Selamat datang di blog kami semoga menambah pengetahuan anda

Jumat, 15 Juli 2011

DAIICHI ACCIDENT III

Kecelakaan PLTN di Jepang (3)
Analisa Kecelakaan Reaktor BWR Fukushima
Riwayat Kejadian (file excel)
Fukushima-Daiichi-1 mempunyai kapasitas 460 MWe, dan Fukushima-Daiichi-3 mempunyai kapasitas 784 MWe. Jika reaktor sejenis di bangun di Semenanjung Muria dengan asumsi operasi normal maka penduduk setempat dalam radius > 3 km akan memperoleh dosis radiasi 0,03 µSv/tahun sampai dengan 0,42 µSv/tahun. Faktanya di daerah Fukushima untuk radius yang sama memperoleh dosis radiasi sekitar 0.07 µSv/tahun.
Jika dilihat dari pemberitaan dosis yang terukur adalah 1014 µSv/jam atau sekitar 1000 kali dari dosis normal, kemungkinan masih dalam pelepasan kondisi normal dengan tambahan aktivitas dari terikutnya produk fisi di teras+sistem pendingin+containment bersama dengan gas Hidrogen yang sengaja , karena faktor filterisasi adalah 10-100 kali (karena roof sudah meledak, maka yang dari containment langsung ke luar ke lingkungan). Dari dosis yang terpantau, kemungkinan kecil adanya bahan bakar yang meleleh.
Dari perhitungan  pesimistik dengan adanya 50 % melt down teras PLTN dengan kapasitas 1000MWe,untuk  kondisi parah dosis diperkirakan 4,48E-03 Sv/tahun (radius 0,8 km untuk pekerja radiasi batasannya 20 mSv/tahun): 1,14E-03 Sv/tahun (radius 3 km untuk masyarakat terbatas, batasannya 1-5 mSv/tahun); 6,53E-04 Sv/tahun  (radius 5 km untuk masyarakat umum, batasannya 1-5 mSv/tahun ) : 4,21E-05 Sv/tahun (radius 10 km untuk masyarakat,batasannya 1-5 mSv/tahun)dan 1,33E-05 Sv/tahun  (radius 20 km untuk masyarakat,batasannya 1-5 mSv/tahun). Jika penerimaan dosis radiasi di masyarakat mengalami peningkatan sekitar 105 dari dosis yang diterima pada operasi normal, maka perlu diselidiki kemungkinan adanya kegagalan/kebocoran teras atau bahan bakar.

DAIICHI ACCIDENT II

Kecelakaan PLTN di Jepang (2)
Benarkah Reaktor Fukushima Daiichi Meledak
Riwayat Kejadian (file excel)
Kompleks PLTN Fukushima Daiichi mempunyai enam buah PLTN, yaitu PLTN unit 1 – 6, yang dioperasikan oleh Tokyo Electric Power Company. PLTN unit 4, 5 dan 6 sedang dalam kondisi perawatan, sedangkan PLTN unit 1, 2 dan 3 sedang beroperasi normal. Gempa laut Sendai pada Jumat 11 Maret 2011 pukul 14:46 secara mendadak memicu sistem Safe Shutdown Earthquake dari tiga PLTN yang sedang operasi di kawasan Fukushima Daiichi untuk memadam reaktor secara otomatis. Semua sistem keselamatan beroperasi normal pada saat gempa terjadi hingga kemudian mengalami kegagalan setelah dilanda tsunami satu jam kemudian setelah gempa.
Gambar 1: Peluruhan panas setelah reaktor padam (shutdown)

DAIICHI ACCIDENT

Kecelakaan PLTN di Jepang (1)

Dampak Gempa dan Tsunami 11-3-2011 di Jepang
Terhadap PLTN Fukushima Daiichi Unit 1
Riwayat Kejadian (file excel)

Gempa dengan kekuatan 9 skala Richter yang diikuti oleh Tsunami pada hari Jumat tanggal 11 Maret 2011 telah memporak-porandakan negara Jepang. Gempa terjadi pada pukul 14:46 (waktu setempat) dan kemudian menimbulkan Tsunami setinggi hingga sepuluh meter yang melanda pantai pesisir timur Jepang satu jam kemudian. Sebagian besar daerah pantai timur Jepang mendapat dampak langsung dari tsunami. Gambar 1 berikut ini menunjukkan area daerah yang terkena dampak tersebut.
Gambar 1: Daerah yang terkena dampak gempa bumi Jepang 11-3-2011
Hingga saat ini Jepang mengoperasikan 54 buah PLTN, sedang membangun 2 buah PLTN dan merencanakan membangun 10 buah PLTN, sehingga total akan terdapat 66 buah PLTN yang akan dioperasikan di Jepang. Seperti ditunjukkan pada Gambar 2, lokasi PLTN tersebar di 19 tempat.
 
Gambar 2: Distribusi lokasi PLTN di Jepang

Progress Litbang reaktor maju (2)

RAKOR IFAR 2011: BATAN (PTRKN, PTAPB, PTBN), ITB, UGM, dan RISTEK
Forum teknologi reaktor maju Indonesia (Indonesian Forum for Advanced Reactors, IFAR) pada tanggal 19-20 April 2011 menyelenggarakan rapat koordinasi untuk membahas status dan kelanjutan litbang reaktor maju generasi ke-4 di Indonesia. Rapat koordinasi IFAR 2011 diikuti oleh wakil dari institusi di lingkungan BATAN (PTRKN, PTAPB dan PTBN), wakil dari perguruan tinggi (Teknik Fisika UGM, dan MIPA-ITB) dan wakil dari staf Deputi Menristek bidang Jaringan Iptek. Tema pertemuan kali ini adalah “Status dan Perencanaan Litbang Reaktor Generasi IV di Indonesia”.
Gambar Peserta rakor IFAR 2011: PTRKN, PTAPB, PTBN, ITB, UGM, RISTEK
Masing-masing perwakilan yang hadir dalam rakor IFAR ini adalah pihak yang terkait langsung dengan litbang reaktor generasi IV tipe VHTR, LFR, MSR, dan tema IFAR kali ini. Dr. Andang Widiharto dari UGM melaporkan status dan rencana litbang MSR dan perkembangan desain IMSR, Dr. Zaki Su’ud dari ITB melaporkan litbang reaktor generasi IV di ITB dan perkembangan desain reaktor SPINNOR. Status dan rencana litbang Reaktor Gas Temperatur Tinggi (RGTT) di BATAN dilaporkan oleh wakil dari PTAPB, PTBN dan PTRKN. Pada saat ini PTAPB sedang mengembangkan perangkat pabrikasi partikel bahan bakar TRISO skala laboratorium. Perangkat pabrikasi kernel bahan bakar telah dibuat dan menunjukkan kinerja yang baik, sedangkan perangkat pelapisan kernel untuk menjadi partikel TRISO masih dalam tahap pemodelan dan pengerjaan. PTBN akan menguji partikel TRISO serta bahan bakar yang dibuat PTAPB dan kemudian dilanjutkan dengan scale-up perangkat pabrikasi bahan bakar dari skala laboratorium menjadi prototipe. Perkembangan dan perencanaan desain konseptual reaktor daya maju kogenerasi berbasis reaktor gas temperatur tinggi (RGTT200K) dilaporkan oleh wakil dari PTRKN.
Dari rakor ini dihasilkan kesepakatan bahwa dalam forum ini, selain litbang VHTR, LFR dan MSR, akan dibahas beberapa litbang tambahan terkait dengan analisis keselamatan LWR terhadap kecelakaan Fukushima dan beberapa reaktor maju lainnya seperti reaktor hyperion, TWR dan lain sebagainya. Untuk menunjang litbang reaktor maju di Indonesia, telah pula disepakati beberapa konsep kerma yang akan diajukan ke Menristek melalui Deputi bidang jaringan Iptek. Litbang RGTT dan LWR safety improvement akan diajukan sebagai kerma regional di ASEAN melalui kerma Technical Working Group on Nuclear Power Plant (TWG-NPP), dan litbang HTGR akan diajukan untuk kerma antara Indonesia dan China (Tsinghua University). Dalam waktu dekat usulan kerma internasional tersebut akan dibahas lebih lanjut oleh Ristek (Deputi bidang jaringan Iptek), sebelum diajukan ke sekretariat ASEAN dan Kementrian Sains dan Teknologi China (MOST-China).
Sumber : Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir

Progress LITBANG reaktor maju (1)

Status LITBANG GEN-IV Tipe VHTR
Very High Temperature Reactors (VHTR) adalah salah satu dari enam tipe desain reaktor generasi ke-4 (Gen-IV), yang dalam waktu dekat akan mulai diwujudkan implementasinya. VHTR adalah reaktor Gen-IV yang desainnya diturunkan dari desain High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR). Prototipe HTGR telah dioperasikan di Jerman (AVR dan THTR-300) maupun USA (Fort St Vrain dan Peach Bottom). Dari enam tipe desain reaktor Gen-IV, reaktor yang diprediksi lebih dahulu akan segera dapat dimanfaatkan adalah Sodium Fast Reactors (SFR).
Beberapa prototipe dari SFR sudah mempunyai jam operasi, diantaranya yaitu PHENIX dan Super PHENIX di Prancis, MONJU di Jepang beberapa di Rusia dan Amerika. Pada saat ini India juga sedang membangun reaktor pembiak cepat dari tipe SFR ini. Sesuai dengan standar reaktor Gen-IV, semua reaktor Gen-IV harus mempunyai karakter sebagai reaktor pembiak, agar azas “sustainability” Gen-IV terpenuhi.
Ambisi negara Afrika Selatan dan China untuk menjadi negara pertama di dunia yang akan mewujudkan desain VHTR menimbulkan suatu kompetisi sehat dalam memacu pemanfaatan dua tipe desain reaktor Gen-IV, yaitu reaktor tipe SFR dan VHTR. Pebble Bed Mudular Reactor (PBMR) adalah VHTR yang dirancang oleh Afrika Selatan dan rencananya segera akan diwujudkan, tetapi oleh karena kesulitan pendanaan, pembangunan PBMR dibatalkan. Saingan negara Afrika Selatan dalam mengembangkan VHTR adalah China. Negara China sudah memulai pembangunan High Temperature Reactor Pebble-bed Module (HTR-PM) dengan daya termal 250 MWt (daya listrik 210 MWe). Gambar berikut ini menunjukkan tata letak instalasi HTR-PM yang akan dibangun di China
Gambar 1. Tata letak HTR-PM yang akan dibangun di Rongcheng (sumber Wu Zongxin, INET, Introduction of HTR-PM Demonstration Project, IAEA Technical Meeting on the Safety of HTGRs, Beijing, October 2007.
Gambar 2. Jadwal rencana pembangunan HTR-PM 250 MWt


Gambar 3a dan 3b. Pembangunan HTR-PM 250 MWt rencananya akan selesai pada tahun 2013, dan dilanjutkan dengan komisioning serta pengoperasian reaktor.  Situasi tapak tempat pembangunan HTR-PM pada bulan Februari 2009 ditunjukkan pada foto berikut ini.
Gambar 4. Situasi tapak HTR-PM per Februari 2009 (sumber presentasi Suyuan Yu, INET, Tsinghua University November 26-27, 2009 PSI)

Jumat, 08 Juli 2011

PRINSIP REAKTOR PEMBIAK CEPAT

RINGKASAN
Pada reaktor pembiak cepat dihasilkan bahan dapat belah yang baru lebih banyak daripada bahan yang dibakar. Setiap pembelahan inti menghasilkan 2 atau 3 neutron baru yang kemudian dapat bereaksi dengan inti atom lain. Apabila neutron-neutron baru ini bereaksi dengan U-238, maka akan terbentuk lebih banyak Pu-239.

