Reaktor nuklir: Perbedaan antara revisi
Konten dihapus Konten ditambahkan
k ejaan, replaced: praktek → praktik |
k Robot: Perubahan kosmetika |
||
Baris 1:
[[Berkas:Crocus-p1020491.jpg|thumb|250px|Teras sebuah reaktor kecil yang digunakan untuk penelitian.]]
[[
'''Reaktor nuklir''' adalah suatu tempat atau perangkat yang digunakan untuk membuat, mengatur, dan menjaga kesinambungan [[reaksi nuklir]] berantai pada laju yang tetap. Berbeda dengan [[bom nuklir]], yang reaksi berantainya terjadi pada orde pecahan detik dan tidak terkontrol.
Baris 25:
== Sejarah ==
[[Berkas:Fermi-Szilard Neutronic Reactor - Figure 38.png|right|200px|thumb|Gambar dari paten "reaktor neutron" Fermi-Szilárd.]]
[[
[[
Meskipun umat manusia telah menguasai daya nuklir baru-baru ini, reaktor nuklir yang pertama muncul dikendalikan oleh alam. Lima belas reaktor fisi nuklir alami telah ditemukan di tambang [[Oklo]], [[Gabon]], [[West Africa]]. Pertama ditemukan pada tahun 1972 oleh ahli fisika Perancis [[Francis Perrin]]. Reaktor alami ini dikenal dengan sebutan [[Reaktor fissi nuklir alami|Reaktor Fossil Oklo]]. Reaktor-reaktor ini diperkirakan aktif selama 150 juta tahun, dengan daya keluaran rata-rata 100 kW. Bintang-bintang juga mengandalkan fusi nuklir guna membangkitkan panas, cahaya dan radiasi lainnya. Konsep reaktor nuklir alami diajukan pertama kali oleh [[Paul Kuroda]] pada tahun [[1956]] saat di [[Universitas Arkansas]] <ref name="OCRWM">{{cite web|title=Oklo: Natural Nuclear Reactors|work=Office of Civilian Radioactive Waste Management|url=http://www.ocrwm.doe.gov/factsheets/doeymp0010.shtml|accessdate=June 28|accessyear=2006}}</ref>.
Baris 50:
Pada 22 September [[2005]] telah diumumkan dua lokasi baru di Amerika Serikat yang telah dipilih sebagai lokasi PLTN.
== Proses Kerja Pusat Listrik Tenaga Nuklir ==
Proses kerja PLTN sebenarnya hampir sama dengan proses kerja pembangkit listrik konvensional seperti pembangkit listrik tenaga uap (PLTU), yang umumnya sudah dikenal secara luas. Yang membedakan antara dua jenis pembangkit listrik itu adalah sumber panas yang digunakan. PLTN mendapatkan suplai panas dari reaksi nuklir, sedang PLTU mendapatkan suplai panas dari pembakaran bahan bakar fosil seperti batubara atau minyak bumi.
Reaktor daya dirancang untuk memproduksi energi listrik melalui PLTN. Reaktor daya hanya memanfaatkan energi panas yang timbul dari reaksi fisi, sedang kelebihan neutron dalam teras reaktor akan dibuang atau diserap menggunakan batang kendali. Karena memanfaatkan panas hasil fisi, maka reaktor daya dirancang berdaya thermal tinggi dari orde ratusan hingga ribuan MW. Proses pemanfaatan panas hasil fisi untuk menghasilkan energi listrik di dalam PLTN adalah sebagai berikut :
# Bahan bakar nuklir melakukan reaksi fisi sehingga dilepaskan energi dalam bentuk panas yang sangat besar.
# Panas hasil reaksi nuklir tersebut dimanfaatkan untuk menguapkan air pendingin, bisa pendingin primer maupun sekunder bergantung pada tipe reaktor nuklir yang digunakan.
