REAKTOR AIR TEKAN TIPE RUSIA (VVER) - · PDF fileEropa Timur yang dahulu di bawah pemerintahan Uni Soviet. ... suatu reaktor bentuk modular yang dapat ditempatkan di daerah perkotaan

REAKTOR AIR TEKAN TIPE RUSIA (VVER)

RINGKASAN

Kepanjangan VVER dalam bahasa Rusia adalah “VODO-VODYANOI ENERGETICHESKY REAKTOR – VVER”, Jika diartikan dalam bahasa Inggris adalah “WATER-WATER POWER REACTOR – WWER). Reaktor Daya (Pendingin) Air – (Moderator) Air, dalam bahasa Indonesia disingkat sebagai RDAA.

Tipe reaktor air tekan VVER buatan Rusia atau dahulu disebut Uni Soviet banyak beroperasi di negara-negara Eropa Timur yang dahulu di bawah pemerintahan Uni Soviet. Tipe yang ada adalah VVER 440 (daya listrik 440 MWe) dan VVER 1000 (daya listrik 1000 MWe). Untuk tipe VVER 440, terdapat dua generasi yaitu generasi VVER 440/V-230 dan VVER 440/V-213. Oleh negara-negara Eropa Barat, tipe VVER 440/V-230 ditengarai mempunyai masalah yang berkaitan dengan keselamatan, yaitu sistem pendingin darurat tidak memadai dan tidak ada struktur konstruksi bejana tekan pengungkung reaktor. Oleh karena itu desain reaktor tipe ini mendapat prioritas IAEA untuk ditinjau ulang. Tetapi reaktor generasi ketiga, yaitu VVER-1000, mempunyai banyak kemiripan dengan reaktor air tekan buatan Eropa Barat, sehingga faktor-faktor yang berkaitan dengan keselamatan dapat disejajarkan dengan reaktor serupa buatan Eropa Barat. Bahkan saat ini telah didesain reaktor yang mempunyai faktor keselamatan dan ekonomi yang lebih tinggi, yaitu VVER-640. Desain reaktor ini telah mendapat kepercayaan dan beberapa diantaranya direncanakan untuk dibangun. Penyempurnaan reaktor tipe VVER-1000 adalah NP-1100. Sementara itu dikembangkan pula PBER-600, suatu reaktor bentuk modular yang dapat ditempatkan di daerah perkotaan.

URAIAN

1. Karakteristik VVER

Tabel 1 menunjukkan status pengoperasian dan pembangunan VVER sampai dengan Desember 2000. VVER adalah reaktor tipe reaktor air tekan yang menggunakan air biasa sebagai pendingin dan bahan moderator neutron. Air pendingin yang menerima panas dari teras reaktor sehingga bertemperatur tinggi dan bertekanan tinggi dikirim ke perangkat pembangkit uap. Melalui dinding pipa perangkat pembangkit uap, panas dari pendingin primer dialirkan ke pendingin sekunder. Proses pemindahan panas tidak banyak berbeda dengan konsep desain reaktor air tekan buatan Eropa Barat. Beberapa perbedaan yang menjadi karakteristik reaktor air tekan Rusia (VVER) jika dibandingkan dengan reaktor air tekan Eropa-Barat adalah: a. Perangkat pembangkit uap pada VVER diletakkan secara horisontal sedangkan pada reaktor air tekan Eropa-Barat diletakkan vertikal; b. Tampang lintang perangkat bahan bakar pada VVER berbentuk segi enam sedangkan PWR Eropa-Barat berbentuk bujur sangkar; c. Bahan penyerap neutron pada batang kendali VVER adalah europium sedangkan pada PWR Eropa-Barat paduan indium cadmium. Perbedaan lain adalah pada untai sistem primer. Pada PWR Eropa-Barat, dengan naiknya pembangkitan daya, jumlah untai sistem primer (satu untai terdiri dari 1 buah pembangkit uap, 2 buah pompa primer, dan pipa penghubung) bertambah, yaitu 2, 3 dan 4 buah untai. Sistem primer pada VVER, untuk tipe generasi pertama VVER-440/V-230 dan generasi kedua VVER-440/V-213 mempunyai 6 buah untai primer, sedangkan untuk generasi ketiga VVER-1000 dirancang mempunyai 4 buah untai primer.

Generasi pertama VVER yang didominasi oleh tipe VVER-440/V-230, dikembangkan dari tahun 1956 hingga tahun 1970. Prototipe reaktor VVER-210 (NOBOBRONEV-1) didekomisioning (ditutup) pada tahun 1984, prototipe reaktor VVER-365 (NOBOBRONEV-2) didekomisioning pada tahun 1990, VVER-440/V-230 dibangun pada reaktor KORAH-1, 2, ARMENIA-1 (didekomisioning tahun 1989) dan ARMENIA-2, Bulgaria GOSRODOI-1, 2, 3, 4, Slowakia BOSNICHE-1, 2, Jerman Timur NORTO-1, 2, 3, 4 (didekomisioning tahun 1990).

VVER generasi kedua, yaitu VVER-440/V-213 dikembangkan pada tahun 1970 hingga tahun 1980. Reaktor tipe ini dibangun di Ukraina (KORAH-3, 4, NOBUNOV-1, 2), Hungaria (PAKSHU-1, 2, 3, 4), Slovakia (MOHOFUCHE-1, 2, 3, 4), Checko (DOKOBANI-1, 2, 3, 4), Jerman Timur (NORTO-5, ditutup tahun 1990), Finlandia (ROBIZA-1, 2). Pada reaktor yang dibangun di Finlandia, diterapkan sistem keselamatan seperti yang dianut pada reaktor air tekan buatan Eropa Barat.

VVER generasi ketiga, yaitu VVER-1000, dikembangkan pada tahun 1975 hingga tahun 1985. Reaktor tipe ini dibangun di Ukraina (BORAKOBO-1, 2, 3, 4; KARANON-1, 2; NOBOBRONEV-5; ROBANO-3; ZAPOROJEV-1, 2, 3, 4, 5, 6), Bulgaria (KOZORODOI-5, 6), Checko (TEMERIN-1).

Ensiklopedi Teknologi Nuklir -BATAN l 1/19

Beberapa reaktor VVER yang pembangunannya dibatalkan adalah Bulgaria (BERENEV-1, 2, dirancang tahan gempa), Hungaria (PAKSHU-5, 6 dibatalkan tahun 1989), Jerman Timur (NORTO-6, 7, 8; SHUTENDAR-1, 2).

2. Problem Keselamatan VVER

Setelah tembok Berlin runtuh (penyatuan Jerman Barat dan Timur), mulai dilakukan evaluasi keselamatan terhadap reaktor VVER-440/V-230 dan ditemukan persoalan yang berkaitan dengan faktor keselamatan reaktor. Selanjutnya pada tahun 1991, IAEA melakukan misi evaluasi keselamatan terhadap PLTN Bulgaria (KOZURODOI) yang memperjelas persoalan keselamatan yang ada pada reaktor tipe VVER. Masalah faktor keselamatan utama adalah fasilitas pendinginan teras darurat (ECCS) tidak memadai dan tidak tersedianya bejana pengungkung reaktor (seperti yang sering terdapat pada PWR buatan Eropa Barat). Rangkuman perbedaan utama konsep rancangan antara VVER dan PWR-Barat diperlihatkan pada Tabel 2. Ditemukan pula masalah penggetasan pada bahan yang dipakai untuk membuat tabung bejana pengungkung reaktor. Pada VVER-1000 yang dikembangkan tahun 1982, telah diadopsi konsep desain teknologi Barat dan reaktornya dilengkapi dengan sistem pendingin teras darurat yang memadai serta bejana tekan pengungkung reaktor.

Lain halnya dengan reaktor VVER-440/V-213 yang dioperasikan di Finlandia, reaktor ini dirancang dengan menerapkan konsep PWR-Barat. Konstruksinya dilengkapi dengan bejana pengungkung reaktor dan pengendali kondenser es. Sementara itu untuk reaktor VVER yang akan dibangun di Checko sedang dirancang dengan mengadopsi konsep keselamatan yang dianut oleh PWR-Barat.

3. Struktur Konstruksi di Dalam Bejana Pengungkung

Parameter penting yang berkaitan dengan desain VVER ditampilkan pada Tabel 2. Konstruksi bejana pengungkung reaktor VVER-440 diperlihatkan pada Gambar 1 dan tampang lintang bejana pengungkung pada Gambar 2. Gambar bejana pengungkung reaktor VVER-1000 ditampilkan pada Gambar 3. Pada VVER-1000, dengan naiknya daya reaktor, ukuran bejana pengungkung reaktorpun ikut bertambah besar. Bentuk bejana pengungkung reaktor yang agak ramping tapi tinggi dimaksudkan agar mudah untuk diangkut dengan transportasi kereta api. Karena diameternya yang kecil, maka jarak antara teras reaktor dan dinding bejana pengungkung tidak jauh, dengan demikian dinding bejana pengungkung akan relatif banyak terkena radiasi partikel neutron yang akan menimbulkan persoalan penggetasan (embrittlement). Terlebih lagi bila bagian dinding dalam mendapat pendinginan mendadak (quenching), maka kebolehjadian terjadinya proses penggetasan menjadi semakin tinggi. Untuk menjaga agar tidak terjadi proses pendinginan mendadak, dalam bejana pengungkung reaktor VVER dilengkapi pemanas listrik yang dapat memperlambat proses pendinginan.

VVER-440/V-213 mempunyai perangkat bahan bakar sebanyak 276 buah dan batang kendali yang dapat digerakkan secara manual sebanyak 73 buah. Dalam perangkat bahan bakar yang berpenampang segi enam terdapat 126 batang bahan bakar tunggal. Pada VVER-1000 jumlah batang bahan bakar tunggal dalam satu perangkat bahan bakar adalah 312 buah, sedangkan jumlah perangkat bahan bakar dan batang kendali dalam satu teras adalah 151 buah dan 109 buah. Sebagai bahan batang kendali digunakan unsur europium (pada PWR-Barat digunakan logam paduan indium-kadmium).

4. Pendingin Primer (Sistem Pendingin Reaktor)

Sistem primer VVER-440 dilengkapi dengan 6 untai pendingin reaktor, sedangkan VVER-1000 dilengkapi dengan 4 untai. Masing-masing untai pendingin primer tersebut mempunyai 1 buah pompa primer. VVER-440 dengan jumlah untai yang banyak mempunyai keuntungan pada saat terjadi kecelakaan kehilangan pendingin (Lost Of Coolant Accident, LOCA), karena pasokan air pada sistem primer akan lebih banyak. Pada bagian depan dari setiap untai, terdapat katup isolasi. Jika terjadi suatu kebocoran pendingin di salah satu perangkat pembangkit uap, maka katup isolasi akan menutup dan mengisolasi untai yang sedang mengalami kebocoran, dengan demikian reaktor masih dapat terus beroperasi. Sistem katup isolasi seperti ini tidak diterapkan pada VVER-1000.

Berbeda dengan perangkat pembangkit uap dari Eropa-Barat (tipe WH dan CE) yang diletakkan secara vertikal dan pipa-pipa U terbalik terdapat di dalamnya, pembangkit uap VVER diletakkan secara horisontal seperti terlihat pada Gambar 4. Dalam setiap untai terdapat satu perangkat pembangkit uap. Pada VVER-1000 jumlah perangkat pembangkit uap dapat dikurangi karena ukuran pembangkit uapnya diperbesar. Dalam pembangkit uap VVER-


1000, pada sisi ruang pendingin bertemperatur rendah, yaitu pada pipa U diketahui akan muncul retakan, yang dapat menimbulkan masalah kemudian hari.

5. Pendingin Sekunder (Sistem Uap)

Pada sistem ini, uap dihasilkan di perangkat pembangkit uap. Setelah uap bekerja memutar turbin yang digandengkan dengan generator listrik, uap diembunkan di kondenser sehingga berubah fasa menjadi cair, kemudian dengan pompa air pendingin dikembalikan ke perangkat pembangkit uap. Pada reaktor VVER-440 yang menghasilkan daya listrik sebesar 220 MW, digunakan dua unit turbin uap, sedangkan pada VVER-1000 digunakan satu unit turbin yang besar. Dalam hal konstruksi turbin listrik, tidak terdapat perbedaan antara VVER dan reaktor Eropa-Barat.

6. Sistem Pendinginan Darurat Teras Reaktor

Data desain sistem pendinginan teras darurat VVER ditunjukkan pada Tabel 3. Sistem pendinginan teras darurat (ECCS) adalah sistem yang bekerja pada saat terjadi kecelakaan kehilangan pendingin. Pada saat itu ECCS akan menginjeksikan air pendingin ke dalam sistem primer untuk menjamin agar teras tetap dingin. Pada reaktor tipe Eropa-Barat, sistem ECCS dirancang sedemikian rupa dengan mempertimbangkan kemungkinan terjadi kecelakaan akibat pecah, bocor atau patahnya pipa penghubung sistem primer. Sistem injeksi terdiri dari injeksi tekanan tinggi, injeksi tekanan rendah dan injeksi dengan tekanan akumulator. Pada desain ECCS dari VVER-440/V-230, evaluasi kecelakaan hanya dilakukan dengan pengandaian terjadi kebocoran pipa kecil saja. Dengan demikian, ECCS hanya dilengkapi dengan sistem injeksi tekanan tinggi. Dibandingkan dengan desain reaktor Eropa-Barat, desain ECCS ini dianggap tidak memadai. Pada VVER-440/V-213 yang telah mengalami penyempurnaan, dalam desain sistem ECCS telah diperhitungkan adanya kebocoran besar bahkan patahnya pipa pada dua tempat. Oleh karena itu pada ECCS reaktor ini terdapat fasilitas injeksi tekanan tinggi dan rendah sebanyak tiga unit, dan injeksi tekanan akumulator berjumlah 4 unit. Desain sistem ECCS pada VVER-1000/V-320 sama dengan yang ada pada VVER-440/V-213.

7. Sistem Pengungkung Reaktor

Tampang lintang potongan dari bangunan utama VVER-440 ditunjukkan pada Gambar 5. Pada reaktor air ringan tipe Eropa-Barat, konstruksi bejana tekan reaktor dimaksudkan untuk menjaga agar bahan radioaktif tidak tersebar ke lingkungan bila terjadi suatu kecelakaan seperti LOCA. Pada VVER-440/V-230 terdapat suatu ruang untuk menampung pipa-pipa penghubung primer (disebut compartment) bila terjadi kecelakaan, tetapi konsepnya tidak sama dengan bejana pengungkung reaktor (reactor containment). Bila terjadi kecelakaan kehilangan pendingin (LOCA), uap air yang bertemperatur tinggi dan bertekanan tinggi dikendalikan tekanannya dengan mengkondensasikannya di menara kondenser uap (Bubble Condenser Tower). Menurut evaluasi IAEA sistem penampung ini tidak tahan terhadap tekanan tinggi dan dianggap akan menimbulkan persoalan keselamatan jika terjadi kecelakaan. Dalam VVER-1000, seperti halnya reaktor-reaktor Eropa-Barat, terdapat bejana pengungkung reaktor yang didukung oleh konstruksi beton, sehingga tahan terhadap tekanan hingga 0.41 Mega Pascal.

8. Reaktor Generasi Manjut dengan Aspek Keselamatan Tinggi (9-12)

Sesuai dengan program “energi bersih” Uni Soviet, telah dikembangkan PLTN kelas 640 MW. Salah satu tujuannya adalah untuk meningkatkan keselamatan PLTN. Selain itu, faktor teknologi dan ekonomi juga menjadi pertimbangan pengembangan PLTN tersebut (lihat Tabel 5).

8.1. PLTN tipe VVER-640

Gambar 6 memperlihatkan bangunan gedung VVER-640. Tampang lintang bangunan ini dan perangkat pembangkit uap diperlihatkan pada Gambar 7. Perbedaan spesifikasi antara VVER-640/V-407 dan reaktor air ringan lain ditunjukkan pada Tabel 4. Desain keseluruhan dari pengembangan VVER-640 dilakukan di pusat penelitian dan pengembangan serta pengujian GIDOROPURES, pengembangan sistemnya di pusat penelitian ATOMENERGOPROYEKTO-SANKUTOPETERSBURG, sedangkan supervisi pengembangan dilakukan oleh pusat penelitian KRUCHATOV. Pengembangan yang dilakukan dari VVER-440 dan VVER-


1000 ini difokuskan pada penyempurnaan keselamatan, pembangunan dan pengoperasiannya. Selain itu dilakukan optimasi pada komponen peralatan dan sistem sehingga dihasilkan reaktor dengan kerapatan daya rendah serta efisiensi dalam pemakaian bahan bakar. Tabung bejana tekan pengungkung reaktor yang didesain dapat tahan 60 tahun mempunyai ukuran sama dengan yang dimiliki VVER-1000/V-320 dan dapat diangkut dengan transportasi kereta api.

Pada tahun 1995, di Rusia terdapat 8 buah reaktor VVER-640, satu diantaranya ada di pusat penelitian PLTN di utara SOSUNOBIBORU, 3 buah di KORA, dan di sebelah timur Uni Soviet telah ditetapkan akan dibangun 4 buah. Selain itu rencana pembangunan reaktor biak plutonium TOMSK-7 sebagai pembangkit listrik dan pemanas digantikan dengan reaktor VVER-640. Reaktor SOSUNOBIBORU-1 direncanakan dibangun dari tahun 2001 hingga 2005 dan diharapkan pada tahun 2010 telah dapat memasok listrik ke jaringan, tetapi karena kondisi ekonomi Rusia yang tidak memungkinkan, rencana ini belum sempat dijalankan.

Beberapa karakteristika operasional VVER-640 dibandingkan dengan reaktor lain adalah:

• Faktor keselamatan cukup tinggi. • Ekonomis (biaya pembangunan dapat ditekan 30% hingga 50%). • Jumlah operator lebih sedikit • Peralatan dan penggunaan logam dapat dikurangi • Didesain untuk beroperasi 50 hingga 60 tahun • Dampak terhadap lingkungan lebih kecil.

8.2. Penyempurnaan VVER kapasitas daya 1000 dan 600 MW

Dalam pengembangan PLTN di Rusia, terdapat beberapa institusi yang mendukungnya, yaitu Lembaga Pengujian GIDOROPUREV, ATOM ENERGY PROYEKTO – MOSKOW untuk perencanaan keseluruhan sistem, Lembaga Penelitian KRUCHATOV untuk supervisi/manajemen pengembangan sistem. Secara umum, yang menjadi fokus dan dasar pengembangan sistem reaktor ini adalah peningkatan aspek keselamatan dan ekonomi, penurunan risiko kecelakaan dan memperkecil dampak radioaktivitas terhadap lingkungan dan penduduk sipil pada saat terjadi kecelakaan dasar desain serta operasi normal. Selain itu, dalam perancangan reaktor ini dipertimbangkan pula aspek-aspek yang dapat mempengaruhi faktor penerimaan masyarakat secara signifikan. Pada saat dilakukan pengembangan terhadap VVER, direncanakan reaktor VVER-1000 akan ditempatkan (dan menggantikan PLTN lama) di beberapa bagian negara Rusia (daerah Kaukasus utara dan Ural) yang mengalami peningkatan kebutuhan energi listrik.

(1) NPP-92/V-392

Pengembangan proyek ini dilakukan sebagai langkah awal terhadap pengembangan NP-1100/V-410 yang memenuhi standar energi bersih (clean energy). Model V-392 dikembangkan berdasarkan VVER-1000/V-320 yang saat ini masih beroperasi.

Reaktor ini dirancang mempunyai sistem keselamatan yang sama baiknya atau bahkan lebih baik jika dibandingkan dengan reaktor-reaktor Eropa-Barat. Secara teknis, reaktor ini mempunyai: a. sistem pertahanan berlapis, b. sifat inheren yang dapat secara otomatis mengembalikan reaktor ke kondisi normal dalam kondisi kecelakaan reaktor, c. sistem keselamatan yang menjaga keamanan jika terjadi kegagalan sistem bahan bakar dalam mengungkung bahan radioaktif.

(2) NP-1100/Model V-410

Tipe reaktor ini adalah pengembangan (dalam hal daya) dari PLTN NPP-92/V-392. Di dalam desain konstruksi bejana pengungkung reaktor berlapis dua. Sebagian besar peralatan sistem dapat bertahan hingga 50 tahun, sedangkan bejana pengungkung reaktor dapat bertahan hingga 60 tahun. Diameter


bejana tekan pengungkung reaktor dirancang cukup besar sehingga efek radiasi neutron yang merusak dapat dikurangi. Selain itu, kerapatan daya diturunkan hingga 20% dan efisiensi penggunaan bahan bakar juga ditingkatkan. Walaupun demikian, untuk membuat perangkat pembangkit uap yang diletakkan vertikal pada reaktor Rusia masih diperlukan penelitian lebih lanjut. Gambar 8 memperlihatkan pandangan atas dari konstruksi sistem perangkat pembangkit uap pada NP-1100/V-410.

8.3. Reaktor Daya Medium VPBER-600

Reaktor daya menengah VPBER-600 dan parameter desain utama diperlihatkan pada Gambar 9 dan Tabel 6. Reaktor ini mempunyai daya listrik 600 MWe. Konstruksi sistem terdiri dari satu reaktor dan satu turbin pembangkit listrik, dan dirancang sebagai proyek percontohan dari reaktor pemasok kebutuhan panas. Rencana pengembangan disetujui pada tahun 1989, dan direncanakan akan mulai beroperasi pada tahun 1999. Rencana ini tertunda karena adanya krisis ekonomi di Rusia. Dibandingkan dengan reaktor yang saat ini sedang beroperasi, reaktor ini mempunyai tingkat keselamatan yang tinggi sehingga dapat diletakkan dekat daerah perkotaan. Dengan menerapkan sistem primer terintegrasi (sistem primer dan pipa penghubung berada dalam bejana tekan), kemungkinan terjadinya kecelakaan kehilangan pendingin dapat diperkecil. Dengan melakukan optimasi tata letak peralatan, volume logam dan beton yang digunakan untuk membangun konstruksi dapat ditekan hingga 30-40% dibandingkan dengan VVER-440 yang saat ini banyak beroperasi.


TABEL DAN GAMBAR:

Tabel 1. Daftar parameter operasi dan konstruksi PLTN tipe VVER


Tabel 2. Parameter desain dari berbagai tipe reaktor VVER


Tabel 3. Parameter sistem pendingin darurat dari berbagai tipe VVER


Tabel 4. Perbandingan VVER-640(V-407) dan reaktor representatif lain


Tabel 5. Data teknis utama dari reaktor penyempurnaan VVER

Table 6. Parameter desain dari VPBER


Gambar 1. Bejana reaktor VVER-440


Gambar 2. Tampang lintang bejana reaktor VVER-440


Gambar 3. Bejana reaktor VVER-1000


Gambar 4. Pembangkit uap VVER-440


Gambar 5. Tampang lintang ruang bangunan gedung VVER-440


Gambar 6. Tampang lintang ruang bejana reaktor VVER-640


Gambar 7. Bejana reaktor vertikal dan pembangkit uap horisontal dari VVER-640


Gambar 8. Tampang lintang dan tata letak perangkat pembangkit uap PLTN tipe NP-1100 (V-410)


Gambar 9. Konstruksi reaktor model VPBER-600


Documents

REAKTOR AIR TEKAN TIPE RUSIA (VVER) - · PDF fileEropa Timur yang dahulu di bawah pemerintahan Uni Soviet. ... suatu reaktor bentuk modular yang dapat ditempatkan di daerah perkotaan