Masa Depan Energi Nuklir: Desain dan Faktor Keselamatan Reaktor Berbasiskan Bahan Bakar TRISO

Pendahuluan

Pertambahan jumlah penduduk dan meningkatnya kehidupan masyarakat menyebabkan meningkatnya kebutuhan akan energi terutama energi listrik. Indonesia sendiri merupakan salah satu negara yang masih bergantung pada energi fosil untuk memenuhi kebutuhan listriknya. Menurut BPPT pada kajian Outlook Energi Indonesia 2016 [1], kebutuhan listrik Indonesia pada tahun 2050 akan meningkat hingga 6.9 kali lipat dibandingkan tahun 2015. Apabila digunakan kebijakan dan pertumbuhan yang sama maka energi fosil pada tahun 2050 masih akan mendominasi untuk pembangkitan listrik dengan persentase 61% untuk sumber batu bara. Permasalahan untuk batu bara adalah harga dan biaya lingkungan yang tinggi. World Bank memproyeksikan bahwa pada tahun 2050 harga batu bara akan meningkat 1.8 kali lipat dibandingkan pada tahun 2015 [2]. Walaupun peningkatan harga tidak terlalu tinggi, namun penggunaan batu bara akan meningkatkan gas rumah kaca yang berakibat buruk bagi lingkungan. Oleh karena itu dibutuhkan sumber energi alternatif yang masif apabila subtitusi batu bara diinginkan.

Energi nuklir merupakan sumber energi yang tepat untuk menyubtitusi batu bara karena dapat menghasilkan energi listrik dalam jumlah yang besar dan juga ramah lingkungan. Secara teori uranium mengandung energi sebesar 24.5 juta kWh/kg dimana fast breeder reactor dapat merealisasikan sebesar 6.67 juta kWh/kg. Peningkatan efesiensi dari suatu reaktor akan meningkatkan energi yang dapat direalisasikan. Sebagai perbandingan, batu bara hanya mampu menghasilkan energi sekitar 8 kWh/kg. Oleh karena itu, teknologi nuklir terus dikembangkan oleh berbagai pihak karena berpotensi sebagai sumber energi listrik skala besar di masa depan. Saat ini, perkembangan reaktor nuklir sudah sampai pada generasi ke-4 dengan beberapa desain yang disetujui berdasarkan sistem pendinginnya. Beberapa desain yang disetujui adalah Sodium-cooled Fast Reactor (SFR), Supercritical Water-cooled Reactor (SCWR), Molten Salt Reactor (MSR), dan Very High Temperature Reactor (VHTR). Dari berbagai desain tersebut, VHTR keunggulan berupa efisiensi yang tinggi (hingga 50%), temperatur operasional yang tinggi sehingga memungkinkan pemanfaatan energi panas untuk keperluan industri, dan potensi pemanfaatan thorium sebagai bahan bakar. Tingkat keamaan yang tinggi dari VHTR diusung oleh desain bahan bakar yang unik yaitu menggunakan desain tristructural-isotropic (TRISO). Lingkup bahasan artikel ini berfokus pada pemanfaatan desain TRISO pada VHTR dengan bahasan-bahasan pokok seperti pembahasan desain bahan bakar, mekanisme proteksi, serta faktor keselamatan yang disematkan.

Konsep Desain TRISO 

TRISO dikembangkan pertama kali di Jerman sebagai bahan bakar Pebble Bed Reactor dan High Temperature Reactor berbahan bakar thorium yang keduanya merupakan VHTR. Konsep TRISO dinilai potensial sehingga terus dikembangkan dan digunakan dalam desain reaktor nuklir masa depan [3]. Sesuai dengan namanya, tristructural-isotropic, TRISO merupakan desain dimana bahan bakar dilapis dengan tiga struktur lapisan dengan arah radial dan berbentuk bola guna mendapatkan sifat yang seragam (isotropic). Ketiga lapisan tersebut adalah inner pyrolitic carbon (IPyC), silicon carbide (SiC), dan outer pyrolitic carbon (OPyC). Adapun dalam pengaplikasiannya, bahan bakar TRISO juga dilapisi oleh porous carbon buffer yang memisahkan antara ketiga lapisan tersebut dengan bahan bakar. Ilustrasi dari struktur TRISO dapat dilihat pada Gambar 1.