# Uap air yang dihasilkan dipakai untuk memutar turbin sehingga dihasilkan energi gerak (kinetik).
# Energi kinetik dari turbin ini selanjutnya dipakai untuk memutar generator sehingga dihasilkan arus listrik.
== Komponen dasar reaktor nuklir ==
Baris 69:
# Perisai, merupakan pelindung dari proses reaksi fisi yang berbahaya
== Klasifikasi Reaktor ==
Macam reaktor dibedakan berdasarkan kegunaan, tenaga neutron dan nama komponen serta parameter operasinya.
Menurut kegunaan:
# Reaktor daya
# Reaktor riset termasuk uji material dan latihan
# Reaktor produksi isotop yang kadang-kadang digolongkan juga kedalam reaktor riset
Ditinjau dari tenaga neutron yang melangsungkan reaksi pembelahan, reaktor dibedakan menjadi:
# Reaktor cepat: GCFBR, LMFBR, SCFBR
# Reaktor thermal: PWR, BWR, PHWR, GCR.
Berdasarkan parameter yang lain dapat disebut:
# Reaktor berreflektor grafit: GCR, AGCR
# Reaktor berpendingin air ringan: PWR, BWR
# Reaktor suhu tinggi: HTGR
== Klasifikasi berdasarkan type reaksi nuklir ==
=== Reaktor Nuklir Fisi ===
Semua PLTN komersial yang ada dinunia menggunakan reaksi nuklir fisi. Pada umumnya reaktor jenis ini menggunakan bahan bakar nuklir Uranium dan reaktor jenis ini akan menghasilkan Plutonium, meskipun dimungkinkan juga menggunakan siklus bahan bakar Thorium. Reaktor fisi dapat dibagi menjadi 2 kelompok besar berdasarkan energy neutron yang digunakan dalam proses fisi, yaitu:
* Reaktor thermal (lambat) menggunakan neutron lambat atau neutron thermal. Reaktor ini bercirikan mempunyai moderator neutron / material pelambat yang ditujukan untuk melambatkan neutron sampai mempunyai energi kinetik rerata partikel yang ada disekitarnya, dengan kata lain, sampai mereka "dithermalkan". Reaktor termal, reaktor jenis ini menggunakan neutron lambat atau neutron thermal. Hampir semua reaktor yang ada saat ini adalah reaktor jenis reaktor termal. Reaktor ini mempunyai bahan moderasi neutron yang dapat memperlambat neutron hingga mencapai energy termal. Kemungkinan (propabilitas) lebih besar terjadinya reaksi fisi antara neutron termal dan bahan fisil seperti Uranium 235, Plutonium 239 dan Plutonium 241 dan akan mempunyai kemungkinan lebih kecil terjadinya reaksi fisi dengan Uranium 238. Dalam reaktor jenis ini, biasanya pendingin juga berfungsi sebagai moderator neutron, reaktor jenis ini umumnya menggunakan pendingin air dalam tekanan tinggi untuk meningkatkan titik didih air pendingin. Reaktor ini diwadahi dalam suatu tanki reaktor yang didalamnya dilengkapi dengan instrumentasi pemantau dan pengendali reaktor, pelindung radiasi dan gedung containment
* Reaktor cepat, reaktor jenis ini menggunakan neutron cepat untuk menghasilkan fisi dalam bahan bakar reaktor nuklir. reaktor jenis ini tidak memiliki moderator neutron, dan menggunakan bahan pendingin yang kurang memoderasi neutron. Untuk tetap menjaga agar reaksi nuklir berantai tetap berjalan maka diperlukan bahan bakar yang mempunyai bahan belah (fissile material) dengan kandungan uranium 235 yang lebih tinggi (lebih dari 20 %). Reaktor cepat mempunyai potensi menghasilkan limbah trasnuranic yang lebih kecil karena semua aktinida dapat terbelah dengan menggunakan neutron cepat, namun reaktor ini sulit untuk dibangun dan mahal dalam pengoperasiannya.
=== Reaktor Nuklir Fusi ===
Reaktor jenis ini merupakan teknologi reaktor nuklir yang masih dalam tahap eksperimental, secara umum menggunakan hydrogen sebagai bahan bakarnya.
== Reaktor Nuklir dari generasi ke generasi ==
Desain reaktor nuklir biasanya dikategorikan "generasi", yaitu, Generasi I, II, III,III +, dan IV. Atribut kunci karakteristik pembangunan dan penyebaran reaktor nuklir menerangi perbedaan penting antara berbagai generasi reaktor. Analisis saat ini konsep reaktor yang ada berfokus pada enam faktor kunci reaktor
;Efektivitas biaya
Dari perspektif pelanggan, reaktor nuklir di lihat dari sisi harganya, yang mana dapat dibedakan dari energi terbarukan ataufosil-fired kilowatt - jam. Oleh karena itu tenaga nuklir harus ekonomis kompetitif.
;Keselamatan
Beberapa sistem nuklir yang menggabungkan fitur desain pasif untuk menjamin keselamatan operasi reaktor nuklir, dibandingkan dengan sistem keselamatan aktif memerlukan intervensi oleh agen manusia. Ini karena berbagai alasan teknis dan kebijakan publik, termasuk
;Keamanan dan nonproliferasi
Sistem tenaga nuklir harus meminimalkan risiko pencurian nuklir dan terorisme. Desain yang akan bermain di pasar internasional juga harus meminimalkan risiko yang disponsori negara proliferasi senjata nuklir. Kekhawatiran tentang teknologi penggunaan ganda (yaitu, teknologi yang awalnya dikembangkan untuk militer atau lainnya tujuan dan sekarang dalam penggunaan komersial) yang memperkuat ancaman ini. Desain Apa yang mungkin mengurangi risiko ini.
Baris 110:
;Siklus bahan bakar
Rincian siklus bahan bakar reaktor yang diberikan itu adalah unsur yang sangat penting dalam menentukan tingkat risiko untuk keselamatan nuklir, keamanan, dan penjamin. Dengan kedua bagian depan dan belakang ujung siklus bahan bakar, intrinsik sifat reaktor pasangan desain erat dengan eksternalitas seperti kemungkinan internasionalisasi depan dan ujung belakang proses.
* Bagian depan. Sejauh mana sebuah reaktor nuklir membutuhkan terus pengisian bahan bakar diperkaya dengan bahan bakar segar merupakan faktor penting dalam menentukan risiko. Faktor yang terkait adalah tingkat dan cara di dimana pasokan bahan bakar (terutama pengayaandan fabrikasi). Bergerak menuju desain fitur reaktor - seperti pemanfaatan bahan bakar yang tinggi dan derajat bakar BBM (ukuran berapa banyak energi yang diekstrak dari bahan bakar segar, misalnya,dalam membakar desain reaktor umumnya ≥ 20 persen) dan disegel panjang-hidup desain-bisa inti secara signifikan mengurangi risiko tersebut.
* Disposisi bahan bakar yang digunakan (“Bagian belakang"). Mengingat institusional tantangan yang disajikan oleh penyimpanan jangka panjang dan pembuangan akhir bahan bakar yang digunakan,sistem reaktor masa depan harus meminimalkan jumlah dan toksisitas limbah nuklir. Ini adalah masalah kelembagaan, bukan keselamatan jangka pendek atau jangka menengah atau masalah keamanan.Penggunaan penyimpanan tong kering (biasanya silinder baja)-terbukti,Pendekatan aman untuk menyimpan limbah akan menyediakan jendela60-80 tahun kesempatan di mana untuk melakukan kuat, inovasi program penelitian dan pengembangan pada siklus bahan bakar majusistem.
=== Generasi I ===
PLTN generasi pertama dikembangkan pada rentang waktu tahun 50-an hingga tahun 60-an. PLTN generasi pertama ini merupakan prototipe awal dari reaktor pembangkit daya yang bertujuan untuk membuktikan bahwa energi nuklir dapat dimanfaatkan dengan baik untuk tujuan damai. Contoh PLTN generasi pertama ini adalah Shippingport (tipe PWR), Dresden (tipe BWR), Fermi I (tipeFBR) dan Magnox (tipe GCR).
Baris 122:
Setelah lebih dari 40 tahun, empat unit reaktor Calder Hall dengan kapasitas masing-masing 50 MWe masih beroperasi sampai sekarang. Di Swedia, Reaktor Agesta menyediakan air panas untuk 'district heating' daerah pinggiran kota Stockhlom selama 1 dasawarsa, yang dimulai pada tahun 1963. Reaktor generasi pertama lainnya adalah Shippingsport Reactor yang berada diPennsylvania (1957).
=== Generasi II ===
Gen II mengacu pada kelas reaktor komersial yang dirancang untuk menjadi ekonomis dan handal. Dirancang untuk khas operasional seumur hidup 40 tahun, 2 prototipikal Reaktor Gen II termasuk reaktor air bertekanan (PWR), Kanada Deuterium Reaktor uranium (CANDU), reaktor air mendidih (BWR), reaktor gas maju didinginkan (AGR), dan Vodo-Vodyanoi EnergeticheskyReaktor (VVER). Reaktor Gen II di Amerika Serikat diatur oleh NRC sesuai 10CFR Part 50. Sistem Gen II mulai beroperasi pada akhir tahun 1960 dan terdiri massal dari PWR 400 + komersial dunia dan BWR. Reaktor-reaktor ini, biasanya disebut sebagai reaktor air ringan (LWR), gunakan fitur keselamatan aktif tradisional melibatkan operasi listrik atau mekanik yang dimulai secara otomatis dan dalam banyak kasus, dapat diprakarsai oleh operator reaktor nuklir.
Beberapa sistem rekayasa masih beroperasi secara pasif (misalnya,menggunakan tekanan katup relief) dan berfungsi operator tanpa kendali atau kehilangan daya tambahan. Sebagian besar instalasi Gen II masih beroperasi di Barat yang diproduksi oleh salah satu dari tiga perusahaan: Westinghouse, 3Framatome4 (sekarang bagian dari AREVA5), dan General Electric (GE).
=== Generasi III ===
Reaktor nuklir Gen III adalah reaktor Gen II yang berevolusi, desain improvements state-of-the-art. Perbaikan ini berada di daerah teknologi bahan bakar, efisiensi termal, termodulasi konstruksi, sistem keselamatan (terutama penggunaan pasif daripada sistem aktif), dan standar design. Perbaikan teknologi reaktor Gen III telah ditujukan pada operasional yang lebih lama, biasanya beroperasi 60tahun, berpotensi untuk lebih melebihi 60 tahun, sebelum menyelesaikan perbaikan dan tekanan reaktor pengganti.
Penelitian Konfirmatori untuk menyelidiki penuaan instalasi nuklir melampaui 60 tahun diperlukan untuk memungkinkan reaktor tersebut untuk
=== Generasi III + ===
Desain reaktor Gen III + merupakan perkembangan evolusi dari reaktor Gen III, menawarkan perbaikan yang signifikan dalam keamanan atas desain reaktor Gen III disertifikasi oleh NRC pada 1990-an. Di Amerika Serikat, Desain Gen III + harus disertifikasi oleh NRC sesuai dengan 10 CFR Part 52.
Baris 139:
Dimasukkannya fitur keselamatan pasif, antara perbaikan lain, dapat membantu mempercepat proses sertifikasi reaktor dan dengan demikian memperpendek konstruksi schedules. Reaktor ini, sekali on line, diharapkan untuk mencapai derajat bakar bahan bakar lebih tinggi dari pendahulu evolusioner mereka (sehingga mengurangi konsumsi bahan bakar dan produksi limbah). Lebih dari dua lusin reaktor Gen III + didasarkan pada lima teknologi direncanakan untuk Amerika Serikat .
=== Generasi IV ===
PLTN generasi IV adalah reaktor daya hasil pengembangan inovatif dari PLTN generasi sebelumnya. PLTN generasi IV terdiri dari enam tipe reaktor daya yang diseleksi dari sekitar 100 buah desain. Kriteria seleksi adalah aspek ekonomi yang tinggi, tingkat keselamatan lanjut, menghasilkan limbah dengan kuantitas yang sangat rendah, dan tahan terhadap aturan NPT. PLTN generasi IV dirancang tidak hanya berfungsi sebagai instalasi pemasok daya listrik saja, tetapi dapat pula digunakan untuk pemasok energi termal kepada industri proses.
Baris 146:
Secara konseptual, reaktor Gen IV memiliki semua fitur dari unit Gen III +, serta kemampuan, ketika beroperasi pada suhu tinggi, untuk mendukung ekonomi produksi hidrogen, energi panas terambil, dan bahkan mungkin desalinasi air. Selain itu, desain ini termasuk manajemen aktinida canggih.
Reaktor Gen IV akan sampai dua sampai empat dekade ke depan, meskipun beberapa desain bisa akan tersedia dalam satu dekade. Seperti dalam kasus desain Gen III dan Gen III + dalam Amerika Serikat, Gen IV desain harus disertifikasi oleh NRC sesuai dengan 10 CFR Part 52, sesuai dengan peraturan diperbarui dan panduan peraturan. Departemen Energi AS (DOE) Kantor Energi nuklir memilikidan
Secara umum, sistem Gen IV meliputi penuh aktinida daur ulang dan ditempat fasilitas daur bahan bakar berdasarkan pada maju berair , pirometalurgi ,atau lainnya. Penelitian reaktor cepat telah aktif di Amerika Serikat dan lebih aktif di China, Prancis, India, dan negara-negara bekas Soviet Union. Satu alasan untuk menutup siklus bahan bakar dengan reaktor cepat adalah berpotensi mengurangi keterbatasan pasokan uranium. Namun, mengingat ekonomi saat ini pasokan uranium, dari toko primer dan sekunder, tujuan pemuliaan plutonium sipil tidak dapat didasarkan pada kebutuhan komersial saat ini.
== Teknologi reaktor nuklir saat ini ==
* Pressurized water reactor (PWR)
* Boiling water reactor (BWR)
* Pressurized Heavy Water Reactor (PHWR)
* Reaktor Bolshoy Moschnosti Kanalniy (High Power Channel Reactor) (RBMK)
* Gas-cooled reactor (GCR) and advanced gas-cooled reactor (AGR)
* Liquid-metal Fast breeder reactor (LMFBR)
** Lead-cooled fast reactor
** Sodium-cooled fast reactor
* Pebble-bed reactor (PBR)
* Molten salt reactor
* Aqueous Homogeneous Reactor (AHR)
== Generator termoelektrik radioisotop ==
{{utama|Generator termoelektrik radioisotop}}
Generator termoelektrik radioisotop atau radioisotope thermoelectric generator (RTG, RITEG) adalah sebuah generator listrik yang menggunakan sebuah array dari termokopel untuk mengubah panas yang dilepaskan oleh peluruhan bahan radioaktif yang cocok menjadi listrik oleh efek Seebeck.
Baris 176:
</center>
== Kapal pemecah es bertenaga nuklir ==
{{utama|Kapal pemecah es bertenaga nuklir}}
[[
Kapal pemecah es / icebreaker bertenaga nuklir adalah kapal bertenaga nukliryang dibangun dengan tujuan untuk digunakan di perairan yang tertutup es. Satu-satunya negara pembangun kapal pemecah es bertenaga nuklir adalah Rusia. Kapal pemecah es bertenaga nuklir telah dibangun oleh Uni Soviet dan kemudian Rusia terutama untuk membantu pengiriman sepanjang Rute Laut Utara di perairan Arktik beku utara Siberia.
Kapal pemecah es bertenaga nuklir jauh lebih kuat daripada rekan-rekan diesel mereka, dan meskipun propulsi nuklir mahal untuk menginstal dan memelihara, dengan tuntutan bahan bakar sangat berat dan keterbatasan pada jangkauan dapat membuat kapal diesel kurang praktis dan ekonomis secara keseluruhan untuk tugas-tugas kapal pemecah es.
== Kapal selam nuklir ==
{{utama|Kapal selam nuklir}}
Kapal selam bertenaga nuklir adalah kapal selam yang menggunakan reaktor air bertekanan atau PWR (pressurizer water reactor) sebagai sumber tenaga memutar turbin utama yang menggerakkan baling-baling serta motor elektrik pengisi baterai yang menghasilkan listrik untuk berbagai keperluan.
Baris 217:
</gallery></center>
== Fakta menarik mengenai PLTN ==
* Uji coba pemanfaatan tenaga nuklir untuk menghasilkan listrik dilakukan di Amerika Serikat pada 20 Desember 1951. Dalam uji coba ini, reaksi fisi dalam reaktor EBR-1 mampu menghasilkan energi untuk menyalakan 4 buah bola lampu.
* Pada 30 April 2002, reaktor Obnisk (tipe LWGR), dihentikan pengoperasiannya setelah 48 tahun (1954-2002) mensubsidi kebutuhan listrik di Rusia
* Reaktor Calder Hall yang berada di Sellafield-Inggris, adalah reaktor daya pertama yang mampu menghasilkan listrik berskala industri, yaitu sebesar 196 megawatt [untuk ukuran reaktor modern daya listrik yang dihasilkan sudah melebihi angka ini]. Reaktor ini dioperasikan pertama kali pada tahun 1956, dan di shut-down pada 31 Maret 2003 setelah beroperasi selama 40 tahun,.
* Reaktor Uterweser di Jerman (1350 MWe) sejak pertama kali beroperasi pada tahun 1978, telah menghasilkan lebih banyak listrik bila dibandingkan reaktor lainnya
* Reaktor Emsland (tipe PWR) di Jerman, mulai beroperasi pada tahun 1988 dengan faktor beban kumulatif (cummulative load factor) sebesar 93,3%. Reaktor ini mempelopori konsep life time performance, yang kemudian diterapkan oleh 2 raktor milik Korea Selatan, Wolsong-3 (tipe PHWR) dan Ulchin-4 (tipe PWR)
* Pada tahun 1994, reaktor Candu, Pickering-7, memecahkan rekor dunia dengan terus beroperasi selama 894 hari non stop. Proses penggantian bahan bakar dilakukan selama selang waktu tersebut
* Rekor yang sama juga berhasil dipecahkan oleh reaktor BWR, LaSalle-1 (1137 MWe) milik Amerika Serikat, dengan beroperasi non-stop tanpa penggantian bahan bakar [umumnya reaktor tipe LWR, harus di shut down untuk proses penggantian bahan bakar]. Selama 739 hari, reaktor akhirnya harus di matikan sementara untuk penggantian rutin bahan bakar, pada tanggal 2 Februari 2006
* Tahun 2008 faktor beban (load factor) reaktor Indian Point-3 (Amerika Serikat) mampu menembus angka 101, 8%. Reaktor ini kemudian didaulat sebagai reaktor dengan kinerja terbaik pada tahun 2008, di ikuti oleh reaktor Sequoyah-1 (Amerika Serikat) dan Fukushima II-1 (Jepang)
* Hingga juni 2009, tercatat 13.660 tahun operasi reaktor dan sudah menghasilkan 56.600 milyar kWh listrik bagi dunia
* Pada tahun 2008 total listrik yang dihasilkan dari nuklir adalah 2601 milyar kWh, atau sekitar 15% dari total listrik yang dihasilkan pada tahun tersebut
== Lihat pula ==
* [[Program Nuklir Indonesia]]
* [[Pembangkit listrik tenaga nuklir]], PLTN
Baris 244:
{{reflist}}
== Pranala luar ==
* [http://www.fas.org/man/dod-101/sys/ship/eng/reactor.html Nuclear Propulsion]
{{tekno-stub}}▼
[[Kategori:Reaktor nuklir| ]]
[[Kategori:Nuklir]]
[[Kategori:Teknologi nuklir]]
▲{{tekno-stub}}
| |||