reaktor air mendidih (bwr) adalah bentuk reaktor air ringan kedua yang paling umum dengan desain siklus langsung yang menggunakan komponen pasokan uap yang lebih sedikit lebih besar dibandingkan reaktor bertekanan air (pwr), yang mempekerjakan siklus tidak langsung.
desain pabrik abwr standar memiliki output listrik bersih sekitar 1,35 gw (3,926 gw tenaga panas).
sedangkan bwr sekitar 1,1 gw (3,293 gw tenaga panas).
sedangkan energi yang diperoleh selama ini dihasilkan dari uap bertekanan tinggi pada pltu digunakan untuk memutar turbin.
tenaga gerak putar turbin ini kemudian diubah menjadi tenaga listrik dalam sebuah generator.
perbedaan pltn dengan pembangkit lain terletak pada bahan bakar yang digunakan untuk menghasilkan uap, yaitu uranium.
reaksi pembelahan (fisi) inti uranium menghasilkan tenaga panas (termal) dalam jumlah yang sangat besar serta membebaskan 2 sampai 3 buah neutron.
untuk meningkatkan kepercayaan dan diterimanya kehadiran pltn oleh masyarakat dunia, maka dikembangkan pula desain pltn mutakhir seperti pltn jenis abwr (advanced boiling water reactor) yang merupakan reaktor air didih lanjut, yaitu tipe modifikasi dari reaktor air didih (bwr) yang ada pada saat ini.
perbaikan ditekankan pada keandalan, keselamatan, limbah yang rendah, kemudahan operasi dan faktor ekonomi.
perlengkapan khas abwr yang mengalami perbaikan desain adalah (1) pompa internal, (2) penggerak batang kendali, (3) alat pengatur aliran uap, (4) sistem pendinginan teras darurat, (5) sungkup reaktor dari beton pra-tekan, (6) turbin, (7) alat pemanas untuk pemisah uap (penurun kelembaban).
pltn jenis abwr mempunyai tingkat keselamatan yang lebih tinggi dan teknologi yang mapan.
masyarakat tidak perlu mengkhawatirkan pembangunan pltn di indonesia, sebab desain pltn cukup aman dan andal.
selain itu dalam menyongsong pembangunan pltn, sosialisasi kepada masyarakat perlu dilakukan secara terus menerus, serta penyiapan sdm yang berkualitas mutlak sangat diperlukan.
advanced boiling water reactor (abwr) merupakan proyek reaktor berteknologi maju dan berukuran besar yang pertama diimplementasikan pada pembangunan reaktor kashiwazaki-kariwa unit 6 dan 7 di jepang dan dioperasikan pada tahun 1996 dan 1997.
reaktor ini adalah reaktor jenis abwr (1356 mwe).
seluruh sistem reaktor abwr ini mengalami peningkatan teknologi dan prosedur operasional, kinerja dan burn up yang lebih baik, interface manusia-mesin dengan computer dan peningkatan latihan dengan simulator.
reaktor ini merupakan pltn mutakhir dan modern pertama di dunia yang mempunyai kapasitas listrik netto yang tertinggi.
reaktor abwr ini menggunakan sistem resirkulasi dengan pompa internal, mekanisme penggerakan batang kendali yang baik, tiga sistem pendinginan darurat, dan bejana pengungkung beton.
dengan desain ini diperoleh faktor ketersediaan yang meningkat, keselamatan yang lebih tinggi, reaktor yang lebih kompak dan mudah digunakan, dan sistem turbin yang efisien.
reaktor abwr merupakan reactor daya pembangkit listrik tenaga nuklir yang menggunakan air ringan sebagai pendingin maupun modearatornya.
pada raktor daya yang dimanfaatkan adalah uap panas bersuhu dan bertekanan tinggi yang dihasilkan oleh reaksi fisi untuk memutar turbin, sedangkan neutron cepat dihasilkan diubah menjadi neutron lambat untuk berlangsungnya reaksi berantai dan sebagian lagi tidak dimanfaatkan.
reaksi fisi berantai hanya terjadi apabila neutron termal atau lambat mampu menembak uranium-235 yang lainnya hingga terjadilah reaksi berantai secara terus menerus.
cara mengubah neutron yang berkecepatan tinggi menjadi neutron berkecepatan rendah (neutron lambat) adalah dengan menumbukkannya pada inti atom hidrogen dalam air.
jadi air di dalam kolam reaktor ini berfungsi sebagai pemerlambat (moderator), sebagai pendingin dan juga sebagai perisai radiasi.
beberapa bahan pada umumnya yang dipergunakan sebagai bahan pendingin reaktor nuklir adalah air ringan (h2o) (batan.go.id;08).
karakteristik reaktor abwr
pompa internal reaktor (pendingin teras)
evolusi desain teras bwr dimulai dengan desain bwr-1,kemudian evolusi bwr-1 menjadi bwr-2 dengan meningkatkan sistem siklus ganda menjadi siklus langsung (direct cycle), sehingga dengan desain ini dapat memperkecil kegagalan dan meningkatkan angka keselamatan serta menekan biaya komponen.
kemudian sistem pendinginan teras darurat diubah dengan mempercepat kecepatan panas bahan bakar dengan mengganti injeksi pompa biasa menjadi sistem injeksi pompa jet (jet-pump) yang ditempatkan di antara core shroud support dan permukan dalam bejana didih.
desain ini dinamakan bwr-3, kemudian ditingkatkan lagi menjadi bwr-4.
perubahan dilaksanakan dengan mengubah rapat daya teras dengan mengubah tipe bundel bahan bakar dari 40,74 kw/liter menjadi 49,16 kw/liter (model p/bp8x5r) selanjutnya ditingkatkan lagi menjadi 50,15 kw/liter (model ge4), dan 50,5 kw/liter (model ge5) dengan mengubah tipe bundle bahan bakar.
kemudian bwr-4 menjadi bwr-5 dengan meningkatkan keselamatan pendingin teras darurat dan pemasangan instalasi komponen valve flow control pada sistem resirkulasi.
kemudian menjadi bwr-6 dengan peningkatan jet-pump, pemisah uap dan sistem eccs, dan perubahan desain bundel bahan bakar.
evolusi dalam hal sistem pembangkit uap nuklir, evolusi yang dilaksanakan adalah sistem sirkulasi pendingin reaktor abwr mengadopsi pompa internal berjenis motor basah tanpa mengunakan shaft seal.
pompa resirkulasi pendingin reaktor pada desain sebelumnya terletak di luar bejana tekan (reactor pressure vessel, rpv), pada desain bwr dipasang di dalam bejana.
hal ini menbuat berkurangnya pemipaan eksternal di luar bejana, yang tentunya memberikan peningkatan terhadap keselamatan dan pengoperasian reaktor.
teras reaktor akan tertutup dan terselubungi dengan air dalam hal terjadinya kejadian loss of coolant accident (loca).
pusat gravitasi abwr akan menjadi lebih rendah dibandingkan bwr, sehingga meningkatkan ketahahan terhadap gempa.
gambaran tentang pompa internal reaktor dapat dilihat dari gambar 4.
peningkatan aspek ekonomi
untuk meningkatkan aspek keselamatan dan aspek ekonomi, bejana tekan reactor terbuat dari beton berulang baja (rccv).
oleh karena pipa pendingin tidak ada, penerapan rpv dan disain titik berat reactor yang rendah serta terintegrasinya rccv dengan bangunan reaktor maka reaktor akan lebih tahan terhadap gempa.
keistimewaan bejana pengukung reaktor dari bahan gabungan beton bertulang baja:
titik beratnya lebih rendah
bejana pengukung terintegrasi dengan bengunan
sistem penggerak batang kendali
sistem penggerak batang kendali menggunakan sistem fine motion control roddrive (fmcrd).
abwr mengombinasikan fungsi fmcrd dimana dapat menggerakkan batang kendali menggunakan motor listrik sebagai tambahan terhadap penggerak piston secara hidrolik.
beberapa keuntungan antara lain adalah penggunaan kontrol secara lebih baik dan lebih mudah, memberikan kontribusi terhadap integrasi bahan bakar, dan waktu startup lebih pendek dengan pengoperasian otomatis.
sistem hidrolik dioptimasikan dan disederhanakan dengan digunakannnya 2 buah crdm atau akumulator dan mengeliminir sistem penonaktifan scram.
(scram discharge system).
keandalan ditingkatkan dengan digunakannya diversifikasi dan redundansi metode crd, mekanisme pendeteksian secara penuh dan berkelanjutan, redundansi mekanisme pendeteksian yang terpisah.
perbandingan antara sistem fmcrd antara bwr dan abwr
keuntungan konstruksi penggerak batang kendali yang telah disempurnakan
dengan motor listrik gerakan lebih teliti
kendali reaktivitas mudah dilakukan
start-up operasi lebih cepat karena modus operasi group
optimasi dan penyederhanaan sistem hidrolik
1 unit sistem hidrolik dapat memancang 2 batang kendali
sistem eksekusi pancang tidak perlu
radioaktivitas rendah dan pemeriksaan berkala menjadi lebih singkat
rumah parsial mempermudah pemeriksaan
aplikasi penopang rumah internal
diversifikasi penggerak batang kendali
konstruksi pemekrisaan terpisah
kopling bayonet, penyambungan andal
konsep pendingin darurat
setiap kecelakaan yang mengakibatkan kerugian dari reaktor secara otomatis set off the emergency core cooling system (eccs).
yang terdiri dari beberapa sistem keamanan, masing-masing berfungsi secara independen, eccs juga memiliki mesin diesel generator siaga yang mengambil alih kekuasaan jika eksternal terputus.
systems tekanan tinggi core flooder (hpcf) dan reaktor core isolasi cooling (rcic) sistem ini menyuntikkan inti ke dalam air dingin dan mengurangi tekanan reaktor.
system tekanan rendah flooder (lpfl), setelah tekanan dalam bejana reaktor berkurang, sistem ini injects air ke dalam bejana reactor.
reaktor inti yang kemudian didinginkan aman.
otomatis depressurization sistem, harus tingginya tekanan injeksi sistem gagal, sistem ini reaktor kapal yang menurunkan tekanan ke tingkat di mana lpfl sistem dapat berfungsi.
number of reactors
year completed (first criticality)
kashiwazaki-kariwa nuclear power plant
shika nuclear power plant
hokuriku electric power company
hamaoka nuclear power plant
on may 14, 2011 hamaoka 5 was shut down by the request of the japanese government.
shimane nuclear power plant reactor 3
chugoku electric power company
construction suspended in 2011
longmen nuclear power plant
1350gongliao township, republic of china
taiwan power company
construction halted in 2014
higashidri nuclear power plant
tohoku electric power and tepco
no firm plans
ma nuclear power plant
under construction, first nuclear plant for j-power
south texas project
1358bay city, texas, united states
nrg energy, tepco and cps energy
cancelled march 2011 nrg ends project to build new nuclear reactors
reaktor air didih
reaktor air bertekanan
kategori:reaktor air didih