URAIAN
Uranium alam terdiri dari dua isotop, yakni uranium-235 kurang lebih 0,7% dan sisanya 99,3% uranium-238. Uranium-235 yang jumlahnya sangat sedikit merupakan bahan dapat belah yang dapat melakukan reaksi pembelahan dengan neutron berenergi berapa pun. Sementara uranium-238 hanya dapat melakukan reaksi pembelahan dengan neutron yang berenergi lebih dari 1 MeV. U-238 dapat berubah menjadi U-239 dengan reaksi sebagai berikut:
rumus.gif (1840 bytes)

Setelah melepaskan sinar-beta dua kali, dan melalui neptunium-239, U-239 berubah menjadi Pu-239. Plutonium-239 adalah unsur buatan, yang seperti juga uranium-235 dapat melakukan reaksi pembelahan, sehingga dapat digunakan sebagai bahan bakar. Sementara uranium-238 sangat sulit untuk melakukan reaksi pembelahan sehingga disebut sebagai bahan fertile.
Ketika reaktor nuklir dioperasikan, bahan bakar reaktor yang mengandung bahan dapat belah seperti uranium-235, plutonium-239 dan bahan fertile uranium-238 akan dibakar bersama-sama, sehingga pada saat yang bersamaan, pembakaran bahan fertile akan menghasilkan bahan dapat belah baru. Jika jumlah bahan dapat belah yang dihasilkan melebihi jumlah yang telah dibakar, maka terjadilah pembiakan. Perbandingan antara jumlah bahan dapat belah (fisi) terhadap jumlah yang telah terbakar disebut rasio pembiakan.
Jika rasio pembiakan kurang dari satu, maka tidak disebut rasio pembiakan melainkan rasio perubahan.
Besaran fisika yang sangat penting untuk menentukan besarnya rasio pembiakan adalah jumlah rata-rata neutron yang dilepas (η) pada saat terjadi pembelahan. Gambar 1 memperlihatkan nilai η sebagai fungsi energi neutron untuk masing-masing inti bahan fisi. Agar pembiakan dapat terus berlangsung maka nilai η harus lebih besar dari 2. Pada reaktor yang sesungguhnya, neutron yang keluar dari teras reaktor dapat diserap oleh bahan struktur, sehingga nilai η dapat berkurang. Walaupun demikian, nilai η harus dapat dipertahankan pada nilai yang lebih besar dari 2.
Gambar 1 menunjukkan bahwa untuk mendapatkan nilai lebih besar dari 2, neutron cepat harus berenergi di atas 1 MeV untuk uranium-235, dan di atas 100 keV untuk plutonium-239. Nilai η semakin besar dengan meningkatnya energi neutron. Plutonium-239 memiliki rasio pembiakan lebih besar daripada uranium-235, sehingga mudah mengalami pembiakan. Karena itu, sebuah reaktor yang dapat melakukan reaksi pembelahan inti dengan neutron cepat adalah reaktor yang sesuai untuk melakukan pembiakan dan reaktor semacam ini disebut reaktor pembiak cepat.
Reaktor yang paling banyak digunakan sebagai pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN) adalah reaktor air ringan. Karena nilai η pada reaktor air ringan hanya sekitar 0,6, maka proses pembiakan tidak dapat berlangsung di dalam reaktor air ringan.

GAMBAR:
Gambar 1. Harga η bahan fisil U-233, U-235, Pu-239 dan Pu-241

MODEL REAKTOR PEMBIAK CEPAT

RINGKASAN
Terdapat dua model reaktor pembiak cepat, yakni model untai (loop) dan model tangki. Pada model untai, teras reaktor dikungkung oleh bejana reaktor, sedangkan pompa sirkulasi natrium primer, dan penukar panas intermediet (intermediate heat exchanger) berada di luar bejana reaktor. Pada model tangki, baik teras reaktor, pompa sirkulasi natrium primer, maupun penukar panas intermediet dikungkung oleh sebuah bejana reaktor yang besar. Kedua model ini memiliki kelemahan, oleh karena itu dikembangkan model lain yang disebut hybrid model.

