Mengenal Proses Kerja dan Jenis-Jenis PLTN 

Harmonisa Transformator (dan Penanganannya)

Transformator Daya dan Cara Pengujiannya

 Dilihat dari proses berlangsungnya, ada dua jenis reaksi nuklir, yaitu reaksi nuklir berantai tak terkendali dan reaksi nuklir berantai terkendali. Reaksi nuklir tak terkendali terjadi misal pada ledakan bom nuklir. Dalam peristiwa ini reaksi nuklir sengaja tidak dikendalikan agar dihasilkan panas yang luar biasa besarnya sehingga ledakan bom memiliki daya rusak yang maksimal. Agar reaksi nuklir yang terjadi dapat dikendalikan secara aman dan energi yang dibebaskan dari reaksi nuklir tersebut dapat dimanfaatkan, maka manusia berusaha untuk membuat suatu sarana reaksi yang dikenal sebagai reaktor nuklir. Jadi reaktor nuklir sebetulnya hanyalah tempat dimana reaksi nuklir berantai terkendali dapat dilangsungkan. Reaksi berantai di dalam reaktor nuklir ini tentu sangat berbeda dengan reaksi berantai pada ledakan bom nuklir.

 Sejarah pemanfaatan energi nuklir melalui Pusat Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) dimulai beberapa saat setelah tim yang dipimpin Enrico Fermi berhasil memperoleh reaksi nuklir berantai terkendali yang pertama pada tahun 1942. Reaktor nuklirnya sendiri sangat dirahasiakan dan dibangun di bawah stadion olah raga Universitas Chicago. Mulai saat itu manusia berusaha mengembangkan pemanfaatan sumber tenaga baru tersebut. Namun pada mulanya, pengembangan pemanfaatan energi nuklir masih sangat terbatas, yaitu baru dilakukan di Amerika Serikat dan Jerman. Tidak lama kemudian, Inggris, Perancis, Kanada dan Rusia juga mulai menjalankan program energi nuklirnya. 

Listrik pertama yang dihasilkan dari PLTN terjadi di Idaho, Amerika Serikat, pada tahun 1951. Selanjutnya pada tahun 1954 PLTN skala kecil juga mulai dioperasikan di Rusia. PLTN pertama di dunia yang memenuhi syarat komersial dioperasikan pertama kali pada bulan Oktober 1956 di Calder Hall, Cumberland. Sistim PLTN di Calder Hall ini terdiri atas dua reaktor nuklir yang mampu memproduksi sekitar 80 juta Watt tenaga listrik. Sukses pengoperasian PLTN tersebut telah mengilhami munculnya beberapa PLTN dengan model yang sama di berbagai tempat.

Energi Nuklir

 N = (1/235) x 6,02 x 1023 = 25,6 x 1020 atom 235U.

 Karena setiap proses fisi bahan bakar nuklir 235U disertai dengan pelepasan energi sebesar 200 MeV, maka 1 g 235U yang melakukan reaksi fisi sempurna dapat melepaskan energi sebesar :

 E = 25,6 x 1020 (atom) x 200 (MeV/atom) = 51,2 x 1022 MeV

 Jika energi tersebut dinyatakan dengan satuan Joule (J), di mana 1 MeV = 1.6 x 10-13 J, maka energi yang dilepaskan menjadi :

 E = 51,2 x 1022 (MeV) x 1,6 x 10-13 (J/MeV) = 81,92 x 109 J

 Dengan menganggap hanya 30 % dari energi itu dapat diubah menjadi energi listrik, maka energi listrik yang dapat diperoleh dari 1 g 235U adalah :

 Elistrik = (30/100) x 81,92 x 109 J = 24,58 x 109 J

 Karena 1J = 1 W.s ( E = P.t), maka peralatan elektronik seperti pesawat TV dengan daya (P) 100 W dapat dipenuhi kebutuhan listriknya oleh 1 g 235U selama :

 t = Elistrik / P = 24,58 x 109 (J) / 100 (W) = 24,58 x 107 s

 Angka 24,58 x 107 sekon (detik) sama lamanya dengan 7,78 tahun terus-menerus tanpa dimatikan. Jika diasumsikan pesawat TV tersebut hanya dinyalakan selama 12 jam/hari, maka energi listrik dari 1 g 235U bisa dipakai untuk mensuplai kebutuhan listrik pesawat TV selama lebih dari 15 tahun.

 Contoh perhitungan di atas dapat memberikan gambaran yang cukup jelas mengenai kandungan energi yang tersimpan di dalam bahan bakar nuklir. Energi panas yang dikeluarkan dari pembelahan satu kg bahan bakar nuklir 235U adalah sebesar 17 milyar kilo kalori, atau setara dengan energi yang dihasilkan dari pembakaran 2,4 juta kg (2.400 ton) batubara. Melihat besarnya kandungan energi tersebut, maka timbul keinginan dalam diri manusia untuk memanfaatkan energi nuklir sebagai pembangkit listrik dalam rangka memenuhi kebutuhan energi dalam kehidupan sehari-hari. 

Proses Kerja Pusat Listrik Tenaga Nuklir

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. 

Jenis-Jenis PLTN

 Perbedaan jenis reaktor daya yang dikembangkan antara satu negara dengan negara lain juga dipengaruhi oleh tingkat penguasaan teknologi yang terkait dengan nuklir oleh masing-masing negara. Pada awal pengembangan PLTN pada tahun 1950-an, pengayaan uranium baru bisa dilakukan oleh Amerika Serikat dan Rusia, sehingga kedua negara tersebut pada saat itu sudah mulai mengembangkan reaktor daya berbahan bakar uranium diperkaya. Sementara itu di Kanada, Perancis dan Ingris pada saat itu dipusatkan pada program pengembangan reaktor daya berbahan bakar uranium alam. Oleh sebab itu, PLTN yang pertama kali beroperasi di ketiga negara tersebut menggunakan reaktor berbahan bakar uranium alam. Namun dalam perkembangan berikutnya, terutama Inggris dan Perancis juga mengoperasikan PLTN berbahan bakar uranium diperkaya.

 Sebagian besar reaktor daya yang beroperasi dewasa ini adalah jenis Reaktor Air Ringan atau LWR (Light Water Reactor) yang mula-mula dikembangkan di AS dan Rusia. Disebut Reaktor Air Ringan karena menggunakan H2O kemurnian tinggi sebagai bahan moderator sekaligus pendingin reaktor. Reaktor ini terdiri atas Reaktor Air tekan atau PWR (Pressurized Water Reactor) dan Reaktor Air Didih atau BWR (Boiling Water Reactor) dengan jumlah yang dioperasikan masing-masing mencapai 52 % dan 21,5 % dari total reaktor daya yang beroperasi. Sedang sisanya sebesar 26,5 % terdiri atas berbagai type reaktor daya lainnya. Berikut ini akan dibahas lebih lanjut berbagai jenis PLTN yang dewasa ini beroperasi diberbagai negara.

 • Reaktor Air Didih

 Pada reaktor air didih, panas hasil fisi dipakai secara langsung untuk menguapkan air pendingin dan uap yang terbentuk langsung dipakai untuk memutar turbin. Turbin tekanan tinggi menerima uap pada suhu sekitar 290 ºC dan tekanan sebesar 7,2 MPa. Sebagian uap diteruskan lagi ke turbin tekanan rendah. Dengan sistim ini dapat diperoleh efisiensi thermal sebesar 34 %. Efisiensi thermal ini menunjukkan prosentase panas hasil fisi yang dapat dikonversikan menjadi energi listrik. Setelah melalui turbin, uap tersebut akan mengalami proses pendinginan sehingga berubah menjadi air yang langsung dialirkan ke teras reaktor untuk diuapkan lagi dan seterusnya. Dalam reaktor ini digunakan bahan bakar 235U dengan tingkat pengayaannya 3-4 % dalam bentuk UO2. 

Pada tahun 1981, perusahaan Toshiba, General Electric dan Hitachi melakukan kerja sama dengan perusahaan Tokyo Electric Power Co. Inc. untuk memulai suatu proyek pengembangan patungan dalam rangka meningkatkan unjuk kerja sistim Reaktor Air Didih dengan memperkenalkan Reaktor Air Didih Tingkat Lanjut atau A-BWR (Advanced Boiling Water Reactor). Kapasitas A-BWR dirancang lebih besar untuk mempertinggi keuntungan ekonomis. Di samping itu, beberapa komponen reaktor juga mengalami peningkatan, seperti peningkatan dalam fraksi bakar, penyempurnaan sistim pompa sirkulasi pendingin, mekanisme penggerak batang kendali dan lain-lain.

• Reaktor Air Tekan

 Reaktor Air Tekan juga menggunakan H2O sebagai pendingin sekaligus moderator. Bedanya dengan Reaktor Air Didih adalah penggunaan dua macam pendingin, yaitu pendingin primer dan sekunder. Panas yang dihasilkan dari reaksi fisi dipakai untuk memanaskan air pendingin primer. Dalam reaktor ini dilengkapi dengan alat pengontrol tekanan (pessurizer) yang dipakai untuk mempertahankan tekanan sistim pendingin primer. 

Sistim pressurizer terdiri atas sebuah tangki yang dilengkapi dengan pemanas listrik dan penyemprot air. Jika tekanan dalam teras reaktor berkurang, pemanas listrik akan memanaskan air yang terdapat di dalam tangki pressurizer sehingga terbentuklah uap tambahan yang akan menaikkan tekanan dalam sistim pendingin primer. Sebaliknya apabila tekanan dalam sistim pendingin primer bertambah, maka sistim penyemprot air akan mengembunkan sebagian uap sehingga tekanan uap berkurang dan sistim pendingin primer akan kembali ke keadaan semula. Tekanan pada sistim pendingin primer dipertahankan pada posisi 150 Atm untuk mencegah agar air pendingin primer tidak mendidih pada suhu sekitar 300 ºC. Pada tekanan udara normal, air akan mendidih dan menguap pada suhu 100 ºC.

 Dalam proses kerjanya, air pendingin primer dialirkan ke sistim pembangkit uap sehingga terjadi pertukaran panas antara sistim pendingin primer dan sistim pendingin sekunder. Dalam hal ini antara kedua pendingin tersebut hanya terjadi pertukaran panas tanpa terjadi kontak atau percampuran, karena antara kedua pendingin itu dipisahkan oleh sistim pipa. Terjadinya pertukaran panas menyebabkan air pendingin sekunder menguap. Tekanan pada sistim pendingin sekunder dipertahankan pada tekanan udara normal sehingga air dapat menguap pada suhu 100 ºC. Uap yang terbentuk di dalam sistim pembangkit uap ini selanjutnya dialirkan untuk memutar turbin. 

Dari uraian di atas tergambar bahwa sistim kerja PLTN dengan Reaktor Air Tekan lebih rumit dibandingkan dengan sistim Reaktor Air Didih. Namun jika dilihat pada sistim keselamatannya, Reaktor Air Tekan lebih aman dibandingkan dengan Reaktor Air Didih. Pada Reaktor Air Tekan perputaran sistim pendingin primernya betul-betul tertutup, sehingga apabila terjadi kebocoran bahan radioaktif di dalam teras reaktor tidak akan menyebabkan kontaminasi pada turbin. Sedang pada Reaktor Air Didih, kebocoran bahan radioaktif yang terlarut dalam air pendingin primer dapat menyebabkan terjadinya kontaminasi pada turbin. Reaktor Air Tekan juga mempunyai keandalan operasi dan keselamatan yang sangat baik. Salah satu faktor penunjangnya adalah karena reaktor ini mempunyai koefisien reaktivitas negatif. Apabila terjadi kenaikan suhu dalam teras reaktor secara mendadak, maka daya reaktor akan segera turun dengan sendirinya. Namun karena menggunakan dua sistim pendingin, maka efisiensi thermalnya sedikit lebih rendah dibandingkan dengan Reaktor Air Didih.

• Reaktor Air Berat atau HWR (Heavy Water Reactor)

Dalam pengoperasian reaktor CANDU, kemurnian D2O harus dijaga pada tingkat 95-99,8 %. Air berat merupakan bahan yang harganya sangat mahal dan secara fisik maupun kimia tidak dapat dibedakan secara langsung dengan H2O. Oleh sebab itu, perlu adanya usaha penanggulangan kebocoran D2O baik dalam bentuk uap maupun cairan. Aliran ventilasi dari ruangan dilakukan secara tertutup dan selalu dipantau tingkat kebasahannya, sehingga kemungkinan adanya kebocoran D2O dapat diketahui secara dini. 

• Reaktor Magnox atau MR (Magnox Reactor)

Reaktor Magnox menggunakan bahan bakar dalam bentuk logam uranium atau paduannya yang dimasukkan ke dalam kelongsong paduan magnesium (Mg). Reaktor ini dikembangkan dan banyak dioperasikan oleh Inggris. Termasuk dalam reaktor jenis ini adalah reaktor penelitian pertama di dunia yang dibangun oleh tim pimpinan Enrico Fermi di Chicago, Amerika Serikat. Reaktor Magnox menggunakan CO2 sebagai pendingin, grafit sebagai moderator, dan uranium alam sebagai bahan bakar. Panas hasil fisi diambil dengan mengalirkan gas CO2 melalui elemen bakar menuju ke sistim pembangkit uap. Dari pertukaran panas ini akan dihasilkan uap air yang selanjutnya dapat dipakai untuk memutar turbin. 

Hasil dari usaha dalam penyempurnaan unjuk kerja Reaktor Magnox adalah diperkenalkannya Reaktor Maju Berpendingin Gas atau AGR (Advanced Gas-cooled Reactor). Dalam reaktor ini juga menggunakan CO2 sebagai pendingin, grafit sebagai moderator, namun bahan bakarnya berupa uranium sedikit diperkaya yang dibungkus dengan kelongsong dari baja tahan karat. Pengayaan bahan bakar ini dimaksudkan untuk meningkatkan efisiensi thermal dan fraksi bakar bahan bakarnya. 

• Reaktor Temperatur Tinggi atau HTR (High Temperature Reactor)

Reaktor Temperatur Tinggi adalah jenis reaktor yang menggunakan pendingin gas helium (He) dan moderator grafit. Reaktor ini mampu menghasilkan panas hingga 750 ºC dengan efisiensi thermalnya sekitar 40 %. Panas yang dibangkitkan dalam teras reaktor dipindahkan menggunakan pendingin He (sistim primer) ke pembangkit uap. Dalam pembangkit uap ini panas akan diserap oleh sistim uap air umpan (sistim sekunder) dan uap yang dihasilkannya dialirkan ke turbin. Dalam reaktor ini juga ada sistim pemisah antara sistim pendingin primer yang radioaktif dan sistim pendingin sekunder yang tidak radioaktif. 

Elemen bahan bakar yang digunakan dalam Reaktor Temperatur Tinggi berbentuk bola, tiap elemen mengandung 192 gram carbon, 0,96 gram 235U dan 10,2 gram 232Th yang dapat dibiakkan menjadi bahan bakar baru 233U. Proses fisi dalam teras reaktor mampu memanaskan gas He hingga mencapai suhu 750 _C. Setelah terjadi pertukaran panas dengan sistim sekunder, suhu gas He akan turun menjadi 250 ºC. Gas He selanjutnya dipompakan lagi ke teras reaktor untuk mengambil panas fisi, demikian seterusnya. Dalam operasi normal, reaktor ini membutuhkan bahan bakar bola berdiameter 60 mm sebanyak ± 675.000 butir yang diletakkan di dalam teras reaktor. Rata-rata setiap butir bahan bakar tinggal di dalam teras selama enam bulan pada operasi beban penuh. q

Daftar Pustaka

1. ANONIM, Nuclear Power, the Environment and Man, International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria (1984).
2. ANONIM, Nuclear Energy in Japan, International Nuclear Corporation Center, Japan (1984).
3. ANONIM, Pengenalan Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN), Atomos, Vol 1(2), Badan Tenaga Atom Nasional, Jakarta (1986).
4. ANONIM, Peningkatan Peranan Energi Nuklir di 15 Negara, Buletin BATAN, Th. XII (3), Badan Tenaga Atom Nasional (1991) Hal. 28-29
5. ANONIM, Energi Nuklir, Ilmu Pengetahuan Populer, Vol. 3, Grolier International Inc./P.T. Widyadara (1997) hal. 266-279.
6. BENNETT, L.L., et.al., Nuclear Power Performance and Safety, IAEA Bulletin, Vol. 29 (4), Vienna, Austria (1987) pp. 5-12.
7. COHEN, B. L., Concept of Nuclear Physics, Tata McGraw-Hill Publishing Company Ltd., New Delhi (1982).
8. EICHHOLZ, G. G., Environmental Aspects of Nuclear Power, An Arbor Science Publisher Inc., Mich 48106 (1977).
9. GLASSTONE, S. and JORDAN, W. H., Nuclear Power and Its Environment Effects, American Nuclear Society, Illinois (1981).
10. KLUEH, RONALD, Future Nuclear Reactor - Safety First ?, New Scientist (April 1986) pp. 41-45.
11. KNIEF, R. ALLEN, Nuclear Energy Technology, Hemisphere Publishing Corporation, Washington (1981)
12. MURRAY, RAYMOND L., Nuclear Energy, Pergamon Press, Oxford (1980).

• Harmonisa Transformator (dan Penanganannya)
• Transformator Daya dan Cara Pengujiannya