PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR

A. PENGERTIAN PLTN

• Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir,adalah sumber energi alternatif yang digunakan untuk membangkitkan energi listrik
• Pembangkit listrik tenaga nuklir adalah stasiun pembangkit listrik thermal dimana panas yang dihasilkan diperoleh dari satu atau lebih reaktor nuklir pembangkit listrik.

B. SEJARAH PLTN

Pembangkit listrik tenaga nuklir dikembangkan karena sumber energi minyak bumi adalah satu – satunya sumber energi untuk pembangkit listirk. Reaktor nuklir Yg pertama kali adalah stasiun pembangkit percobaan EBR-Ipada 2O Desember 1951 di dekat Arco, Idaho, Amerika Serikat. Pada 27 Juni 1954, PLTN pertama dunia yang menghasilkan listrik untuk jaringan listrik (power grid) mulai beroperasi di Obnins, Uni Soviet.

C. JENIS PLTN

• Reaktor Air Tekan PWR (Pressure Water Reactor)
• Reaktor Temperatur Tinggi atau HTGR (High Temperature Gas Reactor)
• Reaktor Air Didih atu BWR (Boiling Water Reactor
• LMFBR (Liquid Metal Fast Breeding Reactor)
• Reaktor Pendingin Gas (Gas Cooled Reactor, GCR)

D. Reaksi fisi

Reaktor tak lain adalah tempat bereaksi. Dalam hal ini, pengertian sehari hari yang dipakai ialah reaksi inti. Reaksi fisi adalah suatu reaksi pembelahan, yang disebabkan oleh neutron yang secara umum dapat ditulis sebagai:

X + n ——> X1 + X2 + (2 - 3) n + E.

Beberapa hal yang perlu diketahui dalam jenis reaksi tersebut adalah:

1). X disebut inti bahan fisil (fisile material), yang secara populer disebut "bahan bakar" karena dalam reaksi ini dibebaskan sejumlah energi. Hanya beberapa inti dapat bereaksi fisi yaitu 238U, 235U, 233U dan 239Pu di mana kedua unsur terakhir merupakan unsur buatan manusia karena tidak terdapat di alam sebagai hasil dari reaksi inti-inti 232Th dan dan 238U dengan neutron.

2). Keboleh jadian suatu inti berfisi dinyatakan dengan sf (fission microscopic cross section = penampang fisi mikroskopik), di mana besaran tersebut tergantung dari energi neutron yang bereaksi dengan suatu inti-tertentu. Sebagai contoh dapat disebutkan bahwa nilai sf 238U besar pada energi neutron rendah (termal) tetapi kecil pada energi tinggi. Sebaliknya nilai sf 238U kecil pada saat neutron berenergi besar. Untuk 239Pu dan 233U mempunyai sf besar pada energi tinggi, oleh karena itu bahan ini digunakan sebagai bahan bakar pada reaktor cepat.

3). Dari reaksi dihasilkan dua inti baru sebaga hasil fisi, X1 dan X2 yang berupa inti-inti yang tidak stabil. Untuk menjadi stabil inti-inti tersebut meluruh (decay) dengan mengeluarkan sinar-sinar maupun partikel.

4). Adanya neutron-neutron baru yang dihasilkan dari reaksi inti tersebut dapat melanjutkan reaksi fisi hingga mungkin terjadi reaksi berantai, dan pada keadaan tertentu bila tidak dikendalikan maka reaksi berantai tersebut dapat menjadi suatu ledakan. Reaksi nuklir yang tidak terkendali merupakan prinsip kerja bom nuklir. Neutron yang dihasilkan oleh fisi mempunyai energi yang tinggi, ± 2 MeV, jika fisii diharapkan terjadi pada En rendah (energi termal 0,025 eV), maka neutron yang baru lahir tersebut harus diturunkan energinya dahulu dengan jalan hamburan-hamburan. Di dalarn reaktor neutron mempunyai kemungkinan-kemungkinan untuk:

a. diserap tanpa menimbulkan fisi

b. diserap mengakibatkan fisi

c. hilang dari sistim

d. hamburan

Jadi penurunan energi neutron berkompetisi dengan kemungkinankemungkinan yang lain, dan untuk dapat menghitung masing-masing kemungkinan perlu diselidiki mekanisme reaksi masing-masing.

5). Reaksi fisi mengeluarkan energi total E, sebesar 200 MeV. Dengan menggunakan data konversi satuan dan data fisika, dapat dihitung bahwa bila semua inti-inti 1 gram uranium melakukan fisi maka kalor yang dikeluarkan setara dengan kalor yang dihasilkan oleh pembakaran 1 ton batu bara. Jelas dari gambaran tersebut bahwa, kalor yang dikeluarkan dari reaksi inti sangat besar.

Telah dijelaskan bahwa reaktor yang lazim dipakai saat ini bekerja atas dasar reaksi fisi (pemecahan) inti atom. Sebagai bahan bakar umumnya digunakan Uranium 235U yang kandungannya telah diperkaya. Uranium alam mempunyai kandungan 235U hanya sekitar 0,7 persen, selebihnya adalah 238U.

Untuk memecah inti isotop Uranium digunakan neutron lambat ('thermalneutron'). Uranium yang menangkap neutron segera menjadi tidak stabil. Inti Uranium yang tidak stabil hanya dapat bertahan selama kurang lebih sepertriliun detik (10-12 detik) sebelum mengalami proses fisi menjadi inti-inti X1 dan X2 serta sekitar dua sampai tiga neutron yang siap untuk memecah inti 235U lainnya. Kemudian ketiga neutron tadi diserap oleh inti-inti isotop Uranium lain, tiga proses yang sama akan terjadi dengan produksi akhir sekitar sembilan neutron. Proses berulang-ulang ini dinamakan reaksi berantai ('chain reaction') yang merupakan prinsip kerja reaktor. Pada setiap proses pemecahan tadi, inti atom akan melepaskan energi yang sesuai dengan hilangnya jumlah massa inti-inti di akhir proses rumus E=mc2. Jadi jumlah energi yang dihasilkan akan sebanding dengan banyak proses yang terjadi dan sebanding dengan jumlah neutron yang dihasilkan.

Untuk mengendalikan atau mengatur reaksi berantai dalam reaktor nuklir digunakan bahan yang dapat menyerap neutron misalnya Boron dan Cadmium, yang bertujuan untuk mengatur populasi neutron. Dengan mengatur populasi neutron ini dapat ditentukan tingkat daya raktor, bahkan reaksi dapat dihentikan sama sekali (tingkat daya mencapai titik 0) pada saat semua neutron terserap oleh bahan penyerap. Perangkat pengatur populasi neutron pada reaktor ini disebut batang kendali. Jika batang kendali disisipkan penuh diantara elemen bakar, maka batang kendali akan menyerap neutron secara maksimum sehingga reaksi berantai akan dihentikan dan daya serap batang kendali akan berkurang bila batang kendali ditarik menjauhi elemen bakar.

Reaksi fisi

SUMBER ENERGI UTAMA

SUMBER ENERGI	Energi	Bahan bakar per 1000 MWe
	per kg bahan bakar	plant per tahun
Fisi Nuklir	50.000 kWh	30 ton
Batu bara	3 kWh	2.600.000 ton
Minyak bumi	4 kWh	2.000.000 ton

E. PRINSIP KERJA PLTN REAKTOR AIR DIDIH ( BOILING WATER REACTOR,BWR )

Pada reaktor air didih, air pendingin dididihkan di dalam bejana reaktor sehingga menghasilkan uap. Uap ini kemudian secara langsung dialirkan ke turbin yang memutar generator listrik. Setelah uap air menggerakkan turbin,uap disalurkan ke kondenser dan diubah menjadi air kembali. Dengan pompa utama, air kemudian dikembalikan ke bejana reaktor. Sebagian air pendingin yang berada dalam bejana reaktor disirkulasi dengan pompa (disebut pompa resirkulasi). Air yang keluar dari pompa resirkulasi disalurkan ke bagian bawah teras reaktor melalui katup yang bekerja sebagai pompa jet. Tekanan dari pompa resirkulasi ini akan menaikkan kecepatan aliran air pendingin dalam teras reaktor.

Reaktor tipe ini menggunakan air (H2O) sebagai pendingin dan moderator, Air pendingin digunakan untuk mengambil panas yang dihasilkan dalam teras reaktor (reactor core) sehingga temperatur air akan naik. Temperatur air dibiarkan meningkat hingga mencapai titik didih. Uap yang dihasilkan pada proses pendidihan air kemudian disalurkan untuk memutar turbin yang terhubung dengan generator listrik.

F. Sistem keselamatan

Pada saat terjadi penyesuaian terhadap permintaan beban, tekanan pendingin dalam bejana reaktor dapat naik atau turun. Untuk mengatasi kenaikan dan penurunan tekanan dalam bejana reaktor, digunakan cara pengendalian dengan mengatur bukaan katup uap dari reaktor ke turbin. Metode ini disebut Reactor-master/Turbin-slave (metode mengikuti beban). Jika pada suatu ketika, oleh suatu sebab yang tak terduga, turbin mendadak berhenti,aliran uap yang menuju turbin dibelokkan ke jalur pintas (tidak melalui turbin) melalui katup pintas. Dengancara ini kenaikan tekanan yang cukup tinggi dalam bejana reaktor dapat dihindarkan. Bila suatu ketika terjadi kecelakaan yang menyebabkan pipa saluran air pendingin terputus atau bocor sehingga pendinginan reaktor tidak cukup, maka fasilitas sistem pendinginan teras darurat (Emergency Core Cooling System, ECCS) bekerja. Dalam sistem ECCS ini terdapat sistem penyemprot teras (core spray system), sistem susut tekanan mandiri (self-depressurization system) dan penyemprot teras tekanan rendah.

Sebelumnya telah dijelaskan salah satu sistem keselamatan yang dapat menjamin reaktor akan berhenti jika terjadi kondisi anomali / kecelakaan. Bila suatu ketika terjadi kecelakaan yang menyebabkan pipa saluran air pendingin terputus atau bocor sehingga pendinginan reaktor tidak cukup, maka fasilitas sistem pendinginan teras darurat (Emergency Core Cooling System, ECCS) seperti terlihat pada Gambar 5-1 dan 5-2 bekerja. Dalam sistem ECCS ini terdapat sistem penyemprot teras (core spray system), sistem susut tekanan mandiri (self-depressurization system) dan penyemprot teras tekanan rendah.Pada saat terjadi kerusakan batang bahan bakar, air pendingin dari teras yang bertekanan tinggi dan bertemperatur tinggi akan mengandung bahan radioaktif yang berasal dari batang bahan bakar. Air pendingin yang mengandung bahan radioaktif tidak boleh keluar dari reaktor karena berbahaya. Untuk menghindari lepasnya bahan radioaktif dalam reaktor terdapat bejana reaktor yang berfungsi sebagai pengungkung (containment) material berbahaya jika terjadi kecelakaan, dan terdapat juga katup isolasi yang mengisolasi bejana reaktor dan sistem di luarnya. Peningkatan tekanan pada saat terjadi isolasi bejana reaktor dihindari dengan sistem supresi. Sistem ini akan mengalirkan uap yang terbentuk ke kolam supresi. Dalam kolam supresi yang berisi air, uap akan besentuhan dengan air dan mengalami kondensasi yang mengakibatkan turunnya tekanan uap.Apabila kecelakaan berlangsung dalam waktu yang lama, teras reaktor dapat meleleh. Kondisi ini akan menyebabkan terjadinya kenaikan tekanan yang diikuti dengan kenaikan temperatur dalam bejana reaktor.Apabila bejana reaktor tidak didinginkan, struktur bejana kemungkinan akan rusak. Untuk mengatasi hal ini, disediakan sistem penyemprot untuk melakukan tugas-tugas pendinginan dan penurunan tekanan. Dalam hal terjadi kebocoran bejana reaktor, disediakan pula sistem pengelolaan bocoran gas agar tetap tidak menyebarluas ke lingkungan.Pada kecelakaan kebocoran pendingin, temperatur bahan bakar dan kelongsongnya akan naik. Kenaikan temperatur ini akan memicu reaksi antara air dan logam yang menghasilkan gas hidrogen. Hidrogen yang bertemperatur tinggi ini dapat mengancam keutuhan struktur bejana reaktor. Untuk mencegah kejadian ini,bejana reaktor dilengkapi dengan ruang kosong khusus untuk menampung gas bentukan. Di samping itu,terdapat fasilitas untuk mereaksikan hidrogen yang timbul, agar dapat bergabung kembali dengan oksigen menjadi air.

G. Jenis reaktor air didih

Reaktor Air Didih Maju (Advanced Boiling WaterReactor, ABWR)

Reaktor Air Didih Termodifikasi (Modified BWR)

H. Perbandingan kerja ABWR dan BWR

H. Dampak dari PLTN

Beberapa dampak yang ditimbulkan oleh PLTN

• Limbah Radioaktif : limbah radioaktif yang dihasilkan termasuk dalam kategori limbah khusus berbahaya
• Radiasi : Radiasi yang berasal dari bahan radioaktif dapat menimbulkan kontaminasi terhadap manusia dan biosfernya.

I. KEUNGGULAN PLTN

• Tidak menghasilkan emisi gas rumah kaca
• Tidak menghasilkan gas-gas berbahaya
• Sedikit menghasilkan limbah padat
• Biaya bahan bakar rendah
• Sangat sedikit menghasilkan sehingga dapat menhgurangi pemanasan global

J. KEKURANGAN PLTN

• Bahaya radiasi yang dapat membahayakan makhluk hidup
• Limbah radioaktif tingkat tinggi yang dihasilkan dapat bertahan hingga ribuan tahun
• Resiko kecelakaan nuklir : kecelakaan nuklir terbesar adalah kecelakaan Chernobyl (yang tidak mempunyai containment building)

K. KESIMPULAN

Energi tenaga nuklir saat ini di Indonesia masih hanya sekedar teori dan perencanaan, namun untuk mereallisasikannya masih sulit karena banyak pro dan kontra, padahal jika dikelola dengan baik dan benar dapat mengatasi krisis energi yang terjadi di Indonesia.