGR yang terakhir (PLTN Torness) pada tahun 1989 tidak ada lagi rencana pembangunan PLTN tipe AGR. Dari 14 reaktor pada 7 buah PLTN tipe AGR yang telah dibangun dihasilkan daya 9240 MWe, seperti terlihat pada Tabel 1. Parameter utama yang berkaitan dengan reaktor Torness ke-2 diperlihatkan pada Tabel 2. Kelanjutan dari reaktor AGR di Inggris adalah Reaktor Air Berat Pembangkit Uap (Steam Generated Heavy Water Reactor, SGHWR). Reaktor tipe SGHWR yang berhasil dibangun dan dioperasikan adalah reaktor model Winfrith 102 MWe. Reaktor ini berhasil diwujudkan, tetapi karena dari sudut ekonomi dipandang kurang baik, maka PLTN tipe ini tidak muncul. Akhirnya Inggris memutuskan PLTN tipe reaktor air tekan sebagai PLTN lanjutan yang akan dibangun. PLTN reaktor air tekan (PWR) pertama yang dibangun adalah Sizewell B 1258 MWe yang akhirnya mulai beroperasi pada tahun 1995. Setelah ini tidak ada lagi rencana pembangunan PLTN di Inggris, dan berhenti pada posisi/status 1 buah PLTN tipe reaktor air tekan. Sumbangan daya dari PLTN AGR sebesar 9240 MWe adalah cukup besar. Faktor utilitas rata-rata pada tahun 1991 belum memadai, tetapi setelah tahun 1993 berubah menjadi 60 %. 4. Konstruksi AGR Dari sejarah perkembangan AGR, PLTN Hinkley Ponit dapat dijadikan sebagai wakil utama konstruksi disain PLTN AGR. Parameter disain dari reaktor ini ditunjukkan pada Tabel 3, sedangkan konstruksi reaktor diperlihatkan dalam Gambar 3. Konstruksi teras grafit dan bentuk elemen bahan bakar ditunjukkan pada Gambar 4 dan 5. Gambar 6 memperlihatkan aliran pendingin reaktor. 1. Konstruksi reaktor AGR Konstruksi bejana reaktor PLTN tipe AGR telah dibuat modular terintegrasi. Dalam bentuk modular ini, teras reaktor, gas pendingin karbondioksida dengan tekanan 40 atm, 8 buah pompa resirkulasi dan 8 buah perangkat pembangkit uap sebagai satu kesatuan diletakkan dalam bejana reaktor yang terbuat dari beton pratekan yang dilengkapi dengan penguat (liner) baja. Konstruksi ini menguntungkan karena tidak ada pipa penyalur pendingin di luar bejana tekan reaktor, sehingga tidak perlu memikirkan kemungkinan adanya kebocoran gas pendingin dalam pipa saluran. Gas pendingin bertekanan 42,4 kgf/cm 2 masuk ke reaktor dengan temperatur 292 o C dan keluar dari reaktor dengan temperatur 634 o C. Pada pembangkit uap, terdapat perangkat penguap dan pengeringnya yang digabung jadi satu kesatuan sehingga aliran fluida menjadi bagus (laminar) dan konstruksinya sederhana. Uap yang dihasilkan mempunyai temperatur 498 o C, tekanan 131,7 kgf/cm 2 dan kapasitas pembangkitan uap kering 1435 ton/jam. Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 2/12

Keuntungan lain dari reaktor AGR adalah limbah radioaktif cair dan padat yang dihasilkan sedikit, karena pendingin reaktor berupa gas. Pada reaktor ini terdapat pengolahan (oksidator) gas karbon mono-oksida yang dihasilkan dari reaksi antara gas pendingin karbondioksida dengan moderator grafit. Dalam gas pendingin terkandung zat radioaktif argon-41 dan partikulat, tetapi dengan konsentarsi yang kecil. 2. Teras dan bahan bakar AGR Teras reaktor terdiri dari tumpukan blok grafit, dimana terdapat lubang untuk menempatkan bahan bakar (kanal bahan bakar). Kanal batang kendali berada di ruang kosong sekitar blok grafit tempat kanal bahan bakar berada. Batang kendali disisipkan masuk dari atas ke dalam teras reaktor. Dalam sebuah kanal bahan bakar terdapat 8 buah elemen bahan bakar yang disusun vertikal, masing-masing elemen bahan bakar mempunyai panjang 1 meter. Sebuah elemen bahan bakar tersusun dari 36 batang (pin) bahan bakar yang tersusun membentuk kluster dengan diameter kira-kira 19 cm. kluster ini kemudian dibungkus dengan tabung yang dilapisi grafit. Konstruksi batang bahan bakar adalah bahan bakar uranium dioksida dalam bentuk pil yang berlubang tengah (diameter dalam 5,1 mm) dimasukkan ke dalam kelongsong stainless steel dengan diameter luar 14,5 mm. Panjang/tinggi efektif teras reaktor 8,3 m dan diameternya 9,3 m. Gas karbon dioksida pendingin reaktor mengalir dari bawah menuju atas batang bahan bakar sepanjang kanal bahan bakar. Sebelum dialirkan melalui kanal bahan bakar gas pendingin terlebih dahulu dialirkan dari atas ke bawah melalui blok grafit untuk mendinginkan moderator grafit. 6. Keselamatan AGR Reaktor AGR menggunakan gas sebagai pendingin, oleh karena itu tidak ada fenomena kecelakaan akibat kehilangan pendingin. Dengan demikian pada saat terjadi kecelakaan parah tekanan gas pendingin reaktor hanya turun sampai pada orde tekanan atmosfir, karena itu temperatur dan aliran gas tidak mengalami perubahan. Dengan kondisi tekanan pendingin reaktor atmosferik (sekitar satu atmosfir), panas sisa pada bahan bakar 2,5 % dari total pembangkitan panas dan pompa/kipas resirkulasi pendingin tetap bekerja, maka kemungkinan terjadinya problem dalam pengambilan panas tidak akan terjadi. Walaupun demikian untuk menjaga agar tekanan gas pendingin reaktor tidak turun secara drastis (tekanan gas pendingin turun, efektivitas pendinginan juga turun), maka disediakan fasilitas injeksi gas karbondioksida. Sebagian besar teras reaktor tersusun dari blok grafit yang mempunyai sifat kapasitas panas tinggi, karena itu jika di dalam teras terjadi anomali, maka anomali tersebut tidak akan menaik turunkan temperatur dengan drastis. Kondisi ini meningkatkan tingkat keamanan reaktor. Bahan pendingin reaktor AGR adalah gas karbondioksida yang tidak reaktif dan jika terjadi perubahan fasa tidak menimbulkan api sehingga tidak ada reaksi eksotermis yang akan timbul di bahan bakar maupun kelongsongnya. Terutama jika seandainya terjadi kecelakaan yang sangat parah bahkan ditambah lagi dengan adanya bahan bakar yang meleleh, maka kondisi ini tetap saja tidak perlu dikuatirkan akan membuat temperatur gas pendingin meningkat dengan tajam. Reaktor tipe AGR dapat dimuati bahan bakar baru pada saat reaktor beroperasi, karena itu tidak perlu mempunyai reaktivitas berlebih yang tinggi. Kondisi ini akan menurunkan risiko terjadinya kecelakaan reaktivitas. Jika temperatur teras meningkat secara perlahan, maka moderator grafit akan mempunyai reaktivitas sedikit positip. Tetapi secara bersamaan terjadi efek Doppler pada bahan bakar yang akan membawa reaktivitas negatif cukup besar, dengan demikian rektivitas positip dari grafit dapat dan cukup dikompensasi dengan reaktivitas negatip dari bahan bakar. Kondisi ini meningkatkan kselamatan dan keamanan operasi reaktor tipe AGR. 6. Lain-lain Bahan bakar bekas dari reaktor tipe AGR mempunyai kandungan plutonium (Pu) sekitar 0,8 %. Pada reaktor tipe Magnox, bahan bakar bekas diproses ulang di Inggris, hal ini disebabkan bahan kelongsong dan bahan bakar tidak stabil untuk waktu lama. Pada bahan bakar bekas reaktor tipe AGR tidak harus dilakukan proses olah ulang dengan segera karena itu tidak perlu fasilitas pemrosesan ulang. Di negara Inggris, plutonium dari bahan bakar bekas yang telah diproses ulang, sampai sekarang belum ada rencana jelas tentang penggunaannya dalam reaktor pembangkit listrik (PLTN). Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 3/12

TABEL DAN GAMBAR: Tabel 1. PLTN pendingin gas maju (AGR) Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 4/12

Tabel 2. Parameter utama dari PLTN Torness No. 2 Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 5/12

Tabel 3. Parameter utama dari PLTN Hinkley point B Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 6/12

Gambar 1. Penyempurnaan unjuk kerja AGR pada tahun 1960 Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 7/12

Gambar 2. Diskripsi perbandingan PLTN Magnox 300 MWe dan AGR 600 Mwe Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 8/12

Gambar 3. Konstruksi keseluruhan reaktor dari Hinkley point B Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 9/12

Gambar 4. Konstruksi blok grafit dari Hinkley point B Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 10/12

Gambar 5. Konstruksi elemen bahan bakar PLTN Hinkley point B Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 11/12

Gambar 6. Diskripsi aliran pendingin reaktor pada PLTN AGR Hinkley point B Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN - 12/12