Tim Kajian Nuklir –PPI Dunia : Menjawab keresahan resiko Tenaga Nuklir

Lanjutan dari “Tenaga Nuklir untuk Indonesia: Solusi krisis energi aman yang sudah terlupakan

 

Sistem Keselamatan Reaktor Nuklir Generasi Baru

 Reaktor nuklir yang dibangun antara tahun 1960-1980, seperti PLTN Chernobyl dan PLTN Fukushima Daiichi, adalah reaktor nuklir Generasi II. Reaktor nuklir yang dibangun mulai tahun  1980 (Generasi III) mengembangkan desain dari reaktor Generasi II dengan memperbaiki beberapa aspek, terutama dalam hal keselamatan. Reaktor Generasi III sudah mulai menggunakan system keselamatan pasif, yaitu reaktor didesain untuk dapat stabil dengan sendirinya tanpa memerlukan sumber energi listrik eksternal. Sampai saat ini, belum ada satupun reaktor Generasi III yang mengalami kecelakaan. Contoh reaktor nuklir Generasi III adalah ABWR (Advanced Boiling Water Reactor) pada unit 6 PLTN Kashiwazaki-Kariwa di Jepang. PLTN ini dapat dimatikan dengan selamat pada dua gempa besar yang dialami Jepang pada tahun 2007 dan 2011.

Dengan mempertimbangkan kecelakaan yang terjadi di Chernobyl dan Fukushima Daiichi, PLTN yang akan dibangun di Indonesia haruslah menggunakan reaktor nuklir yang benar-benar memenuhi standar keselamatan yang terbaru saat ini. Sehingga, selayaknya dipilih reaktor nuklir Generasi III+ atau bahkan Generasi IV yang memiliki revolusi desain dan fitur keselamatan yang jauh lebih baik dibanding generasi-generasi sebelumnya. Selain itu, keekonomisan, efektivitas penggunaan bahan bakar dan teknologi anti-proliferasi (teknologi untuk menghindari penggunaan material nuklir untuk pembuatan senjata nuklir) menjadi kelebihan utama pada reaktor Generasi IV. Sampai saat ini, dari enam jenis reaktor nuklir generasi keempat, tiga diantaranya sedang diteliti kemungkinan untuk dibangun di Indonesia, yaitu VHTR (Very High Temperature Reactor), MSR (Molten Salt Reactor), dan LFR (Liquid Metal-cooled Fast Reactor).

 

Karakteristik Keselamatan Very High Temperature Reactor (VHTR)

VHTR merupakan reaktor nuklir yang beroperasi pada spektrum netron termal dan menggunakan pendingin gas helium pada tekanan 50-90 bar. Bahan bakar reaktor ini berbentuk TRISO (Tristructural Isotropic) dan dilapisi bola grafit (pebble). Reaktor ini dapat memanaskan gas helium sampai lebih dari 900 oC, sehingga dapat digunakan untuk proses-proses termal suhu tinggi selain untuk menghasilkan listrik. Misalnya dalam proses pencairan batubara atau radiolisis hidrogen. Lapisan grafit yang tidak dapat meleleh pada suhu sangat tinggi (hingga 2000o C) inilah yang menjamin tidak adanya lelehan bahan bakar atau material radioaktif yang keluar dari struktur pebble. Koefisien umpan balik reaktivitas VHTR negatif, sehingga jika parameter keselamatan terlampaui, reaktor dapat stabil dengan sendirinya. Dengan demikian, kecelakaan seperti Chernobyl tidak akan terjadi pada VHTR. Reaktor ini juga dapat didesain untuk didinginkan menggunakan konveksi alami. Saat reaktor kehilangan seluruh daya listrik (total blackout), seperti yang terjadi pada PLTN Fukushima Daiichi, reaktor yang sudah mati dapat didinginkan dengan aliran konveksi udara dibantu penyemprotan air dari penampungan di atas reaktor.

 

Karakteristik Keselamatan Molten Salt Reactor (MSR)

MSR atau reaktor garam lebur memiliki konsep yang sangat berbeda dibanding reaktor jenis lainnya. Bahan bakar berupa uranium atau plutonium dilarutkan dalam garam fluorida cair. Reaktor ini dapat didesain untuk beroperasi dalam spektrum netron termal (menggunakan moderator grafit) atau dalam spektrum netron cepat (tanpa moderator). Reaktor ini menarik karena dapat digunakan ebagai reaktor pembiak termal dengan bahan bakar berupa thorium dan sebagai reaktor pembiak cepat dengan bahan bakar uranium alam (tanpa pengayaan). MSR beroperasi dalam suhu tinggi, nominalnya 750 oC, sehingga dapat pula digunakan sebagai sumber panas pada proses termal atau proses yang membutuhkan listrik dan kalor, misalnya produksi hidrogen. Karena bahan bakar yang berbentuk cair, pengendalian reaktor dapat dilakukan dengan mengatur laju aliran bahan bakar dalam reaktor ataupun dengan menggunakan batang kendali. Dalam kondisi suhu reaktor melebihi batas keselamatan, hukum alam yaitu pelelehan material dan gravitasi akan membantu mematikan reaktor tanpa perlu pemompaan yang membutuhkan energi listrik. Bahan bakar panas akan melelehkan sumbat pipa (freeze valve) dan mengalir ke tangki penampungan darurat dibawah reaktor, yang geometrinya dibuat sedemikian rupa sehingga reaktor dapat mati dalam beberapa saat saja. Bahan bakar dan material radioaktif lain akan membeku dengan sendirinya seiring dengan turunnya suhu, sehingga tidak bocor ke dalam tanah ataupun lepas ke udara.

Seperti halnya VHTR, koefisien umpan balik reaktivitas pada MSR juga negatif. Sehingga, jika parameter keselamatan terlampaui, reaktor dapat stabil dengan sendirinya dan masih dapat dikendalikan dengan selamat. Fitur keselamatan pasif yang dimiliki MSR inilah yang dapat menjadi solusi untuk mencegah kecelakaan seperti pada PLTN Chernobyl dan Fukushima Daiichi terulang kembali.

 

Karakteristik Keselamatan Liquid Metal-cooled Fast Reactor/Lead-cooled Fast Reactor (LFR)

LFR merupakan reaktor nuklir yang beroperasi dengan spektrum netron cepat, menggunakan lelehan metal seperti timbal atau campuran timbal-bismuth sebagai pendingin. Karena spectrum netronnya, reaktor ini dapat menggunakan bahan bakar berupa uranium alam dan berguna untuk membakar unsur transuranik, sehingga limbah yang dihasilkan akan memiliki volume dan radioaktivitas lebih rendah dibanding limbah reaktor konvensional.

LFR beroperasi pada tekanan rendah karena titik didih lelehan metal yang sangat tinggi pada tekanan atmosfer (1.745 oC untuk timbal dan 1.670 oC untuk campuran timbal-bismuth). LFR dapat dioperasikan pada suhu 550 oC, sehingga memungkinkan untuk digunakan untuk proses termal kategori suhu sedang sampai rendah, misalnya untuk distilasi air laut. Karena menggunakan pendingin lelehan metal, kehilangan pendingin karena pendidihan seperti yang terjadi pada kecelakaan di PLTN Chernobyl dan PLTN Fukushima Daiichi (keduanya berpendingin air) hampir tidak mungkin terjadi. Hal itu disebabkan karena suhu operasi reaktor (± 550o C) masih sangat jauh di bawah titik didih lelehan metal. Batang kendali juga dapat didesain untuk turun dengan cepat ke dalam reaktor meskipun timbal memiliki densitas cukup tinggi. LFR dapat didesain untuk memanfaatkan aliran konveksi alami pada pendingin, sehingga saat pompa kehilangan daya, secara otomatis reaktor akan dingin dengan sendirinya. LFR juga didesain dengan koefisien umpan balik reaktivitas negatif, sehingga ketika parameter keselamatan terlampaui, reaktor dapat tetap terkondisi dan terkendali. Karena reaktornya berbentuk kolam (pool-type reactor), kehilangan pendingin yang berimbas pada kenaikan reaktivitas pun bisa dihindari.

 

Kesimpulan

PLTN merupakan pembangkit listrik dengan rekam jejak keselamatan terbaik di dunia. Sepanjang sejarahnya, insiden dalam pengoperasian PLTN hampir semuanya dapat ditanggulangi secara efektif sehingga tidak sampai menyebabkan kecelakaan yang fatal. Meskipun demikian, ada dua kecelakan fatal yang terjadi dalam sejarah pengoperasian PLTN yaitu Chernobyl dan Fukushima. Dari dua kecelakaan fatal ini, banyak pelajaran yang dapat diambil untuk meningkatkan system keselamatan PLTN agar kejadian serupa tidak terulang lagi. Standar keselamatan yang lebih tinggi telah diterapkan dalam desain reactor Generasi III ke atas. Reaktor Generasi IV seperti VHTR, MSR dan LFR memiliki fitur keselamatan lebih baik dari generasi sebelumnya, mengandalkan keselamatan intrinsik alih-alih sistem eksternal. Kecelakaan-kecelakaan yang pernah terjadi sebelumnya tidak memiliki peluang untuk terulang pada reactor Generasi IV. Level keselamatan alamiah yang tinggi ini menjadikan reaktor Generasi IV layak untuk diaplikasikan secara komersial.

 

Ditulis oleh Abednego Kristanto

Andhika Putra Dwijayanto, Feri Wibisono, Dwi Rahayu

Tim Kajian Nuklir –PPI Dunia

Artikel selengkapnya: https://drive.google.com/file/d/0B9N1McYG6RwVQmhFYWNMdHdVTE0/view

 

Referensi

[1] European Nuclear Society, “Nuclear power plants, world-wide,” [Online]. Available:

https://www.euronuclear.org/info/encyclopedia/n/nuclear-power-plant-world-wide.htm.

[Accessed 18 Oktober 2016].

[2] W. M. Stacey, “Reactor Accidents: Chernobyl,” in Nuclear Reactor Physics, Weinheim, Wiley-

VCH Verlag GmbH & Co. KGaA, 2007, p. 297.

[3] International Nuclear Safety Advisory Group, “INSAG-7 The Chernobyl Accident: Updating of

INSAG-1,” Interational Atomic Energy Agency, Vienna, 1992.

[4] Tokyo Electric Power Company, Inc., “Fukushima Nuclear Accident Analysis Report,” Tokyo

Electric Power Company, Inc., 2012.

[5] A. Ryu and N. Meshkati, “Why You Haven’t Heard About Onagawa Nuclear Power Station after

the Earthquake and Tsunami of March 11, 2011,” 26 Februari 2014. [Online]. Available: wwwbcf.

usc.edu/~meshkati/Onagawa%20NPS-%20Final%2003-10-13.pdf. [Accessed 17 Oktober

2016].

[6] R. Maeda, “Japanese nuclear plant survived tsunami, offers clues on safety,” Reuters, 21

Oktober 2011. [Online]. Available: http://www.reuters.com/article/us-japan-nuclear-tsunamiidUSTRE79J0B420111021.

[Accessed 17 Oktober 2016].

[7] A. W. Harto, Teknologi Reaktor Maju, Yogyakarta: Universitas Gadjah Mada.

[8] S. M. Goldberg and R. Rosner, “Nuclear Reactors: Generation to Generation,” 2011. [Online].

Available: https://www.amacad.org/pdfs/nuclearReactors.pdf. [Accessed 19 Oktober 2016].

[9] Wikipedia, “Kashiwazaki-Kariwa Nuclear Power Plant,” Wikipedia, [Online]. Available:

https://en.m.wikipedia.org/wiki/Kashiwazaki-Kariwa_Nuclear_Power_Plant. [Accessed 20

Oktober 2016].

[10] Institut de Radioprotection et de Surete Nucleaire, “Overview of Generation IV (Gen IV) Reactor

Design,” 24 September 2012. [Online]. Available:

www.irsn.fr/EN/Research/publications…/Scientific…/GENIV_texte_VA_241012a.pdf. [Accessed

12 Oktober 2016].

[11] J. E. Kelly, “Atoms for Peace – The Next Generation,” 29 September 2016. [Online]. Available:

https://www.gen-4.org/gif/upload/docs/application/pdf/2016-10/genivwebinar_johnkelly_9-

29-16.pdf. [Accessed 20 Oktober 2016].

12

[12] D. L. Moses, “Very High-Temperature Reactor (VHTR) Proliferation Resistance and Physical

Protection (PR&PP),” Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, 2010.

 

 

 

You May Also Like

Leave a Reply

%d bloggers like this: