REAKTOR AIR BERAT PENDINGIN GAS (HEAVY WATER GAS COOLED REACTOR, HWGCR)

RINGKASAN

Reaktor Air Berat Pendingin Gas (Heavy Water Gas Cooled Reactor, HWGCR) adalah suatu tipe reaktor yang memakai bejana tekan dengan moderator air berat dan pendingin karbondioksida. HWGCR menggunakan air berat sebagai moderator neutron, sehingga efisiensi penggunaan neutron (ekonomi neutron) tinggi. Gas yang digunakan sebagai pendingin memungkinkan operasi pada temperatur tinggi dan menjadikan reaktor akan memiliki efisiensi termal yang tinggi pula. Walaupun reaktor tipe ini mempunyai ekonomi neutron tinggi tetapi karena kegagalan pengembangan kelongsong bahan bakar dari bahan berilium, maka perkembangan reaktor tipe ini menjadi tersendat. Oleh karena itu sampai saat ini hanya 4 buah reaktor saja yang pernah dibangun, itupun semuanya sudah ditutup.

URAIAN

1. Seleksi Pendingin pada Reaktor Air Berat

Reaktor Air Berat (Heavy Water Reaktor, HWR) adalah sebutan untuk reaktor (biasanya ditujukan pada reaktor daya) yang menggunakan air berat sebagai bahan moderator neutron. Tipe reaktor pembangkit daya lainnya yang cukup terkenal adalah Reaktor Air Ringan (Light Water Reactor, LWR) yang menggunakan air ringan (air biasa) sebagai bahan untuk memoderasi neutron sekaligus berlaku sebagai pendingin reaktor. Untuk reaktor air berat, walaupun tidak menggunakan air berat sebagai pendingin asalkan digunakan air berat sebagai moderator maka disebut HWR.

Seperti halnya pada reaktor tipe LWR, jika pada reaktor tipe HWR dipakai sistem bejana tekan maka air berat selain bertindak sebagai moderator neutron dapat juga digunakan sebagai pendingin reaktor. Tetapi disain seperti ini jarang terlihat, yang sering dijumpai adalah desain HWR yang menggunakan pipa tekan sebagai saluran pendingin dan diluar pipa tekan terdapat bahan moderator (air berat). Pada kebanyakan disain HWR, di dalam pipa tekan diletakkan bahan bakar, dan pendingin mengalir di dalamnya untuk mengambil panas bahan bakar. Di luar pipa tekan terdapat moderator air berat, di antara bejana tekan dan moderator terdapat ruang yang pada sisi luar dibatasi oleh dinding tabung (suatu tipe reaktor menyebut tabung ini dengan tabung/pipa kalandria), ruang ini biasanya diisi dengan bahan/lapisan yang kurang menghantar panas.

Sebagai bahan pendingin yang dialirkan dalam pipa tekan dapat dipilih bahan-bahan seperti, air berat, air ringan (air biasa), bahan organik, gas dan lain sebagainya. Jika sebagai pendingin dipilih gas, maka reaktor tipe ini disebut sebagai Reaktor Air Berat Pendingin Gas (Heavy Water Gas Cooled Reactor, HWGCR) atas secara terbalik sering pula disebut Gas Cooled Heavy Water Reactor (GCHWR). Gas yang sering digunakan adalah gas karbondioksida CO₂.

2. Karakteristik Reaktor Air Berat Pendingin Gas

Karakteristik dari reaktor/PLTN tipe HWGCR diantaranya adalah: sebagai bahan moderator neutron digunakan air berat yang mempunyai serapan terhadap neutron rendah sehingga ekonomi neutron menjadi bagus; sebagai bahan pendingin digunakan gas yang tahan terhadap temperatur tinggi sehingga temperatur pendingin mencapai temperatur tinggi yang pada akhirnya efisiensi termal menjadi tinggi juga. Walaupun reaktor moderator air berat mempunyai ekonomi neutron baik, jika pendingin yang mengalir dalam pipa tekan adalah air biasa, maka temperatur dan tekanan operasi terbatas pada kondisi di bawah titik didih. Jika temperatur terlalu tinggi efeknya akan mengenai turbin. Disamping itu jika digunakan air sebagai medium kerja, maka kondisi uap juga dibatasi oleh kondisi uap jenuh. Pada reaktor tipe HWGCR dengan pendingin gas, maka batas atas temperatur pendingin hanya dibatasi oleh batasan kemampuan material pembuat bahan bakar, kelongsong bahan bakar, pipa tekan dan perangkat pembangkit uap. Biasanya turbin reaktor HWGCR bekerja pada kondisi uap panas lanjut yang mempunyai temperatur lebih tinggi dari uap jenuh.