URAIAN
Terdapat dua model reaktor pembiak cepat, yakni model untai dan model tangki. Gambar 1 dan Gambar 2 masing-masing memperlihatkan model untai dan model tangki.
1. Model untai (Gambar 1)
Pada model untai, teras reaktor dikungkung oleh bejana reaktor, sedangkan pompa sirkulasi natrium primer, dan penukar panas intermediet berada di luar bejana reaktor. Pada model ini, masing-masing mesin dan peralatan dapat dikembangkan secara sendiri-sendiri (modul). Hal ini membuat model untai sangat baik dalam hal pemeliharaan peralatan-peralatan pada sistem pendingin primer.
Bejana reaktor pada model untai hanya mengungkung teras reaktor. Ukuran bejana reaktor ini lebih kecil dibanding model tangki, lebih tahan terhadap gempa, jumlah natrium yang digunakan pun lebih kecil.
Suhu pendingin yang keluar dari teras reaktor sekitar 500 ~ 550 oC. Karena bahan bejana dan pipa terbuat dari stainless steel, maka pemuaian pipa karena panas merupakan masalah utama. Pada reaktor model untai sekarang ini, terlihat adanya pemuaian pipa karena panas, sehingga panjang pipa secara keseluruhan bertambah. Akibatnya pengungkung reaktor menjadi lebih besar sehingga tidak menguntungkan secara ekonomi. Untuk mengatasi hal tersebut saat ini dikembangkan sebuah cara dengan sistem coupling.
Reaktor eksperimen "Joyo" dan prototipe reaktor pembiak cepat "Monju" di Jepang, reaktor eksperimen "FFTF" milik Amerika Serikat dan prototipe reaktor "SNR-300" milik Jerman adalah model untai.
2. Model tangki (Gambar 2)
Pada model tangki, di dalam bejana reaktor ditempatkan teras reaktor, pompa sirkulasi natrium primer dan alat penukar panasintermediet, sehingga menjadi sebuah sistem tanpa pipa pendingin natrium primer. Secara keseluruhan sistem pendingin primer disusun dalam suatu bejana, sehingga menjadi ringkas. Dengan demikian pengungkung reaktor dapat dibuat menjadi lebih kecil, pipa pun dapat dihilangkan, yang pada akhirnya akan menjadi lebih menguntungkan secara ekonomis.
Untuk mencegah agar natrium pada pendingin sekunder tidak terkena paparan neutron dari teras reaktor, maka perlu ada penahan radiasi pada alat penukar panas intermediet. Bejana reaktor model tangki lebih besar dan lebih berat dibanding model untai, sehingga harus dilakukan berbagai penelitian struktur tahan-gempa.
Reaktor yang dianggap dapat mewakili reaktor pembiak cepat model tangki adalah reaktor prototipe "Phenix" dan reaktor eksperimen "Superphenix" di Perancis, Reaktor eksperimen EBR-11 di Amerika Serikat, reaktor prototipe PFR di Inggeris dan reaktor prototipe BN600 di Rusia.
3. Model lain
Untuk meningkatkan aspek keselamatan dan aspek ekonomi reaktor pembiak cepat, beberapa model reaktor telah diusulkan. Satu di antaranya yang merupakan gabungan model untai dan model tangki yakni model hybrid. Pada Gambar 4 diperlihatkan struktur reaktor model ini. Pada model hybrid, selain bejana reaktor seperti pada model untai, juga dipasang satellite pool, dimana di dalam bejana ini diletakkan pompa sirkulasi natrium primer dan penukar panas intermediet. Pada model ini, panjang pipa natrium primer lebih pendek, sehingga dapat mengurangi pengaruh panas dan pengaruh gempa terhadap bahan struktur, dan dapat mengurangi pemakaian bahan yang diperlukan.
Gambar 4 memperlihatkan model tangki berlapis dua, di mana model tangki ini telah menghilangkan pipa natrium primer dan pipa natrium sekunder, dan di bagian luar dari bejana reaktor (bejana primer) dipasang pompa sirkulasi natrium sekunder dan evaporator, serta bejana yang mengungkunginya yang disebut bejana sekunder.
Penelitian dan pengembangan untuk meniadakan sistem natrium sekunder terus berjalan, antara lain dengan menggunakan evaporator model pipa penghantar panas berlapis dua yang berfungsi untuk mencegah terjadinya reaksi natrium dengan air yang timbul karena rusaknya pipa penghantar panas. Pemanfaatan pipa penghantar berlapis dua ini menghilangkan sistem pendingin sekunder, termasuk alat penghantar panasintermediet, sehingga natrium yang telah mendinginkan teras reaktor dapat dilewatkan secara langsung ke evaporator.

GAMBAR: