Reaktor Generasi IV

Embed Size (px)

Citation preview

  • 5/28/2018 Reaktor Generasi IV

    1/13

    Program Studi Teknik NukliFAKULTAS TEKNIK | UNIVERSITAS GADJAH MADA

    JAPAN SUPER CRITICAL WATER-

    COOLED REACTOR (SCWR)

    IFFATUL IZZA SIFTIANIDA (37895)

  • 5/28/2018 Reaktor Generasi IV

    2/13

    Reaktor Generasi IV, Japan Super Critical Water-cooled Reactor

    (JSCWR)

    I. PENDAHULUANGenerasi IV International Forum ( GIF ) dimulai pada tahun 2000 dan secara

    resmi dijalankan pada pertengahan 2001. Forum ini merupakan perwakilan

    internasional secara kolektif yang mewakili pemerintah dari 13 negara dimana energy

    nuklir dilihat sebagai prospek masa depan yang penting. Kebanyakan berkomitmen

    untuk pengembangan generasi selanjutnya dari teknologi nuklir . Dipimpin oleh

    Amerika Serikat, Argentina , Brazil , Kanada , China , Perancis, Jepang , Rusia ,

    Korea Selatan , Afrika Selatan , Swiss , dan Inggris sebagai anggota dari piagam GIF

    , bersama dengan Uni Eropa ( EURATOM ) . Sebagian besar dari mereka adalah

    pihak dalam Persetujuan Kerangka kerja (framework agreement/FA) yang secara

    resmi komitmen untuk berpartisipasi dalam pengembangan satu atau lebih sistem

    Generasi IV yang dipilih oleh GIF untuk kelanjutan R & D. Argentina dan Brasil

    tidak menandatangani FA , dan Inggris menarik diri dari itu , sehingga , ketiganya

    ditetapkan sebagai anggota tidak aktif. Rusia meresmikan aksesi kepada FA pada

    bulan Agustus 2009 sebagai anggota kesepuluh , dengan Rosatom sebagai agen

    implementasi .

    Desain generasi IV akan menggunakan bahan bakar yang lebih efisien,

    mengurangi produksi limbah, lebih memiliki kompetisi ekonomi dan standar

    keamanan yang ketat dan daya tahan dalam perkembangbiakan. Dengan tujuan

    tersebut, beberapa ahli mengevaluasi 130 konsep reaktor sebelum GIF memiih 6

    teknologi reaktor untuk penelitian lebih lanjut dan pengembangan. Keenam teknologi

    reactor tersebut meliputi Gas-cooled Fast Reactor(GFR),Lead-cooled Fast Reactor

    (LFR), Molten Salt Reactor (MSR), Supercritical Water-cooled Reactor (SCWR),

    Sodium-cooled Fast Reactor(SFR), dan Very High Temperature Reactor(VHTR).

  • 5/28/2018 Reaktor Generasi IV

    3/13

    II. SCWRReaktor Supercritical Water Cooled-(SCWR) merupakan reactor bersuhu

    tinggi, dan reactor bertekanan tinggi yang beroperasi diatas titik kritis termodinamika

    air (3740C, 22.1 MPa), yang memungkinkan kombinasi once-through reactor dan

    sistem siklus langsung. SCWR dibuat berdasarkan 2 teknologi terbukti yaitu light

    water reactors (LWRs) dan supercritical fossil fired boilers. SCWR berpeluang

    sebagai system nuklir maju karena efisiensi termal yang dihasilkan (sekitar 45%

    dibandingkan dengan efisiensi LWR yaitu 33%) dan penyederhanaan sistem

    pembangkit termal yang tinggi. Operasi diatas tekanan kritis mengeliminasi coolant

    boiling, sehingga pendingin memiliki satu fase melewati system. Dengan demikian

    kebutuhan akan recirculation dan jet pumps, pressurizers, steam generators, dan

    steam separatorsdan dryersdalam LWRs dapat dihilangkan.

    System SCWR di desain untuk produksi listrik yang efisien, dengan pilihan

    untuk manajemen actinide berdasarkan dua opsi dalan desain teras. Opsi yang

    pertama yaitu SCWR dengan termal atau fast spectrum reactor. Sedangkan yang

    kedua dengan opsi system tertutup dengan fast spectrum reactor dan full actinide

    recycleberdasarkan proses advanced aqueousdi lokasi sentral.

    III. Japan SCWRPengembangan konsep SCWR dimulai oleh University of Tokyo pada tahun

    1989, yang mengakuisisi seluruh dunia dan terpilih sebagai salah satu dari enamGenerasi IV sistem energi nuklir oleh Generation IV International Forum (GIF) pada

    tahun 2002. Konsep SCWR dikembangkan di bawah dukungan finansial dari

    Kementerian Ekonomi, Perdagangan dan Industri, yang kemudian disebut sebagai

    Japan SCWR. Sebuah konsorsium Jepang yang terdiri dari Toshiba Corporation,

  • 5/28/2018 Reaktor Generasi IV

    4/13

    Hitachi - GE Energy Nuklir , Ltd , Hitachi , Ltd , University of Tokyo , Kyushu

    University, Kyoto University, Institut Energi Terapan , dan Jepang Atomic Energy

    Agency telah bekerja sama untuk membangun konsep.

    JSCWR adalah reaktor spektrum neutron thermal menggunakan air ringan

    sebagai moderator dan pendingin reaktor . JSCWR plant terdiri dari pressure vessel

    type, once through reactor dan system siklus rankine langsung. Pendingin reactor

    masuk melewati inti masukan nozzels yang dipanaskan didalam teras reactor dan

    mengalir lewat inti keluaran nozzelstanpa adanya resirkulasi di dalam vessel. Coolant

    outlet berupa uap langsung dikirim ke sistem turbin, dan air umpan datang kembali

    langsung dari pompa air umpan . Balanced of power (BOP) terdiri dari tiga tahap

    turbin, kondensor, dan kondensat dan system air umpan, dan listrik yang dihasilkan

    oleh generator yang digerakkan oleh turbin. Data teknis utama JSCWR yang

    dirangkum dalamTabel 1. Technical data.

    Tabel 1. Technical data

    General plant data

    Reactor thermal output 3681 MWth

    Power plant output, net 1620 MWe

    Power plant efficiency, net 0.44Mode of operation Baseload

    Primary coolant material Supercritical Water

    Moderator material Light water

    Thermodynamic cycle Rankine

    Type of cycle Direct

    Nuclear steam supply system

    Steam flow rate at nominal conditions 1170 Kg/s

    Steam pressure 25.0 MPa(a)

    Steam temperature 560 C

    Feedwater flow rate at nominal conditions 1170 Kg/s

    Feedwater temperature 290 C

    Reactor coolant system

    Primary coolant flow rate 1170 Kg/s

    Reactor operating pressure 25.0 MPa(a)

    Core coolant inlet temperature 290 C

    Core coolant outlet temperature 560 CMean temperature rise across core 270 C

    Reactor core

    Active core height 4.2 m

    Equivalent core diameter 3.34 m

    Average linear heat rate 12.3 KW/m

    Average fuel power density 48.1 KW/KgU

    Average core power density 100 MW/m

    Fuel material Sintered UO2

    Cladding material Stainless Steel

  • 5/28/2018 Reaktor Generasi IV

    5/13

    Outer diameter of fuel rods 7.0 mm

    Rod array of a fuel assembly Square lattice ,16x16

    Lattice geometry Square

    Number of fuel assemblies 192

    Enrichment of reload fuel at equilibrium core 7.2 Weight %

    Fuel cycle length 10.2 Months

    Average discharge burnup of fuel 45 MWd/Kg

    Burnable absorber (strategy/material) Gd

    Control rod absorber material B4C

    Reactor pressure vessel

    Inner diameter of cylindrical shell 4800 mm

    Total height, inside 15100 mm

    Reactor coolant pump (Primary circulation System)

    Number of pumps 2

    Flow at rated conditions 0.769 m^3/s

    Primary containment

    Type Pre-stressed concrete

    Overall form (spherical/cylindrical) Cylindrical

    Residual heat removal systems

    Active/passive systems ActiveSafety injection systems

    Active/passive systems Active

    Turbine

    Type of turbines Four flow, tandem compound

    Number of turbine sections per unit (e.g. HP/MP/LP) 1 HP / 1 MP / 2 LP

    Turbine speed 3000 rpm

    HP turbine inlet pressure 24.6 MPa(a)

    HP turbine inlet temperature 558 C

    Generator

    Frequency 50 Hz

    Condenser

    Type Shell type

    Condenser pressure 5 kPa

    IV. Deskripsi Sistem NuklirA. Karakteristik utama dari sirkuit primer

    Sirkuit primer dari JSCWR merupakan siklus rankine langsung yang

    terdiri dari reactor pressure vessel(RPV), main system lines(MSLs), sistem

    turbin, Pompa kondensat air bertekanan-rendah dan tekanan tinggi,

    feedwater heaters, feedwater pumps. Karakteristik utama dari sirkuit primer

    JSCWR yaitu :

    1. Efisiensi termal yang sangat tinggi dibandingkan dengan LWR.Efisiensi diperkirakan sekitar 44 %, dimana 1,2 hingga 1,3 kali lebih

    tinggi dibandingkan LWR.

    2. System utama plant yang lebih simple dibandingkan system LWR.Steam generators dan pressurizer tidak ada jika dibandingkan dengan

  • 5/28/2018 Reaktor Generasi IV

    6/13

    tipe system PWR dan steam water separation dan system resirkulasi

    tidak ada jika dibandingkan dengan tipe system BWR.

    3. Kapasitas dari system komponen primer dapat dikurangi karena lajumassa pendingin yang rendah per unit termal teras hasil daya dari

    entalpi yang lebih tinggi yang terkandung dalam pendingin.

    Gambar 1. Perbandingan antara sirkuit primer dari JSCWR, BWR, dan PWR

    B. Teras reactor dan desain bahan bakarTeras reactor beroperasi pada 25.0 MPa. Suhu pada feedwater yaitu

    2900C dan rerata inti masukan suhu pendingin teras yaitu 560

    0C. Tekanan

    dan suhu lebih tinggi dibandingkan dengan LWRs. Hal ini dibandingkan

    padaGambar 2. Rentang operasi tekanan dan suhu dari JSCWR, PWR dan BWR.

    Dikarenakan operasi tekanan lebih tinggi dibandingkan tekanan kritis

    dari air (22,1 MPa), tidak ada perubahan fase terjadi pada teras. Hal ini

    berarti perubahan pendingin secara kontinu dari suhu rendah. Laju

    pendingin, 1170kg/s, secara signifikan rendah sejak peningkatan entalpi di

    teras.

    Teras reactor berbentuk silinder yang terdiri 376 fuel assembly. Setiap

    fuel assembly berada di teras selama tiga siklus. Gambar desain susunan

    fuel assemblydalam teras dan pola pemuatannya dapat dilihat padaGambar

    3. Cross sectional view of the JSCWR core and its loading pattern.

  • 5/28/2018 Reaktor Generasi IV

    7/13

    Fuel assembly terdiri dari 192 batang bahan bakar dan batang

    dikelilingi oleh air (moderator) dalam kanal berbentuk persegi (137 x 137

    mm) seperti yang ditunjukan padaGambar 4. Cross sectional view of the JSCWR

    fuel assembly.Batang bahan bakar terdiri dari pellet UO2dengan modifikasi

    stanless-steel cladding. Batang dalam air, aliran air bersuhu rendah untuk

    menjaga moderasi dalam teras. Panjang active fuel yaitu 4,2m, sedikit lebih

    panjang dibanding tipe bahan bakar LWR, untuk mengurangi laju daya

    batang bahan bakar. Total panjang bahan bakar yaitu 5,8m.

    Batang kendali digunakan untuk kendali reaktivitas primer. Control

    rod drives(CRDs) dijaga pada bagian bawah dari RPV. Cruciform control

    rods dimasukan secara vertical dan ditarik dari teras oleh CRDs. Untuk

    memastikan adequate shut down margin dan untuk meminimalisasi local

    peaking saat keseluruhan operasi siklus, gadolinia (burnable poison) tidak

    bekerja dalam bahan bakar.

    Pengkayaan U235

    agar keseimbangan teras melibih 7% untuk

    mendapatkan discharge burnup seperti bahan bakar LWR. Pengkayaan

    tinggi sebanding dengan neutron yang ditangkap dari material structuralterutama claddingbahan bakar dan box kanal.

    Gambar 2. Rentang operasi tekanan dan suhu dari JSCWR, PWR dan BWR

  • 5/28/2018 Reaktor Generasi IV

    8/13

    Gambar 3. Cross sectional view of the JSCWR core

    and its loading pattern.

    Gambar 4. Cross sectional view of the JSCWR fuel

    assembly

    C. Deskripsi komponen sirkuit primerKomponen utama dalam nuclear island hanya RPV. Struktur dari

    JSCWR RPV sama dengan PWR. Diameter dalam sekitar 4,8m, total tinggi

    sekitar 15,1 m.

    Aliran dalam RPV tergambar dalam Gambar 5. Konfigurasi of reactor

    pressure vessel dan coolant flow. Pendingin tersedia melalui cold legs (inlet

    nozzles) dan aliran keluar melalui hot legs (outlet nozzles). Kebanyakan

    aliran pendingin menurun melewati daerah annulus diantara dinding RPV

    dan shroud (downcomer), dan aliran menuju lower plenum. Sebagian

    pendingin menuju upper domeuntuk mengambil panas darishroud headdan

    aliran menuju bypass line. Pendingin dari downcomer bercampur dengan

    pending dari bypass line dalam lower plenum dan mengalir keatas pada

    teras. Permukaan dalam dari dinding RPV didinginkan oleh inlet coolant

    untuk menjaga suhu cukup rendah.

  • 5/28/2018 Reaktor Generasi IV

    9/13

    Gambar 5. Konfigurasi of reactor pressure vessel dan coolant flow

    D. Sistem reactor auxiliaryauxiliary systems dalam nuclear island terdiri dari auxiliary feedwater

    system (AFS), the residual heat removal system (RHR), the reactor

    building closed cooling water system (RCW), the reactor building

    seawater system (RSW), the fuel pool cooling dan cleanup system (FPC), the

    suppression pool cleanup system (SPC). Selain itu ada banyak auxiliary

    systems seperti instrument dan service air system, heating ventilating and air

    conditioning (HVAC) system. Pada dasarnya teknologi yang sama

    digunakan pada BWR dapat diterapkan pada JSCWR kecuali AFS.

    AFS memberikan umpan tambahan untuk corein caselaju alir umpan

    utama menurun. AFS terdiri daripiping, valves, a steam-driven turbine, dan

    pompa. Konfigurasi system ini mirip dengan yang ada pada reactor core

    isolation cooling system (RCIC) di BWR kecuali AFS berkerja pada tekanan

    yang lebih tinggi.

    Kedua AFS dan system RHR dirancang agar memiliki siste keamanan

    high pressure coolant injection system (HPCI) dan low pressure coolant

  • 5/28/2018 Reaktor Generasi IV

    10/13

    injection system (LPCI). Dikarenakan JSCWR terdiri dari once-through

    reactor and direct cycle turbine system, semua pendingin reactor mengalir

    dalam sirkuit tunggal. JSCWR memiliki demineralizer/filter systemin the

    turbine island.

    E. Siklus bahan bakarSiklus bahan bakar standar untuk JSCWR adalah siklus tertutup untuk

    memanfaatkan sumber daya uranium dan plutonium. Teknologi aqueous-

    reprocessing diterapkan pada bahan bakar JSCWR.

    V. Konsep KeselamatanFilosofi keselamatan JSCWR berdasarkan pada advanced LWRs, yang

    memberikan pengalaman dan pelajaran dari masa lalu dan masa sekarang LWR.

    Desain untuk area keselamatan dan kehandalan berikut ini :

    Pemanfaatan maksimum, teknologi terbukti yang telah terakumulasi dalamkesuksessan operasi komersial LWRs serta tekanan superkritis fossil-fired

    power plants(FPPs). Pengembangan system keselamatan berdasarkan fitur yang melekat pada

    water-cooled reactor dan teknologi keselamatan LWR yang berkembang

    dengan baik. Fitur yang melekat meliputi negative void (density) dan

    Doppler coefficients. Teknologi keselamatan LWR yang berkembang

    dengan baik terutama meliputi reactivity control systems and emergency

    core cooling systems(ECCS).

    Sistem keamanan terutama terdiri dari tekanan tinggi auxiliary feedwater

    systems (AFS), automatic depressurization systems (ADS), dan LPCIs yang juga

    bekerja sebagai RHR. Reaktor scram, AFS dan LPCI yang digerakkan oleh

    sinyal laju aliran lowcore bukan low water level signals, yang biasa digunakan

    dalam BWRs saat ini

  • 5/28/2018 Reaktor Generasi IV

    11/13

    VI. Sistem Turbin-GeneratorSalah satu keuntungan dar JSCWR adalah efisiensi termal yang tinggi,

    yang diperkirakan sekitar 44% tanpa pemanasan, dan sedikit kebutuhan untuk R

    & D karena sistem tekanan superkritis FPP dapat berlaku dengan perubahan

    desain penambang.

    A. Sistem TurbinSistem turbin JSCWR terdiri dari one dual-exhaust high-pressure

    (HP) section, one dual-exhaust intermediate-pressure (IP) section dan

    two dual-exhaust low-pressure (LP) sections (four flow, tandem

    compound system). Silus tidak menggunaka moisture separators atau

    moisture separator reheaters sejak fraksi wetness cukup tidak merusak bilah

    turbin ketika suhu masuk turbin sekitar 5600C atau lebih tinggi. System

    turbin disederhanakan dengan mengadopsi gabungan tekanan tinggi dan

    turbin bertekanan menengah, dimana dalam pengembangan industry fossil-

    fired power. Penerapan gabungan turbin serta system full-speed turbine

    mengurangin panjang total system turbin dan volume bangunan turbin.

    Gambar 6. Balance of Plant system of JSCWR

  • 5/28/2018 Reaktor Generasi IV

    12/13

    B. Sistem Kondensat dan feedwaterSiklus uap JSCWR bekerja dalam delapan tahap sistem re-generatif

    terdiri dari four-stage low-pressure feedwater heaters, one-stage deaerator,

    and three-stage high-pressure feedwater heaters seperti ditunjukkan pada

    Gambar 6. Balance of Plant system of JSCWRyang efisiensi termal diperkirakan

    . 44 %. Steam bled dari HP, IP dan turbin LP disampaikan pada high-

    pressuredan low-pressure feedwater heaters(HP/LP-FWHs).

    Kondensat dikumpulkan dalam kondensor yang dipompa low-pressure

    condensate pumps(LP-CPs ) ke air ejector, grand steam condenserdanset

    of demineralizer dan filters. Dipompa lebih lanjut dengan high-pressure

    condensate pumps (HP-CPs), kondensat melewati LP-FWHs termasuk

    deaerator. Air umpan dari deaerator dipompa hingga tekanan superkritis oleh

    penguat dan reactor feedwater pumps ( RFP ) dan melewati HP-FWHs .

    Pemanas air umpan pada nilai kondisi suhu 290 C.

    Kapasitas volumetrik dari turbin serta pemanas air umpan yang

    digunakan dalam JSCWR jauh lebih kecil daripada yang digunakan dalam

    LWR saat ini karena laju aliran volumetric per produksi listrik kecildihasilkan dari entalpi tinggi atau tekanan pendingin superkritis.

    C. System turbine auxiliaryAuxiliary systems dalam turbine island terdiri dari turbine building

    closed cooling water system (TCW), dan the turbine building seawater

    system (RSW). Pada dasarnya teknologi yang digunakan BWRs dapat

    diaplikasikan dalam JSCWR.

    ReferencesAdvanced Reactors Information System (ARIS). International Atomic Energy Agency. [Online]

    [Cited: maret 20, 2014.]

    http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/aris/2013/22.JSCWR.pdf.

  • 5/28/2018 Reaktor Generasi IV

    13/13

    Generation IV Nuclear Reactors. World Nuclear Assosciation. [Online] [Cited: maret 20,

    2014.] http://www.world-nuclear.org/info/Nuclear-Fuel-Cycle/Power-Reactors/Generation-

    IV-Nuclear-Reactors/.

    Generation IV Systems. The Generation IV International Forum. [Online] [Cited: maret 21,

    2014.] https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_59461/generation-iv-systems.