Reaktor Grafit Berpendingin Gas (Gas Cooled Reactor, GCR)

RINGKASAN

Reaktor Grafit Berpendingin Gas (Gas Cooled Reactor, GCR) adalah reaktor berbahan bakar uranium alam dengan moderator grafit dan berpendingin gas karbon dioksida (CO2). PLTN tipe GCR yang pertama kali dibangun dengan skala penuh adalah Calder Hall-1 60 MWe yang mulai dioperasikan pada tahun 1956. 

Reaktor ini mempunyai suatu kelemahan, yaitu mahal untuk daya yang besar. Tetapi dengan pertimbangan bahwa sebagai bahan bakar dapat digunakan uranium alam, faktor keselamatan tinggi, sudah pernah dibangun dan dioperasikan serta mempunyai cukup pengalaman operasi, maka PLTN tipe ini sebenarnya layak untuk dioperasikan secara komersial. Salah satu bentuk penyempurnaan PLTN tipe GCR pernah dioperasikan di Jepang dari tahun 1996, tetapi karena faktor ekonomi pada tahun 1998 PLTN tersebut ditutup. Pada PLTN Calder Hall, sebagai bahan pelapis dan kelongsong bahan bakar digunakan logam paduan magnox dengan magnesium sebagai bahan utamanya. Oleh karena itu reaktor ini sering disebut Reaktor Magnox.

Untuk mengetahui lebih banyak tentang reaktor ini silah kan download file PDF "Reaktor Grafit Berpendingin Gas (Gas Cooled Reactor, GCR)" di sini

Read More

Reaktor Air Tekan Tipe Rusia (VVER)

RINGKASAN

Kepanjangan VVER dalam bahasa Rusia adalah “VODO-VODYANOI ENERGETICHESKY REAKTOR – VVER”, Jika diartikan dalam bahasa Inggris adalah “WATER-WATER POWER REACTOR – WWER). Reaktor Daya (Pendingin) Air – (Moderator) Air, dalam bahasa Indonesia disingkat sebagai RDAA.Tipe reaktor air tekan VVER buatan Rusia atau dahulu disebut Uni Soviet banyak beroperasi di negara-negara Eropa Timur yang dahulu di bawah pemerintahan Uni Soviet.

Tipe yang ada adalah VVER 440 (daya listrik 440 MWe) dan VVER 1000 (daya listrik 1000 MWe). Untuk tipe VVER 440, terdapat dua generasi yaitu generasi VVER 440/V-230 dan VVER 440/V-213. Oleh negara-negara Eropa Barat, tipe VVER 440/V-230 ditengarai mempunyai masalah yang berkaitan dengan keselamatan, yaitu sistem pendingin darurat tidak memadai dan tidak ada struktur konstruksi bejana tekan pengungkung reaktor. Oleh karena itu desain reaktor tipe ini mendapat prioritas IAEA untuk ditinjau ulang. Tetapi reaktor generasi ketiga, yaitu VVER-1000, mempunyai banyak kemiripan dengan reaktor air tekan buatan Eropa Barat, sehingga faktor-faktor yang berkaitan dengan keselamatan dapat disejajarkan dengan reaktor serupa buatan Eropa Barat. Bahkan saat ini telah didesain reaktor yang mempunyai faktor keselamatan dan ekonomi yang lebih tinggi, yaitu VVER-640. 

Desain reaktor ini telah mendapat kepercayaan dan beberapa diantaranya direncanakan untuk dibangun. Penyempurnaan reaktor tipe VVER-1000 adalah NP-1100. Sementara itu dikembangkan pula PBER-600, suatu reaktor bentuk modular yang dapat ditempatkan di daerah perkotaan.

Untuk mengetahu lebih jauh tentang Reaktor ini, silahkan download PDF "Reaktor Air Tekan Tipe Rusia (VVER)" di sini

Read More

Reaktor Air Tekan (Pressurized Water Reactor/PWR)

Ringkasan

Dalam PLTN tipe Reaktor Air Tekan, air ringan digunakan sebagai pendingin dan medium pelambat neutron (moderator neutron). Teras reaktor diletakkan dalam satu bejana. Sistem air pendingin yang melalui teras reaktor disebut sistem pendingin primer. Di dalam sistem primer tidak diperbolehkan terjadi pendidihan, karena itu sistem dibuat bertekanan yang tinggi. Dari sistem pendingin primer yang bertekanan tinggi dan bertemperatur tinggi ini, air pendingin dialirkan ke pipa-pipa dalam alat pembangkit uap. Di luar pipa ini air (dalam sistem pendingin sekunder) menerima panas dari air pendingin primer dan mengalami penguapan. Uap yang terjadi dari air pendingin sekunder ini kemudian dialirkan ke turbin untuk memutar generator listrik.

Reaktor Air Tekan yang beroperasi pada saat ini dapat dibagi menjadi dua, yaitu tipe reaktor Barat (Amerika- Eropa) dan tipe reaktor Rusia (VVER). Tipe reaktor Barat diwakili oleh tipe Combustion Engineering (CE) dan Bibcock &Wilcock (B & W). Kedua tipe mempunyai bentuk perangkat bahan bakar yang sama dengan tampang lintang potongan berbentuk bujur sangkar, dan menggunakan pembangkit uap vertikal. Terdapat sedikit perbedaan dalam sistem pendingin dan pembangkit uap. Bentuk tampang lintang potongan perangkat bahan bakar reaktor air tekan Rusia adalah segi enam, dan pembangkit uap diletakkan secara horisontal.

Kini sedang dikembangkan reaktor air tekan yang lebih aman dan ekonomis. Reaktor tersebut adalah Reaktor Air Tekan Maju (Advanced Pressurized Water Reactor) buatan Westinghouse (WH), System80+ buatan CE. Keduanya berukuran besar. Untuk yang berukuran menengah dengan pembangkitan daya sebesar 600 MWth, terdapat reaktor AP600 buatan WH. Dalam waktu dekat di Jepang direncanakan akan dibangun reaktor air tekan maju.

Untuk download file PDF "Reaktor Air Tekan (Pressurized Water Reactor/PWR)" silahkan klik di sini

Read More

Rancangan Pengujian Sistem Permunian Gas Pendingin Premier (HTGR)

RANCANGAN PENGUJIAN SISTEM PEMURNIAN GAS PENDINGIN PRIMER HTGR.
 

Pemanfaatan PLTN saat ini tidak hanya terbatas pada fungsinya sebagai pembangkit tenaga listrik, tapi juga berkembang untuk aplikasi lainnya seperti produksi hidrogen, desalinasi, dll., yang diistilahkan sebagai reaktor kogenerasi. Reaktor ini umumnya dari jenis High Temperature Gascooled Reactor (HTGR), dengan menggunakan heat exchanger khusus untuk pendingin berupa gas helium, yang mampu menghasilkan output panas jauh lebih tinggi dibandingkan dengan PLTN konvensional. Untuk menjaga tingkat efisiensi pertukaran panas, perlu dijaga kemurnian gas helium sebagai pendingin primer dari pengotornya (impurity). Dalam makalah dibahas rancangan sistem pemurnian gas pendingin primer reaktor kogenerasi, namun dalam implementasinya di lapangan sistem pemurnian ini memerlukan pengujian dalam rangka quality control, agar dalam pengoperasiannya tidak menimbulkan masalah. Karakteristik sistem pemurnian gas helium ditentukan dengan menggunakan simulator fisik untai uji reaktor, untuk memperoleh hubungan antara efisiensi sistem pendingin primer reaktor terhadap tingkat kemurnian gas pendinginnya. Dengan diketahuinya laju proses pemurnian gas pendingin melalui pengujian secara langsung, maka dapat diketahui unjuk kerja / efisiensi heat transfer dari loop primer. Hasil kajian menunjukkan bahwa konsep rancangan pengujian sistem pemurnian gas pendingin primer ini memungkinkan untuk diimplementasikan pada reaktor kogenerasi HTGR di lapangan.

Untuk mengethui lebih rinci tentang artikel PDF "Rancangan Pengujian Sistem Permunian Gas Pendingin Premier (HTGR)"

Silahkan download di sini

Read More

Reaktor Pendingin Gas Suhu Tinggi

Reaktor nuklir dengan pendingin gas adalah reactor yang menggunakan bahan non logam terutama grafit yang berfungsi sebagai moderator, gas CO2 dan uranium alam sebagai bahan bakar. Hal ini dimaksudkan agar moderator (system reactor pendingin gas) ini dapat menerima suhu yang sangat tinggi. Reaktor ini sebelumnya dinamakan magnox, karena bahan bakarnya menggunakan lapisan suatu campuran logam dengan magnesium.

Untuk mengetahui lebih rinci tentang makalah "Reaktor Pendingin Gas Suhu Tinggi"

Silahkan download makalahnya di sini

Read More