Fuel kernel merupakan inti dari bahan bakar TRISO yang merupakan oksida, karbida, atau oksikarbida bahan bakar nuklir seperti uranium, plutonium, thorium, ataupun transuranic elements (TRU). Inti tersebut akan dilapisi oleh lapisan karbon berpori yang berfungsi sebagai penahan perubahan dimensi yang disebabkan oleh tekanan dari inti akibat penumpukan gas dan rekoil dari pecahan reaksi fisi. Setelah itu, terdapat lapisan IPyC yang merupakan lapisan padat dari carbon. Lapisan ini berfungsi sebagai pelindung inti dari gas korosif yang digunakan untuk mendeposisi SiC. Lapisan selanjutnya adalah lapisan SiC dimana lapisan ini merupakan lapisan utama yang berfungsi sebagai penahan tekanan dan penghalang difusi untuk mencegah terlepasnya gas dan metallic fission product (FPs). Walaupun SiC merupakan material yang mampu mempertahankan kekuatannya hingga temperature tinggi (~1400oC), penggantian SiC dengan ZrC dianggap sebagai salah satu potensi yang layak untuk dikembangkan [5,6]. Lapisan terluar merupakan OPyC, lapisan karbon padat yang berfungsi sebagai bonding surface untuk pelapisan lebih lanjut [7]. PyC, baik inner maupun outer, dapat berfungsi untuk mengurangi tegangan tarik yang diterima oleh lapisan SiC.

Gambar 2. Dua desain elemen (prismatic dan pebble) dengan bahan bakar TRISO [8].

Hingga saat ini, terdapat dua bentuk elemen yang digunakan sebagai bahan bakar dengan konsep TRISO yaitu prismatic dan pebble. Penggunaan kedua elemen tersebut ditentukan oleh desain reaktor yang akan digunakan. Pada desain prismatic, partikel TRISO dikompaksi memanjang sedangkan pada desain pebble dibenamkan pada kulit grafit berbentuk bola seukuran bola tenis. Pembentukan elemen tersebut bertujuan untuk meningkatkan kepadatan dari partikel TRISO sehingga temperature dan efisiensi reaktor secara keseluruhan dapat ditingkatkan. Skema partikel TRISO yang disusun dengan model prismatic dan pebble ditunjukkan dengan Gambar 2.

Teknologi Kinerja Bahan Bakar dan Mekanisme Proteksi Very High Temperature Reactor (VHTR) umumnya menggunakan gas sebagai pendingin reaktor yang biasanya adalah gas helium. Penggunaan gas sebagai pendingin menjadikan VHTR sering disebut dengan High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR). Desain reaktor ini menggunakan dua elemen bahan bakar TRISO, prismatic dan pebble, yang sudah dijelaskan sebelumnya. Dua elemen TRISO ini digunakan sebagai bahan bakar dengan desain reaktor khusus seperti desain Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) untuk elemen pebble dan High Temperature Test Reactor (HTTR) untuk elemen prismatic. Di dalam PMBR sedikitnya terdapat 360,000 uranium pebble yang mengandung sekitar 9 mg uranium yang diperkaya rendah dengan jumlah 10.000-15.000 partikel TRISO. Pebble Bed Modular Reactor mempunyai beberapa karakteristik berupa [9]:

  1.  Secara alamiah dapat dikatakan aman karena secara fisik tidak memungkinkan terjadi peluluhan dan tidak akan terjadi kecelakaan akibat kerusakan pada bahan bakar.
  2.  Masih berkapasitas kecil, berkisar antara 100-200 MW yang dapat dihasilkan dari desain saat ini.
  3.  Sistem pengisian bahan bakar online (online refueling) menjadi keuntungan utama karena dapat menghindari waktu down untuk pengisian bahan bakar (refueling outages). PBMR secara terus-menerus dapat mengganti bahan bakar yang sudah terpakai dengan bahan bakar baru.

HTTR merupakan reaktor yang dioperasikan oleh Japan Atomic Energy Agency sebagai reaktor untuk riset. Dalam persyaratan disain keselamatan untuk bahan bakar HTTR, ditetapkan bahwa fraksi kegagalan fabrikasi harus kurang dari 0.2%. Untuk pengoperasian HTTR yang aman, pengukuran keandalan aktivitas pendingin yang terus-menerus sangat diperlukan untuk mengevaluasi kinerja bahan bakar dan radiologis sistem reaktor selama kondisi operasi normal. Salah satu cara untuk mengevaluasi kinerja bahan bakar adalah dengan mengukur Release-to-Birth rate (R/B) yang merupakan ukuran dari kemampuan dari partikel TRISO untuk menahan hasil reaksi fisi agar tidak terlepas keluar. Kemampuan tersebut ditentukan oleh kualitas lapisan pada partikel TRISO. Gambar 3 menunjukkan rasio R/B untuk 88Kr selama operasi reaktor ini. Nilai Terukur R/B kurang dari 1.2×10-8, empat orde lebih rendah dari batas desain untuk operasi normal (10-4), sehingga sesuai dengan 0,2% kegagalan pada bahan bakar. Dengan data tersebut, dapat disimpulkan bahwa bahan bakar HTTR memiliki kualitas yang sangat baik selama operasi suhu tinggi untuk jangka panjang [10]. Selain itu, temperatur operasional HTTR yang cukup tinggi memungkinkan pemanfaatan energi panas reaktor untuk keperluan industri seperti produksi hidrogen menggunakan siklus sulfur-iodine.

Gambar 3. Release-to-birth rate ratio pada 88Kr selama pengoperasian HTTR [10].

Selain mengevaluasi TRISO dari sudut pandang reaktor, evaluasi dari sisi material pelapisnya juga dilakukan. Terdapat dua tipe pelapis untuk partikel TRISO yang dinilai potensial yaitu SiC dan ZrC.

  1. SiC-TRISO Untuk mengetahui perilaku bahan bakar pada penambahan burn-up seperti sistem VHTR, uji iradiasi dilakukan dengan menggunakan bahan bakar dengan tingkat burn-up yang tinggi, dengan reaksi fluorin neutron cepat yang lebih tinggi daripada bahan bakar HTTR. Melalui uji iradiasi ini dapat diketahui agar mekanisme kegagalan yang diduga dalam kondisi burn-up yang tinggi adalah kegagalan mekanis yang terjadi pada lapisan SiC dan/atau peningkatan tekanan internal yang berlebihan dengan adanya percepatan iradiasi.
  2. ZrC-TRISO ZrC adalah salah satu karbida logam transisi, yang memiliki karakteristik: kompatibilitas yang baik dengan struktur logam, titik lebur yang tinggi dan stabilitas termodinamika yang baik, dan ketahanan terhadap keausan. ZrC memiliki titik leleh berkisar 3420℃, tetapi titik leleh dapat turun menjadi 2850℃ ketika berinteraksi dengan karbon (PyC) yang digunakan sebagai pelapis TRISO. Keunggulan utama ZrC dibandingkan SiC adalah kemampuan bertahan pada temperature yang lebih tinggi. Hasil uji pemanasan pasca iradiasi, partikel bahan bakar berlapis ZrC tidak mengalami kegagalan hingga ~6000 detik ketika diuji pada suhu 2400℃, sementara hampir 100% partikel bahan bakar berlapis SiC mengalami kegagalan seketika pada suhu 2400℃. Hal ini disebabkan oleh stabilitas thermal dari lapisan ZrC dan stabilitas kimia dari produk fisi metalik ZrC pada uji pemanasan pasca iradiasi.

Penyusutan akibat proses iradiasi pada IPyC dapat menyebabkan retak parsial pada lapisan SiC atau pelepasan lapisan SiC dari IPyC. Retak parsial dapat terjadi apabila perbedaan tegangan radial antara lapisan IPyC dan SiC melebihi kekuatan lapisan IPyC. Pada model kegagalan ini, ikatan lapisan IPyC/SiC sangat kuat sedangkan apabila kekuatan ikatan IPyC/SiC rendah maka pelepasan ikatan dapat terjadi. Pada iradiasi partikel TRISO, temperatur akan meningkat dan dapat menyebabkan perbedaan temperatur (temperature gradient) yang tinggi. Perbedaan temperatur yang tinggi ini dapat menyebabkan kernel pada partikel TRISO berpindah tempat sehingga mengakibatkan kegagalan pada sistem lapisan IPyC-SiC-OpyC. Fenomena ini disebut sebagai kernel migration yang dapat disebabkan oleh difusi gas CO dari kernel ke arah luar partikel. Gas CO dapat menumpuk dan beraksi menghasilkan gas CO2 dan karbon yang berfasa padat. Seiring waktu, karbon padat terbentuk di sisi dingin lapisan buffer dan mendorong kernel untuk berpindah ke sisi panas partikel TRISO, seperti yang ditunjukkan pada Gambar 4.

Gambar 4. Kernel migration, yang terjadi akibat gradiasi suhu dan menyebabkan tegangan thermal yang cukup signifikan [11].

Partikel TRISO yang digunakan dalam PBMR mengandung produk fisi radioaktif di dalamnya. Produk fisi gas bersama dengan karbon monoksida terjebak dalam partikel dan mengalami proses tekanan operasi yang signifikan dari reaksi fisi pada reaktor inti. Kegagalan pada partikel yang diberikan tekanan secara seragam biasanya terjadi pada bagian partikel yang mengalami kerusakan/ketidaksempurnaan sehingga tegangan dapat terkonsentrasi. Secara teoritis, partikel yang difabrikasi tanpa cacat harus mempunyai fracture strength mendekati 40 GPa [12]. Dengan kerusakan/ketidaksempurnaan partikel, kekuatan partikel sepenuhnya tergantung pada ketangguhan retak material dan kegagalan terjadi dimana intensitas tegangan lokal mencapai atau melebihi nilai ketangguhan patah partikel [13]. Walaupun kegagalan biasanya terjadi karena tegangan tarik, pengujian tekan dapat mensimulasikan tegangan tarik sesuai dengan Gambar 5. Pengujian tekan tidak memerlukan persiapan sehingga menguntungkan terutama bila pengujian harus dilakukan pada partikel setelah iradiasi. Tekanan gas internal karena iradiasi akan menyebabkan tegangan sisa yang akan menambah atau mengurangi tegangan yang diterapkan dengan pengujian kompresi sehingga mempengaruhi beban terukur pada proses pengujian. Pengaruh tersebut akan mencerminkan kemampuan partikel ketika pembakaran terjadi.

Gambar 5. Skema yang menggambarkan mekanisme tegangan tarik longitudinal akibat beban kompresi pada partikel TRISO, T: tension, C: compression [13].

Jika kekuatan partikel diukur dengan faktor creep rupture (perambatan retak akibat beban konstan) maka perhitungan laju creep dapat menentukan kinerja dari bahan bakar. Demikian juga, perhitungan tegangan terperinci sangat diperlukan untuk memodelkan dan mengukur kinerja bahan bakar yang dibatasi oleh retakan melalui celah karena tekanan. Partikel bahan bakar TRISO telah diamati secara eksperimental untuk memiliki beberapa kemungkinan mode kegagalan, yang dikategorikan pada efek satu dimensi (1D) atau tiga dimensi (3D). Mekanisme kegagalan 1D atau 3D yang dominan untuk partikel bahan bakar TRISO melibatkan kegagalan pada bejana tekan, dimana lapisan retakan pada SiC yang dihasilkan dari tegangan tarik yang melebihi kekuatan fraktur material.

Adapun pengamatan eksperimental menunjukkan bahwa reaksi kimia SiC oleh elemen seperti paladium (Pd) dapat menipiskan lapisan pada partikel. Tingkat penipisan dikatakan rendah namun bisa sangat berarti untuk lingkungan dengan tekanan tinggi atau waktu iradiasi yang cukup lama. Tingkat reaksi kimia ini telah terbukti meningkat dengan adanya kerusakan/ketidaksempurnaan pada partikel seperti retakan pada lapisan IPyC atau pemisahan lapisan IPyC/SiC. Pemodelan difusi produk fisi yang akurat memungkinkan perkiraan tingkat penipisan SiC karena reaksi kimia oleh Pd atau elemen lainnya. Perlu dicatat bahwa, mekanisme kegagalan yang telah dibahas mewakili mode kegagalan yang dominan untuk partikel bahan bakar TRISO.

Faktor Keselamatan 

Faktor keamanan PBMR pada halnya didasarkan pada dua prinsip yang terdapat pada elemen TRISO. Yang pertama adalah densitas daya reaktor yang sangat rendah, yang berarti bahwa jumlah energi dan panas yang dihasilkan secara volumetrik rendah dan adanya proses mekanisme alami seperti perpindahan panas konduksi dan radiasi yang akan menghilangkan panas meskipun tidak ada pendinginan konveksi yang tersedia. Keamanan ini didukung oleh karbon yang digunakan dalam elemen bahan bakar yang memiliki heat capacity tinggi dan high temperature stability. Prinsip kedua adalah bahwa silikon karbida, yang membentuk proteksi penahan pada partikel TRISO perlu memiliki kualitas yang cukup sehingga dapat mempertahankan produk fisi. Selain itu, pendingin helium yang digunakan memiliki fasa tunggal yang inert yang memiliki reaktivitas rendah dan tidak dapat menjadi radioaktif. Ukuran optimum untuk PBMR disimpulkan sekitar 250 MWth termal untuk memungkinkan konstruksi yang cepat dan modular guna menjaga fitur keselamatan. Desain ini tidak memerlukan sistem pendinginan bahan bakar darurat yang mahal dan rumit karena bahan bakar tidak akan meleleh.

Sebagai pembanding dengan reaktor yang ada di Chernobyl. Untungnya, desain pebble sangat berbeda dari pada desain Chernobyl karena tidak mengandung air yang dapat menyebabkan ledakan uap maupun zirkonium yang dapat terbakar di udara pada suhu tinggi. PBMR juga tidak memungkinkan untuk dapat mencapai suhu tinggi yang dapat mencairkan bahan bakar. Masalah utama pada desain PBMR adalah jumlah udara yang tersedia untuk inti dari rongga reaktor sehingga dibentuk lah cerobong asap agar aliran udara masuk ke dalam inti dengan lebih mudah [9].

Karena PBMR dirancang untuk suhu yang lebih tinggi, reaktor dirancang agar dapat secara pasif mengurangi tingkat daya yang aman dalam skenario kecelakaan. Ini adalah fitur keselamatan pasif utama dari PBMR, dan hal ini yang membuat desain pebble unik dibanding reaktor air ringan konvensional yang memerlukan kontrol keselamatan aktif. Reaktor dengan bahan dasar pebble tidak akan menyebabkan semua mesin pendukungnya gagal, dan reaktor tidak akan retak, meleleh, meledak atau mengeluarkan limbah berbahaya ke lingkungan. Pada kasus yang ekstrim, reaktor hanya akan beratahan pada suhu idle. Dalam keadaan tersebut, bejana reaktor memancarkan panas, namun bejana dan bahan bakar tetap utuh dan tidak rusak. Penanggulangannya cukup mudah hanya dengan memperbaiki mesin dan melepas bahan bakar. Fitur keselamatan ini telah diuji (dan didokumentasikan) dengan reaktor AVR di Jerman. Pengujian dilakukan dengan cara melepas semua batang kontrol ditambah dengan memberhentikan aliran pendingin. Setelah itu, sampel bahan bakar diambil dan diperiksa untuk kerusakan dan tidak ada satupun yang mengalami kerusakan.

Dengan perkembangan teknologi nuklir yang pesat terutama dalam faktor keamaan maka sudah semestinya Indonesia mempertimbangkan secara serius untuk memanfaatkan energi nuklir. Pembangkit listrik tenaga batu bara sudah tidak memungkinkan lagi untuk dipergunakan di masa mendatang bukan hanya karena permasalahan harga tetapi permasalahan lingkungan yang ditimbulkan akibat pembakaran batu bara. Di lain sisi, pemanfaatan energy terbarukan seperti turbin angin, turbin air, dan sel surya tidak mampu menyediakan energi yang stabil dalam jumlah yang banyak.

Disusun oleh : Arifin Septiadi dan Rando Tungga Dewa

Diperiksa oleh : Dwi Rahayu dan Feri Wibisono

TIM KAJIAN NUKLIR – PPI DUNIA

Share on LinkedInShare on FacebookEmail this to someoneTweet about this on TwitterShare on Google+Pin on Pinterest

You May Also Like

Leave a Reply

%d bloggers like this: