REAKTOR TEMPERATUR TINGGI

(High Temperature Reactors)

IR. SOlEH SOMADIREDJA *)

ABSTRAK

Noskoh menjeloskon perkembongon Reoktor pendingin gas don moderator grafit dori permuloonjenis G.c. R. sompo; kepodo H. T.R.

Kedudukon H. T.R. sebogoi breeder Thermis memiliki prospek yang boik dimoso depon.H. T.G.R. sebago; reoktor yang sudoh kompetitip di Ameriko Serikot mosih biso dinoikkor'

kemompuonnyo untuk woktu yang okon do tong

I. CRITERIA DESIGN

H T R adalah reaktor yang didesign dengan 2 tujuan:

1. menghasil kan Iistrik (sebagai PLTN),

2. memanfaatkan persediaan Thorium di dunia, yang berlipat kali lebih bonyakdari persediaan Uranium yang biasa digunakan dalam PLTN umumnyasekarang.

Ada beberapa jenis H T R yang diperkembangkan di dunia dewasa ini, dan HTGR( High Temperature Gas Cool ed Reactors) yang dibuat Amerika Serikat merupakanjenis yang sudah kompetitip dewasa ini.Posisi H T R terhadap reaktor_reaktor lainnya adalah merupakan posisi tersendiri dalamarti kata bahwa:

1. H T R dalam jangka panjang bisa tidak tergantung dari bahan bakar Uraniumdan

2. dapat diperkembangkan ke arah breeder thermis. Jadi seandainya bahanbakar U_al am sudah sangat mahal di satu fihak dan reaktor cepat bel umbi sa komersi ii, maka H T R akan merupakan satu_satunya jawaban dal ampenggunaan PLTN untuk memenuhi kebutuhan Iistrik di dunia. Dari data_data yang bisa terkumpul maka HTGR tidak akan begitu terpengaruh dengankenaikan harga U30B berlainan halnya dengan LWR.

*) Sekretoriot BATAN

85

II. PERKEMBANGAN REAKTOR DENGAN PENDINGIN GAS DAN MODERATORGRAFIT

G C R

H. T. R., sesuai dengan namanya adalah reaktor untuk mendapatkan temperatur darizat pendingin setinggi mungkin. Untuk reaktor temperatur tinggi ini maka yang cocokadalah gas sebagai zat pendingin don grafit sebagai moderator. Reaktor jenis inidimulai digunakan di Inggeris sebagai G.C.R. Di Inggeris, maka jenis "gas cooled_grafits moderator reactors" dimulai dengan Reactor Colder Hall.Waktu reaktor ini dibuat, maka tujuan utama (Iihat G.C. II vol. 9 halaman 106)adalah mendapatkan reaktor ukuran terkecil yang biso kritik dengan U_alam, sehinggadipil ih grafit sebagai moderator (merangkap bahan struktur). Penggunaan udara sebagaicoolant semata-mata disebabkan tidak terdapat cukupnya air di Inggeris untuk reaktornyo.Enersi panos yang dihasilkan dari sini adalah harga maximum yang dipindahkan daribahan bakar Uranium ke-C02 (pengganti udara). Jelas bahwa fuel ratingnya harusdiusahakan untuk tidak cukup tinggi untuk bisa mengubah faso U dari Q ke Iikarena akan terjadi perubahan ukuran (size) fuel element karena irradiasi dontemperatur. Yang akan menyebabkan rusaknya fuel el ement don terganggunya sistim01 iron maupun keadaan keamanan.Dilihat dari arah reaktornya, maka pengaruh fuel rating dapat dibatasi oleh:

1. ukuran channel

2. heat transfer performance dari sistim (channel)3. kecepatan 01 iron

Yang satu soma loin sebenarnya dapat mengatur suhu ditengah_tengah fuel el emenagar berada di bawah batas yang di tentukan.

AGR

Dengan mempertinggi kemampuan teknis dari ketiga hal tadi fuel rating bisadinaikkan. Jodi masalah batas tem fuel yang menentukan lebih dahulu dari padamisalnya daya pompa gas itu sendiri. Demikianlah satu seri jenis Gas Cooled ColderHall masih bisa dibuat dengan fuel rating yang lebih boik, sampai pertimbanganekonomis memerlukan kenaikan fuel rating yang lebih tinggi lagi, dengan jolonmengadakan enrichment ke dalam Uranium. Hal ini dari segi ekonomi neutron jugamemungkinkan penggunaan bahan stainless steel untuk cladding yang jauh lebih baikdari magnox, sehingga biso menaikkan logi temperatur coolant (= zat penghantar panos).kecuali kwantita panos, jadi juga effisiensi thermis, karena bisa menaikkan temperaturuap yang dialirkan ke Turbin. Demikianlah lahir reaktor jenis A. G.R. (Advanced gascool ed Reactor) dengan bahan bakar U_enriched, gas don moderator tetap (C02 dongrafit). Prototype dari AGR terdapat di Windscale dengan daya 33 MWe (kritik 1962),sedangkan untuk jenis komersielnya yang pertama Dungeness B (kritik diharapkan 1974,lihat Direct of Reactor vol. IX halaman 201 ).

HTR

Parallel dengan perkembangan GCR ke arah AGR maka Inggeris juga memikirkanperkembangan ke arah HTR (High Temperature Reactor) yaitu untuk mendapatkantemparatur gas lebih tinggi lagi, yaitu cukup tinggi untuk bisa membuat biso ber_operasinya jenis turbin uap modern (dengan temperatur 6000 C), moupun turbin gas.Kemudian dengan pertimbangan bahwa enriched fuel biso dipakai, maka bila diper_ti mbangkan juga untuk memasukkan fertile material (dalam hal ini Thorium) yang akandiubah menjadi U233 yaitu bahan fossil buatan. Demikianl ah potensi G. C. R. dinaikkandengan lahirnya H.T.R.

86

Sebagai moderator untuk temperatur sangat tinggi bisa dipakai, grafit atau beryl Iiumsedangkan coolant: Helium. Proyek Inggeris ini yang dibantu oleh beberapa negara_negara Eropah (OECD) disebut Project Dragon yaitu untuk meneliti feasibility H. T. R.Reaktornya dibangun di Winfrith, dengan modal sekitar $ 38 juta, (kritik tahun 1964).

Dolam symposium "Nucl ear Energy Costs and Economic Development" (October1969) halaman 75 dikemukakan bahwa T gas outlet _ 8000 C. Perubahan dariGCR/ AGR ke HTR memer! ukan perubahan bentuk fuel el ement. Bila AGR menggunakanjenis fuel element lama yaitu fuel material dalam keadaan homogen diselubungikelongsong (Claddi ng ), maka H. T. R. menggunakan jenis "cool ed parti cl es", dimanasedapat mungki n produk fissi di tahan di dalam partikel_partikel tersebut. Sebagai bahonpembungkus partikel digunakan Silicon carbid don sebagai bahan pengikat (bondingmaterial) seluruh partikel_partikel yang terbungkus satu soma lain digunakan grafit.Kesemuanya ini membentuk fuel elemen-elemen ini secara kompak diperoleh bentukmendekati reaktor homogen, yaitu bentuk yang ideal untuk reaktor Thorium (yangmembutuhkan inventory besar).

Di Amerika Serikat pene! itian untuk penggunaan reaktor jenis gas cool ed dimulaidengan percobaan untuk meneliti feasibility direct cycle reactor untuk propulsi pesawatterbang, di dalam rangka Heat Transfer Reactor Experiment, yaitu untuk mendapatT gas out = 16400 F (sekitar 9000 C), sedangkan untuk tujuan pembangki t Iistrikdimulai dengan pembuatan "Experimental Gas Cooled Reactors" (LG.C.R.) don PeachBottom E.G.C.R. serupa dengan A.G.R. Inggeris kecuali menggunakan He sebagaicoolant enrichment 12,5%. Karena kesukaran teknis pembangunan E. G.C.R. tidaksampai selesai. Peach Bottom yang semula direncanakan mempunyai enrichment 13,8%akhirnya dinaikkan menjadi 93,16%. Daya 40 MW, kritik 1966, konstruksi dimulai1962. H.T.G.R. dengan daya besar mulai diperkembangkan tahun 1965. Untuk itudibangun reaktor Sai nt Vrai n (1968) yang diharapkan kri tik tahun 1971 (Directoryof Nuclear Reactors IX halaman 185), yang merupakan reaktor komersiil yang 'pertama.

Tujuan dari HTGR Amerika Serikat seperti HTR umumnya adalah menghasilkanlistrik don membuat bahan bakar (fissile) baru U233 dari bahan fertile Th232 • U233 ini

akan digunakan untuk bahan bakar HTGR dengan tambahan U235 bil a masih diper! ukan.Bila Pu 239 yang dihasilkan dalam reaktor thermal sekarang dari bahan fertile U238,

hanya akan mempunyai nilai yang baik bila digunakan pembuat PU239 kembali dalamreaktor cepat, don tidak baik dalam reaktor thermal, maka pembuatan U233 dari Th232

sangat cocok dengan menggunakan reaktor Thermis maupun reaktor cepat. 01eh karenaitulah usaha merubah Th 232 menjadi U233 perlu diusahakan dalam reaktor thermissekarang yang sudah diketahui tekn-:>Ioginya lebih baik dibanding dengan reaktor cepat.

Tujuan pembuatan U233 tidak bisa hanya dimaksudkan untuk penaikan persediaanbahan fertil e, karena Pu 239 ok an Iebih banyak Iagi terbentuk. Akan "tetapi perbedaan_nya U233 bisa digunakan sebagai pembiak dalam reaktor Thermal maupun Cepat.Oleh karena itu prospeknya lebih besar seandainya reaktor cepat tidak bisa cepatdibuat secara komersiil. Cycle Th232 memerlukan inventory (bahan fissile permu1aan)yang sangat besar. Itulah sebabnya enri chment perl u tinggi untuk bisa mengusahakanreaktor kritik. Akan tetapi ini dikompensir oleh terbentuknya U 233 sebagai bahanbakar yang baru.

Di Jerman Barat HTR diperkembangkan dengan melalui reaktor A. V.R. (Arbeits_

gemeinschaft Versuchs_Reaktor GmbH) yang kritik tahun 1966. Reaktor ini serupadengan reaktor DRAGON don Peach Bottom di dalom menggunakon Helium sebogoi zotpenghantor panos (coolant) don berbedo dolom hal bentuk fuel el emennyo yoitu AVRmenggunakon fuel el ement berbentuk bolo_bola kecil, korena itu jenis reaktor i nibiasa disebut juga pebbl e bed reaktor. Bahan bakar H. T. G. R. Peach Bottom adalahserupa dengan bahan bakar DRAGO N yai tu berbentuk tangkat kecil_kecil (fuelel ement) yang di isi dengan partikel_partikel kedl yang diisi dengan uranium atauThorium. AVR tadi merupakan Reaktor Experi mental (= Demonstration) don sel ani utnya

97

untuk tahap prototypenya Jerman merencanakan membangun T. H. T. R. (Thorium HighTemperature Reactor).

III.PEMILIHAN BAHAN_BAHAN REAKTOR DAN DATA_DATA TEKNIS

Seperti diketahui HTR menggunakan ga~ ~ebagai zat pengantar panos don grafitsebagai moderator. Kedua zat tersebut dianggap zat yang pol ing sesuai untuk ber_operasi pada temperatur tinggi. Dibandingkan dengan bentuk fasa lainnya, maka fasagas memiliki massa jenis don panos jenis yang terkecil juga koeffisien perp.panasnya, yang menyebabkan buruknya sifat menghantar panos dari gas.

Berikut adalah persamaan perpindahan panos dari arah fuel element sebagai tempatterjadinyo panos ke arah gas sebagai zat penghantar panos, yang akan digunakanuntuk membuat uap :

~1 LfA C p (T gas kel uar _ Tgas masuk)·

di mono:

~ 1 = fIux panos persatuan panjangL = panjang fuel el ementf!A = kecepatan 01 iron massa

Zat penghantar panos selama mengalir melalui core,

C p = panos jenis gas

Tgas kel uar = temperatur gas waktu kel uar dari core.

Untuk ~1 tertentu (yang di tentukan fuel rating), untuk mendapatkan kwantita panos

sebesar _besarnya di perl ukan f.iI don ATgas yang besar. f.iI dibatasi 01 eh kemampuanpompa/ harga pompa.A Tgas dibatasi 01 eh panjangnya fuel el ement. Daya pompauntuk mengalirkan gas melalui core akan naik dengan naiknyo tekanan gas. Tekanangas yang tinggi diperlukan untuk memperbanyak massa gas yang mengalir. Akan tetapikenaikan ini tidak linear, melainkan kenaikan daya pompa adalah relatip lebih kedl.Jodi penggunaan tekanan gas yang besar bisa dilakukan, yang hanya akan dibatasioleh kemampuan container (core + Circuit I) yang diisi gas.

Contoh pada Colder Hall Pgas = 100 psi (7 kg/cm2) dimana tankinyo (vessel)didesign untuk P = 10 atmosFi r •

Seperti tadi disebutkan gas memil iki parameter_parameter fisis yang iel ek dil ihatdari arah heat transfer. Akan tetapi dari sudut nukl ir don kimia, gas memilikikeunggul on.

H20 mengadakan reoksi dengan grafik, sehingga perlu diadakan bungkus darilogam untuk tempat coolant mengalir, don ini akan memperbesar absorpsi neutron.Absorpsi neutron oleh H20 juga lebih besar dari pada oleh gas, dimana bila 01 ironzat pendingin berhenti ielas kritikalitas akan naik don temperatur pendingin akancepat naik.

Untuk gas perl u dipil ih yang memil iki sifat:

a. absorpsi neutron keci Ib. tidak mengadakan disosiasi oleh radiasic. tidak bereaksi dengan grafi t don sebogai nyo .

Untuk itulah mula_mula dipilih CO2•

Sebagai fuel element dipilih U alam (Iogam) don cladding paduan logam Magnesiumdengan penampang absorpsi 1.5 dari Aluminium don agar bisa tahan terhadap korosidigunakan campuran log. Magn. tersebut.

Untuk reaktor dengan zat pendingin gas perl u diperhatikan faktor kebocoran gas

88

yang cukup besar, khususnya untuk Calder Hall dengan ukuran vessel yang sangatbesar (Diameter 37 fext, tinggi 70 ft) dimana tiap hari hilang 1 ton gas CO2•

Itulah sebabnya perkembangan selanjutnya dari gas Cooled reaktor perlu ukuran yangIebih kompak dengan memberikan enrichment. 5elanjutnya pemberian enrichment yangcukup tinggi okan memberi kesempotan untuk mengadokan breeding pada Thorium.

5ebanyak 22 buah reaktor jenis Colder Hall teloh beroperasi di Inggeris yangseteloh penyempurnoon mempunyai karakteristik berikut (5izewell ):

Reoktor 5i ze well

Doya 2 x 290 MWe

1. Bohon bokor ;U_olam, berbentuk tongkot logomU di bungkus dengan campuran legam Magnesium

I II II Ietas

"-I .I.~", L • OJ 5 . I ~, Inch ~

2. Pressure vessel, si te wel ded •3. On_line fuelling machine4. Thermal eHicip.ncy 30,5% (Calder Hall masih 18%)5. Power density 0,81 kw/liter6. T coolant keluar = 214,680 C

7. Temperature uop pado turbi n hp 250 a F superheat8. BU. 3120 Mwd/tonne

bawah

Mulai dengan G.C.R. Oldburry (2 x 300 MWe) digunakan vessel jenis Concrete _prestressed. Wylfa (2 x 590 MWe) kritik 1969; daya 650 MWe, T coolant keluar250,70 C adalah reaktor terokhir dibuat duri jenis GCR.

Jenis A.G.R. prototipe (Windscole, 33 MWe) otau komersiil (2 x 650 MWeDungeness), hampir sama dengan GCR, kecuali:

1. Fuel element 2,3% enriched sekurang_kurangnya) dalam bentuk U02 pelletdengan cladding 55.Tiup fuel element terbagi menjadi 2 assembli (kumpulan dari susunan pellet),tiap assembl i terdi ri dari 2 cI uster, tiap cIuster terdi ri dari susunan pell et yangkonsentris, di sela_sela pellet mengalir gas CO2•

2. EHisiensi thermis 41,8%3. Power density 2,5 kw/liter4. B.U. 18_000 Mwd/tonne

5. T coolant keluar 6750 C (Dungeness)6. P coolant rata_rota = 275 psi (windscale)

19,25 atm.32 atm (Dungeness)

89

Inggeris merencanakan menggunakan jenis AGR untuk pembangkitan Iistriknyasebesar 8000 Mwe. Seperti sudah dikemukakan parallel dengan pengembangan kearah

AGR juga Inggeris memperkembongkon keoroh HTR.Proyek Dragon telah melakukan feasibility study untuk HTR dengan daya di atas

500 Mwe, yang serupa dengan AGR dalam hal:

a. penggunaan vessel concrete pre-stressedb. On load fuelling machinec. Moderator grafi td. Cool pod boilers

perbedaannya :

a. Fuel assembl y: Coated parti cI esb. Zat pendingin He, karena tak ada reaksi dengan grafit, maka reaktor

mampu beroperasi pada temperatur lebih tinggi.c. Cool ant flow arah atas bawah

d. P isi circuit = 800 psie. Steam Condition serupa dengan untuk konvensionilf. Power density 5,8 kw/liter yaitu lebih dari 2 kalinya pada AGR.g. Enrichment 5% dan bukan 2,3% (seperti AGR).

Sedikit catatan bahwa Perancis juga mempunyai program dalam GCR seperti Inggeris,akan tetapi terakhir ada peml ihan ke P. W. R.

Fuel el ement untuk Dragon merupakan bol a_bol a kecil (parti cI es) yang diisi 01 ehbahan fissile (U235) atau fertile (Th232). Bola_bola kecil ini dibungkus oleh berlapis­lapis bahan Carbon diselingi oleh Silicon Carbon. Bahan fissile/fertile tadi bisadalam bentuk Carbitfpersenyawaan dengan Carbon, atau oxyd. Keseluruhan bola_bol a kecil tadi membentuk fuel rod di mana di sebel ah Iuarnya terdapat massa grafit.

HTR pada permulaannya diperkembangkan untuk system thermis, untuk Cycle denganU235 maupun U 233 •

Oleh karena ada kemungkinan naiknya biaya reprocessing maka Inggeris merencana_

kan penggunaan enri chment rendah.Susunan core dari Dragon adalah:

Susunan dari blok Hexagonal, yang terisi dengan fuel channel dimana terdapat fuelrods yang tersusun mengelilingi lobang di tengah yang digunakan tempat coolantmengal i r •

Aliran coolant dari atas ke bawah dimaksudkan agar bisa dilakukan on load

refuelling, dan dalam hal ini temperatur di bagian atas core 3000 C.

A. V.R. (kritik 1966, daya 15 Mwe).Tujuan utama dari pengembangan AVR adalah untuk mendemonstrasikan sifat

feasibilitas dan safety dari HTR untuk jenis fuel element yang mengalir (Pebble bed),dan untuk mendapatkan pengal aman mendesign, mengkonstruksi dan operasi bagipengembangan selanjutnya. Berdasarkan laporan dalam G.C. IV!V halaman 37,terbukti bahwa:

1. Reaktor AVR memil iki inherent safety dalam hal ini perubahan sekonyong­konyong dari al iran gas, posisi control rod, feed water suppl y ternyata tidakmengakibatkan perubahan temperatur maupun daya yang berarti.

2. Blowers di matikan (September 1970) dan control rod untuk shut down terangkat.Maka reaktor dapat kembali ke keadaan kritik setelah 23,5 jam, sedang dayaselama transient tersebut tidak melebihi 1,8 Mwe terhadap 15 Mwe (dayasemula).

3. Availabilitas: 1969 : 71 %

1970 : 84,5%

90

4. B.U. ada yang melewati 124.000 Mwd/ton5. Aktivitas gas pendingin 10-1 Ci/Nm3 atau 200 Ci dalam seluruh circuit.

Aktivitas ini semata_mata disebabkan gas_gas mul ia. Sebegitu jauh tak adaproduk fissi lainnya masuk ke dalam circuit.

Selama operasi menunjukkan aktivitas pada coolant terus menurun dan mencapaihanya stasioner (5 Ci / Mw), yang diduga ini berasal dari adanya kontaminasi uraniumpada Coated particles ketika mengalami proses fabrikasi.

Berdasarkan pengalaman di atas maka Jerman Barat dengan melalui Julich NuclearResearch Establ ishment dan BBK dan Euratom tel ah merencanakan prototype dari reaktorTHTR sebesar 300 Mwe yang diharapkan kritik tahun 1976. Prinsip dasar dari AVRtetap digunakan dalam THTR.

Kelainan reaktor pebble bed dengan reaktor_reaktor jenis lainnya adalah bahwabahan bakar yang berbentuk bola tersebut senantiasa dalam keadaan mengal ir, samahalnya dengan coolant.

1. Fuel charging facility

2. Distinguishing and S.U. measurement Device

3. Switch

4. Elevation pipe

5. Core

6. Singulizer

7. Damages Sphere Separator

8. Damage sphere contai ner

9. Duffer line

10. Fuel element discharge Facility

4

Dari core bola_bola bahan bakar dilakukan ke dalam "Fuel Circulating Facility"

dengan cara gravity. Setelah melalui tahap_tahap tertentu (Iihat gambar) maka bola_bola dikembalikan ke dalam core. Bola_bola bisa dialirkan ke atas/ke samping dengan

gerak putar (rotary) seperti sekrup.Alat penyaluran bola_bola ini akan perlu sering kali diganti, oleh karena banyak_

ilya pengaturan gerak sistim tersebut. Oleh karena itu circuit sedemikian rupa sehinggamudah dilepas. Dengan sendirinya ada alat_alat bantuan (misalnya depresurizer)untuk melaksanakannya.

Peach _ Bottom (USA)

Kritik 1966, daya 45 MWe.T coolant out = 13800 F (7500 C)T steam = 10000 F (5380 C)

Perbedaan HTGR dengan ienis H. T. R. di Eropah iala"h HTGR menggunakanenri chment sangat tinggi (mendekati 100 % ). Perti mbangan Amerika adal ah bahwa

horgo enrichment tinggi dengan enrichment rendah bila dilihat dari isi U235 di dalamU itu tidak begitu besar. Sehingga dalam hal ini akan lebih baik bila digunakanenrichment tinggi (Iihat Wash 1097 halaman 13). Bentuk bahan bakar untuk HTGRhampir menyerupai Dragon Inggeris, bedanya bila pada Dragon Coolant mengalir didalam fuel element (Iubang konsentris), maka pada HTGR, Coolant mengalir melaluichannel khusus yang disedi okan untuk i tu di dal am core.Di dalam core dari HTGR maka massa dimana terdapat channels yang diisi fuel

el ement dan tempat cool ant mengal ir sel uruhnya merupakan grafit. Fuel el ement_element tadi berisikan partikel_partikel yang diselaputi 2 lapis carbon pyrolitic dansatu sama lain diikat dengan low density carbon.

Dengan demikian susunan fuel pada HTGR Iebih mendekati ke bentuk core homogen.

lapisan pembungkus 150

Parti cI e fi ssi Ie

D = 350

130

Parti cl e Ferti Ie

Dal am core dari HTGR ini maka grafi t berfungsi sebagai:

1. bahan struk tur

2. cladding3. moderator

Keuntungannya :1. Komponen grafit dalam core bisa menahan temperatur sangat tinggi tanpa

menderi ta kerusakan.

2. Parasitic Capture diperkecil karena tak ada bahan logam.3. Lebih besar heat transfer surface dari pada heterogeneous core.

4. Bisa di gunakan fuel el ement besar 3,5 _ 4,5 inch (diameter) berikut adalah"kemampuan" dari H. T.G.R. :

1) . = 40 - 46 %2). b. u. 60 .000 _ 200.000 Mwd/ ton3). C.R. dari Th ke U233 0,60 _ 0,974). Breedi ng ratio 1, 075). Specific power 450 Kwe/kg U2356). Fuel life ti me 6 tahun

92

IV.PROSPEK TEKNOLOGI H. LG.R.

Pada permulaan dari Naskah ini disebutkan bahwa H. T.G.R. sudah kompetitipdewasa ini. Ini kami dasarkan pada data_data sampai dengan 1971, dimana reaktorFort Saint Vrain dengan daya 330 MWe akan sudah beroperasi an tara 1972 - 1973.Reaktor ini di design berdasarkan hasil_hasil yang diperol eh dari Peach Bottom.Semen tara Reaktor Saint Vrain sedang dikonstruksi, 01 eh Amerika Serikat telahdibuat juga design H. T.G.R. untuk kelas 5000 MWe dan 1000 MWe.Untuk kel as 1000 MWe i ni di rencanakan akan beroperasi tahun 1979 - 1980.

PCRV untuk HTGR

Diagram circuitTemperatur

_ gambar no. 3 Know your Nucl ear Reactors_ gambar pada halaman 357 Gp. vol. 5_ a. Maxi mum temperatur di tengah (Pusat) cyl inder f el ement

diperhitungkan 21890 F (+ 800 F at midplane) denganengineering factor:

reference design 26320 FBack up design 24770 F(masih di bawah allowable 27320 F)

b. Cool ant reference design 12080 FBack up design 11460 F

c. graphite maximum (midplane)Back up design 17030 F (9280 C)reference 1832 (1083)pd exi tBack up design 18610 F (10260 C)reference 1983 (1083)grafit mencair 35000 C

Performance 1st Circuit

Tinjau dari arah coolant (He).He memiliki Penampang reaksi neutron yang sang at kecil, stabilitas terhadap kenaikantemperatur, dan tak bereaksi dengan segala jenis bahan struktur.He harus mendapatkan perhatian khusus dari arch ketidak murnian (impurities),khususnya Ar40, yang bisa jadi Ar 41 kena radiasi neutron.

He bisa dikontaminasi oleh uap H20, CO2, CO, O2, H2' N2 dan hydrocarbonkarena kebocoran pada valves, seals, heat exchanger tubes, outgassing of the graphite.

Antara He dan graphite umumnya tak ada reaksi. Juga dalam keadaan irradiasidimana ion He (excited) dihasilkan.

Untuk coolant ada purification system terhadap zat_zat radioaktip maupun impurities.Produk fissi kecuali gas_gas adi (kripton & Xe) dan Tritium dilepaskan oleh

"High temperature filter absorber Unit H20 dan CO2 dihilangkan oleh "dryer".Kr, Xe dan chemical impurities (CO, H, N) dihilangkan oleh low temperature(cryogeni c) absorber Purifi cation System ini merupakan side stream fIow dengan flow935 Ib/hr, pada full load.

He yang sudah dimurnikan ini dikembalikan ke 1 st Circuit sebagaj purge gasuntuk circulator seals, control rod drive, nozzl e, penetration terhadap PCRV.

Perf 0 r man c e 2 nd C i r cui t

2nd Circuit serupa dengan pada PLTN jenis lainnya, diisi uap air yang perludihindarkan adalah kebocoran dari steam generator, karena uap H20 akan bereaksi

dengan grafit juga bahan bakar (korosi).

93

Pengalaman Reaktor Peach Bottom

150 hari pertama, loop activity di bowoh 0,3 Ci sompoi podo inspection period

pertama tersebut dimana aktivitas naik dalam 2 jam menjadi 3 Ci. Ini disebabkanfuel el ement crock.

150 hari ke duo. Ternyata aktivitas naik menjadi 27,0 Ci. Juga disebabkanSleeve Crocking. Aktivitas ini masih dibawah design value (4225 Ci).Dalam periode 150 hari selanjutnya, ternyata crocking makin sering. Ternyatasel uruhnya 78 fuel el ement rusak. Ini disebabkan mengembangnya fuel.

Perbaikan susunan fuel element selanjutnya diadakan, don pengisian reaktor denganfuel baru telah diadakan (2nd Core ini telah beroperasi 900 hari (design lifeture)dengan hasil baik.Di sini aktivitas pada 1 st circuit di bawah 0,4 Ci.

DISKUSI

ARDI YOGI

Mohon penjelasan tentang hal_hal yang menguntungkan don tidak menguntungkanditinjau dari segi operasionil don maintenance-nya. (Teknologi High TemperatureReactor) HTR.

Ir. SOlEH S.

a. HTR baru soja memasuki tahap komersiil melalui Fort Saint Vrain (330 MWe)inipun masih separuh experimental, belum fully commercial.

b. HTR di Jerman Barat AVR yang kritik 1966 (daya 15 Mwe) memilikiAvailability 71% (1969), 84,5% (1970). Tapi dua tahun kami kira belum bisadi jadi kan patokan.

Prospek dari segi operasionil & maintenance untuk Indonesia kami kira terutamabahan He untuk mengganti kebocoran He karena molekul nya kecil dapat Iebihmudah bocor dari jenis gas lainnya. Kalau sudah ada industri He maka HTR patutdiperti mbangkan.

R.P. H. ISMUNTOYO

H T G R

Bagaimana cara memisahkan Damaged Sphere kalau cacadnya kecil tetapi sudahtidak dapat dipakai Iagi?

Ir. SOlEH S.

Didalam gambar yang kami kutip dari buku G.P.IV Vol.5 tidak disebut cara teknispemisahannya. Kami kira dengan detektor (seperti cara NDT) bisa diketahui karenaDamaged Sphere berarti fuel nya berhubungan langsung dengan medium Iuar, jadiradiasinya lebih kuat.

TAN KOEN LIANG

High Temperature Reactor, dapatkah diberi daftar perpustakaan (bibl iography)mengenai topic ini?

Ir. SOLEH S.

1. Fourth International Conference Geneva Vol V. (1971)2. An Evaluation of HTGR (USAEC Wash 1085).3. HTGR, United States Exhibit,' 3rd International Conference Geneva (1964).4. Symposium on Small & Medium Power Reactors, 1970.

94

5. Nuclear Energy Cost & Economic Development, Symposium October 1969, IAEA.6. Nucl ear Power PIants, loftness (1964).7. Nuclear Power Engineering, EI. Wakil (1962).8. Bahan_bahan Kursus Australian School of Nuclear Technology 1969.

MARTIAS NURDI N

Untuk menaikkan power density, diperlukan enrichment; dengan demikian kamiingin tahu apakah pengembangan jenis ini cukup sesuai dengan our engineeringcapacities and our economic capacities?

Jr. SOlEH S.

Cara penaikkan power density yang kami maksud adalah di Inggeris : GCR ke AGRke HTR ini membutuhkan perhitungan design, Technically feasible dan sebagainya.Kami kira kita belum mampu untuk mengembangkan sesuatu jenis reaktor.

MARTIAS NURDI N

Bagai mana prospek reaktor i ni untuk negara_negara berkembang, di mana negara_negara tersebut industri_industrinya belum begitu maju.

Ir. SOlEH S.

Dalam pidato pak Baiquni, untuk kita reaktor yang pertama atau kedua(kemungkinan besar) akan merupakan pembelian reaktor sudah jadi. Jadi masalahpertama yang akan dihadapi pada hemat kami adal ah reaktor "proven" danpemeliharaan. Jenis HTR masih mesti ditunggu pengalaman operasinya (meskipunsampai sekarang 01 eh kal angan yang mengembangkannya dianggap reaktor yangmemil iki prospek yang baik).Meskipun demikian masalah industri belum maju, kami kira sangat relatip.

IJOS SUBKI

1. Bagaimana design ECC dalam HTGR?2. Perlu recycle atau tidak?3. Bagaimana retention capability dari grafit sebagai cladding?

Ir. SOlEH S.

1. Emergency cooling circuit kami kira dimaksudkan untuk mendinginkan core

dalam keadaan loss of Coolant. Bagi HTGR yang memiliki heat capacity yangbesar dibandingkan dengan lWR, maka dalam keadaan loss of Coolant masihbisa menyimpan panas beberapa saat sebelum tindakan pengamanan lainnyadilakukan. Juga ditambah dengan adanya PCVR cool ing tube, pemindahan panaskeluar tetap bisa dilakukan.

2. Recycle diperlukan untuk memanfaatkan U_233 bila digunakan bahan fertileTh_232.

3. Setel ah mengal ami penyempurnaan-penyempurnaan dal am hal fuel el ementdesign, maka ternyata pada Peach Bottom (Jenis pertama HTGR) pengotoranpada 1 circuit selama 3000 hari operasi, dibawah 0,4 Ci, yang menunjukkanjauh dibawah perhitungan semula.

SUKARDONO

Pengalaman_pengalaman operasi suatu PWR maupun BWR banyak didapatkandikarenakan operasi_operasi di Pl TN tersebut tidak berbeda jauh daripada suatuoperasi PLTU. Bilamana kita memikirkan pendirian suatu HTR maka reaktor jenisapa yang harus didirikan untuk menunjang pendirian HTR?

95

Ir. SOlEH S.

HTR dopot disebut suotu perkembongon dari GCR. Karena itu tidak diperl ukanperkembangan pendahul uan lag i. Data_data design / teknol OS i sudah ada untuk itu.Kami tidak sependapat dengan pernyataan Saudara bahwa pengalaman operasiPWR / BWR tidak berbeda jauh dari pada Pl TU. Setidak_tidaknya dil ihat darisegi reaktornya.

96