Keistimewaan HWGCR berikutnya adalah tekanan dan temperatur air berat sebagai moderator tidak perlu tinggi, dan karena itu kecil kemungkinan terjadinya kebocoran air berat yang secara ekonomi mahal harganya. Kalau dipertimbangkan adanya aktivasi neutron terhadap air berat dan air biasa yang menghasilkan tritium yang merupakan pemancar radiasi beta, maka dipandang dari aspek keselamatan terhadap operator HWGCR yang berpendingin gas lebih menguntungkan dari pada PHWR yang berpendingin air.

HWGCR yang berpendingin gas juga mempunyai kelebihan ditinjau dari pendinginnya (gas), yaitu jika terjadi perubahan temperatur gas tidak mengalami perubahan fasa atau kondisinya cenderung lebih stabil dan aman. Selain itu, jika terjadi kecelakaan tidak ada diskontinuitas pendingin (yang menghambat proses pendinginan), dan lagi tidak perlu kuatir tentang adanya reaksi antara pendingin dan bahan bakar. Pada pendingin gas kandungan bahan pengotor rendah sehingga aktivasi pengotor kecil dan tingkat radioaktivitas reaktor menjadi rendah.

3. Persoalan Kelongsong pada Reaktor Air Berat Pendingin Gas

Telah diuraikan pada bagian sebelumnya bahwa keistimewaan dari reaktor tipe HWGCR adalah ekonomi neutron dan efisiensi termal yang tinggi. Untuk merealisasikan tingkat ekonomi neutron dan efisiensi termal yang lebih tinggi lagi, atau bahkan sampai pada tingkat maksimum, diperlukan bahan bakar dan kelongsong bahan bakar yang mempunyai tingkat serapan neutron yang rendah (agar neutron yang terserap menjadi bertambah sedikit dan dapat dipergunakan lebih banyak untuk reaksi fissi) serta tahan terhadap temperatur tinggi. Pada pertengahan tahun 50-an hingga awal tahun 1960 di Perancis, Amerika dan negara-negara maju lainnya dilakukan penelitian untuk mendapatkan bahan kelongsong bahan bakar yang cocok (kompatibel, sesuai, tidak menimbulkan reaksi-reaksi yang tidak diinginkan) dengan pendingin gas karbondioksida. Diantara logam-logam yang dianggap cocok tersebut adalah berilium dan logam-logam paduannya.

Pada kenyataannya berilium dan logam paduannya, pada ketebalan yang tipis sukar dibentuk, selain itu ketahanan terhadap radiasi dalam waktu lama dan kemampuan membungkus bahan bakar (agar zat radioaktif dalam bahan bakar tidak bocor keluar dari kelongsong) pada temperatur tinggi tidak dapat diandalkan (kehandalannya rendah). Oleh karena keandalan kelongsong dari logam berilium dan paduannya rendah, dan untuk pengembangan bahan kelongsong ini akan dibutuhkan waktu lama dengan tingkat keberhasilan yang belum pasti, maka baik di Inggris maupun Peancis nasib realisasi PLTN komersial tipe HWGCR ditunda sampai waktu yang belum ditetapkan. Akhirnya di Inggris realisasi HWGCR bergeser ke Reaktor Air Berat Pembangkit Uap (Steam Generated Heavy Water Reactor, SGHWR) dan di Perancis sebagai langkah awal telah dibangun reaktor tipe HWGCR EL-4 tetapi untuk bahan kelongsong digunakan stainless steel. Tetapi yang menjadi penyebab tertundanya program HWGCR tidak hanya disebabkan oleh kasus bahan kelongsong bahan bakar saja, lebih cenderung pada ketidak pastian akan ditemukannya bahan pembuat kelongsong yang ideal. Ketidak pastian ini menjadi faktor lain yang menurunkan daya tarik HWGCR hingga 50 % dan menjadikan salah satu faktor penundaan realisasi PLTN tipe HWGCR yang komersial.

4. Perkembangan di Inggris

Di Inggris perkembangan reaktor pipa tekan moderator air berat ditandai dengan pembangunan Reaktor Pembangkit Uap Moderator Air Berat (Steam Generated Heavy Water Reactor, SGHWR) Winfrith 100 MWe yang dimulai pada tahun 1963. Reaktor ini beroperasi dari tahun 1968 hingga tahun 1990. Unjuk kerja operasional dari reaktor ini sebenarnya tidak buruk dan pada waktu itu (walaupun untuk sementara waktu) telah masuk dalam kebijakan pemerintah Inggris, tetapi oleh karena faktor ekonomi dan sebab-sebab lain reaktor ini tidak pernah memegang peran sebagai PLTN utama di Inggris. Perlu dicatat bahwa penentuan kebijakan pengembangan SGHWR oleh pemerintah dilakukan dengan pemikiran yang sungguh-sungguh. Disain ukuran pipa tekan dan bahan untuk reaktor air berat berpendingin gas (HWGCR) sangat mendekati dengan yang diterapkan/dipakai di SGHWR, sehingga proses disain SGHWR dapat dilakukan dengan cepat. Perbedaan yang ada adalah digunakannya bahan zirkonium sebagai pipa tekan, selain itu diterapkan juga sistem sambungan "RORUDO JOINT = LORD JOINT" untuk menghubungkan teras dengan saluran pendingin di luar teras.

Pipa tekan pada disain reaktor disusun secara vertkal sehingga panjang pipa akan menjadi tinggi teras reaktor efektif. Jumlah pipa tekan dapat diatur sedemikian rupa (berdasarkan konsep modular) sehingga peningkatan daya reaktor dapat dilakukan dengan penambahan jumlah pipa tekan.

Seperti telah diuraikan di atas, karena pengembangan bahan kelongsong dari berilium belum jelas kelanjutannya, maka pada SGHWR yang dibangun di Inggris uap dibangkitkan pada perangkat pembangkit uap yang menerima panas dari gas dengan temperatur 660 ^oC dan tekanan 40 atm. Cara pembangkitan uap ini menuntut ukuran perangkat pembangkit uap yang besar dan tidak ekonomis, oleh karena itu pada tahun 1958 konsep disain reaktor dihentikan. Walaupun demikian, pada reaktor tipe SGHWR, disain sistem lain selain pipa tekan dapat dikatakan berhasil.

5. Reaktor EL-4 Perancis

Di Perancis, pada awal pengembangan reaktor pembangkit daya dibangun PLTN pendingin gas karbondioksida moderator grafit yang mirip dengan PLTN Magnox yang ada di Inggris. Berdasarkan pengaruh tersebut, Perancis memusatkan perhatian pada reaktor moderator air berat pendingin gas karbondioksida, sehingga dibangun reaktor daya prototipe EL-4 70 MWe (temperatur pendingin gas keluar dari teras 500 ^oC) di BURENIRIS, dan reaktor mulai dioperasikan (kritis pertama kali) pada tahun 1966.

Reaktor ini direncanakan akan menggunakan berilium sebagai bahan kelongsong, tetapi tidak pernah terwujud, dan pada akhirnya digunakan bahan stainless steel (dikemudian hari diganti dengan paduan logam zirkonium). Bahan bakar dari reaktor EL-4 adalah uranium oksida dengan pengkayaan rendah.

PLTN EL-4 mulai menghasilkan listrik pada tahun 1967. Pada tahun berikutnya 5 diantara 16 buah perangkat pembangkit uap mengalami kerusakan, yaitu pada bagian sambungan las pipa-pipa pemindah panas, sehingga operasi reaktor dihentikan. Baru setelah dilakukan penggantian pada perangkat pembangkit uap yang bermasalah (penggantian dilakukan dari tahun 1971 sampai dengan tahun 1975) PLTN EL-4 dioperasikan kembali. Tetapi pada tahun 1975 BURUTANYU yang menuntut kemerdekaan melakukan pemboman dua kali sehingga PLTN EL-4 yang mengalami kerusakan karena bom tersebut tidak dibangun lagi (mengingat arah kebijakan selanjutnya adalah pengembangan reaktor air tekan) dan akhirnya proyek EL-4 dihentikan pada tahun 1985. Beberapa keistimewaan EL-4 di antaranya adalah pipa tekan yang dipasang horisontal, dan pada kedua ujungnya difasilitasi alat yang memudahkan penggantian dan reposisi bahan bakar dalam kondisi reaktor beroperasi.

6. Reaktor Air Berat Pendingin Gas Lain

Berdasarkan beberapa referensi sejarah, PLTN tipe HWGCR yang sempat beroperasi jumlahnya tidak banyak, hanya 4 buah, termasuk EL-4. PLTN tersebut diantaranya adalah Bohunice A-1 110 Mwe di Chekoslovakia, Kernkraftwerk Niederaichbach (KKN) 100 MWe di Jerman barat, dan Lucens 8 MWe di Swis. Spesifikasi utama dari PLTN tipe HWGCR tersebut diperlihatkan pada Tabel 1. Pipa tekan PLTN Bohunice Chekoslovakia terpasang tegak berada dalam tabung tekan yang terbuat dari baja. Dari lubang pemasukan dan pengeluaran pendingin gas dihubungkan dengan pipa penyalur pendingin ke 3 buah perangkat pembangkit uap. PLTN ini mulai beroperasi pada tahun 1965 dan ditutup pada tahun 1977.

Reaktor Jerman KKN 100 MWe dibangun pada tahun 1970, sebagai bahan bakarnya adalah uranium oksida dengan pengkayaan rendah dan bahan kelongsong terbuat dari stainless steel. Bahan bakar berbentuk pin dan digabungkan menjadi suatu kluster. Pipa tekan dipasang tegak dari bagian atas pipa tekan sehingga dimungkinkan dilakukannya penggantian bahan bakar pada saa reaktor sedang beroperasi.

PLTN Lucens di Swis masih berupa reaktor daya eksperimental. Sesuai dengan rencana pengembangan pemerintah reaktor ini dibangun dengan tenaga manusia (tidak banyak melibatkan mesin dan produksi masal) pada tahun1966 dan didekomisioning (ditutup) pada tahun 1973. Bahan bakar reaktor ini terbuat dari logam uranium pengkayaan rendah berbentuk pin dan dimasukkan ke dalam kelongsong yang terbuat dari campuran logam magnesium-zirkonium. Pada teras reaktor terdapat grafit pendukung, dalam moderator air berat diletakkan pipa tekan vertikal dengan pendingin gas mengalir di dalamnya dari arah atas ke bawah dan kemudian dikumpulkan lagi di bagian atas teras reaktor.

7. Perkembangan di Jepang

Di negara Jepang terdapat proyek nasional pengembangan reaktor pembangkit daya dari tipe reaktor air berat pipa tekan yang disebut Advanced Thermal Reactor (ATR). Reaktor Fugen yang mulai beroperasi pada tahun 1979 adalah reaktor tipe ATR. Reaktor Fugen diharapkan menjadi suatu reaktor pembangkit daya produk domestik negara Jepang. Waktu itu, pada tahun 1963 sampai dengan 1965 secara tergesa-gesa ditetapkan bahwa reaktor yang akan dikembangkan adalah reaktor air berat. Sebagai pendingin, dalam berbagai studi banding dan penelitian dipertimbangkan akan digunakan gas karbondioksida, tetapi pada akhirnya dipilih air biasa yang dapat dan dibiarkan mendidih dalam teras reaktor. Dalam memilih bahan pendingin dipertimbangkan alternatif air berat bertekanan, air biasa bertekanan, embun (fog) air biasa dan pendingin organik. Sebab utama mengapa pada akhirnya pendingin gas karbondioksida kalah dan akhirnya dipilih pendingin air didih adalah karena persoalan bahan kelongsong berilium yang tidak tentu bilamana akan dapat terpecahkan. Selain itu, pada kenyataannya sifat air telah cukup dikenal dan dimanfaatkan dalam berbagai reakyasa teknik, terutama sebagai pendingin.

8. Fenomena dan Implementasi Pelimbahan Reaktor

Tabel 2 memperlihatkan beberapa contoh PLTN yang telah didekomisioning (ditutup dan dilimbahkan) pada berbagai negara. Pada tabel tersebut, terlihat bahwa untuk PLTN tipe HWGCR yang hanya berjumlah 4 buah, diantaranya 3 buah telah didekomisioning. Memang benar PLTN tipe HWGCR tidak pernah memberi sumbangan yang signifikan apalagi menjadi PLTN utama dalam pembangkitan daya listrik, tetapi dari tabel tersebut, jika dipandang dari sudut teknologi dekomsioning reaktor, ketiga PLTN HWGCR ini memberikan contoh pelaksanaan dekomisioning yang datanya dapat digunakan untuk meningkatkan pengetahuan dalam mendekomisioning PLTN.

TABEL:

Tabel 1. Unjuk kerja reaktor HWGCR di beberapa negara
Tabel 2. Daftar PLTN yang telah didekomsioning (HWGCR muncul di dalamnya)

---