Reaktor air mendidih: Perbedaan antara revisi
Konten dihapus Konten ditambahkan
k bot Mengubah: it:Reattore nucleare ad acqua bollente |
k membetulkan ejaan |
||
| (32 revisi perantara oleh 18 pengguna tidak ditampilkan) | |||
Baris 1:
Desain pabrik ABWR standar memiliki output listrik bersih sekitar 1,35 GW (3,926 GW tenaga panas). Sedangkan BWR sekitar 1,1 GW (3,293 GW tenaga panas).
▲Pada '''reaktor air didih''' ([[Bahasa Inggris]]: ''boiling water reactor'' disingkat '''BWR'''), air ringan (H2O) memainkan peranan yang penting baik sebagai moderator maupun sebagai pendingin. Sebagian dari air ringan tersebut mendidih di dalam bejana tekan, menghasilkan campuran air dan uap yang keluar dari teras reaktor. Uap yang dihasilkan langsung masuk ke dalam turbin, oleh karena itulah air di dalam uap harus dipisahkan (air di dalam uap dapat merusak sudu-sudu turbin). Uap yang keluar dari turbin dikondensasikan di dalam kondenser dan diumpankan kembali ke dalam reaktor setelah dipanaskan. Air yang tidak diuapkan di dalam bejana reaktor terakumulasi di bagian bawah bejana dan bercampur dengan air umpan yang dipompa balik.
== Deskripsi ==
[[Kategori:Reaktor nuklir]]▼
Reaktor air mendidih adalah salah satu tipe reaktor nuklir yang digunakan dalam Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Reaktor tipe ini menggunakan air (H2O) sebagai pendingin dan moderator. Moderator adalah medium untuk memperlambat kecepatan partikel neutron cepat. Air pendingin digunakan untuk mengambil panas yang dihasilkan dalam teras reaktor (reactor core) sehingga temperatur air akan naik. Temperatur air dibiarkan meningkat hingga mencapai titik didih. Uap yang dihasilkan pada proses pendidihan air kemudian disalurkan untuk memutar turbin yang terhubung dengan generator listrik. Dalam reaktor tipe ini, uap yang terbentuk akan menyebabkan reaktivitas reaktor menjadi negatif. Reaktivitas negatif dapat menahan kenaikan daya reaktor, sehingga penambahan reaktivitas (penaikan daya reaktor) dapat dikendalikan secara stabil dengan batang kendali. Pada saat ini reaktor air mendidih telah banyak dioperasikan, bahkan modifikasi dari tipe reaktor ini yang disebut reaktor air mendidih maju (Advanced Boiling Water Reactor, ABWR) juga sudah mulai dioperasikan di beberapa negara maju. Keberadaan reaktor air mendidih maju, pengembangan reaktor air mendidih kompak (Simplified Boiling Water Reactor, SBWR) oleh General Electric, Amerika Serikat menjadi terhenti. Pengembangan reaktor air mendidih tidak berhenti sampai di sini. Perusahaan ABB-Atom sedang mengembangkan suatu reaktor air mendidih yang mempunyai keselamatan dan efisiensi ekonomi yang tinggi dengan kode BWR90+.
Reaktor nuklir tipe reaktor air mendidih pertama kali dikembangkan oleh perusahaan General Electric, Amerika Serikat. PLTN Dresden 1 dengan daya 200 MWe (Megawatt electric) merupakan PLTN dengan reaktor air mendidih 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.
=== Karakteristik ===
==== Konstruksi dasar ====
Bentuk konstruksi dari reaktor air mendidih secara umum diperlihatkan pada Gambar 1. Pada reaktor air mendidih, 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.
==== Konstruksi bejana tekan reaktor ====
Konstruksi utama bejana tekan reaktor untuk Reaktor air mendidih 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.
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 hidraulis. 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.
=== Pengendalian daya reaktor ===
Reaktor air mendidih beroperasi pada tekanan 70 kg/cm2. Air pendingin mendidih dan menghasilkan uap di dalam bejana reaktor. Air dalam kondisi uap dan cair disirkulasikan kembali ke teras reaktor dengan menggunakan pompa sirkulasi. Dengan mengatur aliran resirkulasi, reaktivitas reaktor, yang berarti juga daya reaktor, dapat dinaik-turunkan atau dikendalikan. Ini adalah salah satu cara pengendalian reaktor air mendidih 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 mendidih, 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 mendidih, 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.
=== 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.
== Lihat pula ==
* [[Reaktor nuklir]]
* [[Reaktor air didih lanjut]]
* [[Reaktor air bertekanan]]
== Referensi ==
{{reflist}}
{{Commonscat}}
* [http://www.nrc.gov/reactors/bwrs.html Boiling Water Reactors, US Nuclear Regulatory Commission]
* [http://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/teachers/03.pdf BWR systems overview.] Shows Mark I/II/III containment and shows BWR6 components.
* [http://www.ftj.agh.edu.pl/~cetnar/ABWR/Advanced%20BWR%20General%20Description.pdf Advanced BWR General Description] (table of contents, with active links to text).
* {{wayback|url=http://www.nuc.berkeley.edu/designs/abwr/abwr.html|date=20080616103454|title=Technical details and features of Advanced BWRs}}
* {{cite book
|last1 = Choppin
|first1 = Gregory R.
|last2 = Liljenzin
|first2 = Jan-Olov
|last3 = Rydberg
|first3 = Jan
|title = Radiochemistry and Nuclear Chemistry
|url = http://jol.liljenzin.se/BOOK.HTM
|chapter = Chapter 20: Nuclear Power Reactors
|chapterurl = http://jol.liljenzin.se/KAPITEL/CH20NY3.PDF
|publisher = [[Butterworth-Heinemann]]
|year = 2002
|isbn = 978-0-7506-7463-8
}} Describes various reactor types.
* GE BWR/4 technical specifications: [http://www.nrc.gov/reactors/operating/licensing/techspecs/techspecs-pdf/bwr4-specs.pdf Safety rules], [http://www.nrc.gov/reactors/operating/licensing/techspecs/techspecs-pdf/bwr4-bases.pdf Rational for safety rules].
* GE BWR/6 technical specifications: [http://www.nrc.gov/reactors/operating/licensing/techspecs/techspecs-pdf/bwr6-specs.pdf Safety rules], [http://www.nrc.gov/reactors/operating/licensing/techspecs/techspecs-pdf/bwr6-bases.pdf Rational for safety rules].
* [http://www.nucleartourist.com/ The Nuclear Tourist website]
▲[[Kategori:Reaktor nuklir]]
| |||