Selasa, 20 Juli 2010

Makalah PLTN Sidik Setiadi

MAKALAH

PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR

Diajukan Untuk Memenuhi Salah Satu Tugas Energi Konversi yang Dibimbing Oleh Bapak Hasbullah, S.Pd, MT

UPI1.jpg

DISUSUN :

SIDIK SETIADI 0902150

TEKNIK TENAGA ELEKTRIK ( S1 )

JURUSAN PENDIDIKAN TEKNIK ELEKTRO

FAKULTAS PENDIDIKAN TEKNOLOGI DAN KEJURUAN

UNIVERSITAS PENDIDIKAN INDONESIA

2009

BAB 1

LATAR BELAKANG

Latar belakang mengambil topik ini adalah rencana pembangunan PLTN di Indonesia sebagai salah satu alternatif mengatasi krisis energi di Indonesia.Pembangunan PLTN ini juga merupakan penerapan IPTEK dalam pembangunan yang berkesinambungan di Indonesia.Krisis ini sudah cukup lama dirasakan masyarakat yaitu seringnya PLN (Perusahaan Listrik Negara) melakukan pemadaman listrik secara bergiliran di Sumatera,Jawa,Bali,dan daerah-daerah lainnya di Indonesia.Ini terjadi karena masih kurangnya pasokan listrik yang dipasok pembangkit-pembangkit listrik yang sudah ada.

Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) adalah stasiun pembangkit listrik thermal dimana panas yang dihasilkan diperoleh dari satu atau lebih reaktor nuklir pembangkit listrik.Reaktor Nuklir adalah tempat dimana reaksi nuklir berantai terkendali dapat langsung.

Sejarah pemanfaatan energi nuklir melalui Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) dimulai beberapa saat setelah tim yang dipimpin Enrico Fermi berhasil memperoleh reaksi nuklir berantai terkendali yang pertama pada tahun 1942.Reaktor nuklirnya sendiri sangat dirahasiakan dan dibangun di bawah stadion olah raga Universitas Chicago.Mulai saat ini manusia berusaha mengembangkan pemanfaatan sumber tenaga baru tersebut.Namun pada mulanya,mengembangkan pemanfaatan energi nuklir masih sangat terbatas,yaitu dilakukan di Amerika Serikat dan Jerman.Tidak lama kemudian,Inggris,Prancis,Kanada dan Rusia juga mulai menjalankan program energi nuklirnya.

Listrik pertama yang dihasilkan dari PLTN terjadi di Idaho,Amerika Serikat,pada tahun 1951.Selanjutnya pada tahun 1954 PLTN skala kecil juga mulai dioperasikan pertama kali pada bulan Oktober 1956 di Calder Hall,Cumberland.Sistem PLTN di Calder Hall inii terdiri atas atas dua reaktor nukir yang mampu memproduksi sekitar 80 juta Watt tenaga listrik.Sukses pengoperasian PLTN tersebut telah menilhami munculnya beberapa PLTN dengan model yang sama di berbagai tempat.

Dilihat dari proses berlangsungnya,ada dua jenis reaksi nuklir,yaitu reaksi berantai tak terkendali dan reaksi nuklir berantai terkendali.Reaksi nuklir tak terkendali terjadi misal pada ledakan bom nuklir.Dalam peristiwa ini reaksi nuklir sengaja tidak dikendalikan agar dihasilkan panas yang luar biasa besarnya sehingga ledakan bom memiliki daya rusak yang maksimal.Agar reaksi nuklir ang terjadi dapat dikendalikan secara aman dan energi yang dibebaskan dari reaksi nuklir tersebut dapat dimanfaatkan,maka manusia berusaha untuk membuat suatu sarana reaksi yang dikenal sebagai reaktor nuklir.Jadi reaktor nuklir sebetulnya hanyalah tempat dimana reaksi nuklir berantai terkendali dapat dilangsungkan.Reaksi berantai di dalam reaktor nuklir ini tentu sangat berbeda dengan reaksi berantai pada ledakan bom nuklir.

BAB 2

LANDASAN TEORI

Di dalam inti atom tersimpan tenaga inti (nuklir) yang luar biasa besarnya.Tenaga nuklir itu hanya dapat dikeluarkan melalui proses pembakaran bahan bakar nuklir.Proses ini sangat berbeda dengan pembakaran kimia biasa yang umumnya sudah dikenal,seperti pembakaran kayu,minyak, dan batu bara.Besar energi yang tersimpan (E) di dalam inti atom adalah seperti dirumuskan dalam kesadaran massa dan energi oleh Albert Einstein:E=mc2,dengan m:massa bahan (kg) dan C=kecepatan cahaya (3x108 m/s).Energi nuklir berasal dari perubahan sebagai massa inti dan keluar dalam bentuk panas.

Untuk mendapatkan gambaran tentang besarannya energi yang dapat dilepaskan oleh reaksi nuklir,berikut ini diberikan contoh perhitungan sederhana.Ambil 1g (0,001) bahan bakar nuklir 235U (Uranium dengan isotop 235).

Jumlah atom di dalam bahan bakar ini adalah:

N=(1/235)x6,02x1023=25,6x1020 atom 235U

Karena setiap proses fisi bahan bakar nuklir 235U disertai dengan pelepasan energi sebesar 200 MeV,maka 1 g 235U yang melakukan reaksi fisi sempurna dapat melepaskan energi sebesar:

E=25,6x1020(atom)x200(MeV/atom)=51,2x1022MeV

Jika energi tersebut dinyatakan dengan satuan Joule (J),dimana 1MeV=1,6x10-13 J,maka energi yang dilepas menjadi:

E=51,2x1022(MeV)x1,6x10-13(J/MeV)=81,92x109 J

Dengan menganggap hanya 30% dari energi itu dapat diubah menjadi energi listrik,maka energi listrik yang dapat diperoleh dari 1 g 235U selama:

E listrik=(30/100)x81,92x109 J=24,58x109 J

Karena 1 J=1W.s (E=P.t),maka peralatan elektronik seperti pesawat TV dengan daya (P) 100W dapat dipenuhi kebutuhan listriknya oleh 1 g 235U selam:

T=E listrik/P=24,58x109 (J)/100(W)=24,58x107 s

Angka 24,58x107 sekon (detik) sama lamanya dengan7,78 tahun terus-menerus tanpa dimatikan.Jika diasumsikan pesawat TV tersebut hanya dinyalakan selama 12 jam/hari,maka energi listrik dari 1 g 235U bisa dipakai untuk mensuplai kebutuhan listrik pesawat TV selama lebih dari 15 tahun.

Contoh perhitungan diatas dapat memberikan gambaran yang cukup jelas mengenai kandungan energi yang tersimpan di dalam bahan bakar nuklir 235U adalah sebesar 17 Milyar kilo kalori,atau setara dengan energi yang dihasilkan dari pembakaran 2,4 juta kg (2400 ton) batubara.Melihat besarannya kandungan energi tersebut,maka timbul keinginan dalam diri manusia untuk memanfaatkan energi nuklir sebagai pembangkit listrik dalam rangka memenuhi kebutuhan energi dalam kehidupan sehari-hari.

BAB3

PEMANFAATAN TEKNOLOGI

3.1. Pembangkit Listrik

Seiring dengan krisis energi yang sedang menimpa Indonesia saat ini yang ditandai dengan semakin menipisnya cadangan minyak yang dimiliki Indonesia,maka pemerintah berniat membangun PLTN (Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir) di Indonesia.Pemerintah merasa pembangkit-pembangkit listrik yang sudah ada sekarang dirasa masih kurang untuk memenuhi konsumsi listrik di Indonesia.

Pengertian dari PLTN sendiri adalah stasiun pembangkit listrik thermal dimana panas yang dihasilkan diperoleh dari satu atau lebih reaktor nuklir pembangkit listrik.Cara kerja PLTN tidak jauh dengan pembangkit listrik tenaga uap (PLTU).Bedanya pada PLTN energi panas yang dihasilkan berasal dari reaksi nuklir.Panas yang dihasilkan dari reaksi nuklir ini digunakan untuk menguapkan air pendingin.Uap ini digunakan untuk menggerakan turbin sehingga diperoleh energi kinetik.Energi kinetik yang dihasilkan digunakan untuk memutar generator yang akhirnya menghasilkan energi listrik.

Namun masih terdapat pro & kontra dalam masyarakat mengenai rencana pemerintah ini.Oleh karena itu pemerintah harus memberikan penyuluhan mengenai teknologi nuklir kepada masyarakat.Selain itu pemerintah juga harus menerapkan standard yang ketat terhadap PLTN yang akan didirikan.

3.2. Jenis PLTN

Ø Reaktor Air Tekan PWR (Pressure Water Reactor).

Ø Reaktor Temperatur Tinggi atau HTGR (High Temperature Gas Reactor).

Ø Reaktor Air Didih atu BWR (Boiling Water Reactor).

Ø LMFBR (Liquid Metal Fast Breeding Reactor).

Ø Reaktor Pendingin Gas (Gas Cooled Reactor, GCR) .

3.3. Proses Kerja PLTN

Proses kerja PLTN sebenarnya hampir sama dengan proses kerja pembangkit listrik konvensional seperti seperti pembangkit listrik tenaga uap (PLTU),yamg umumnya sudah dikenal secara luas.Yang membedakan antara dua jenis pembangkit listrik itu adalah sumber panas yang digunakan.PLTN mendapatkan suplai panas dari reaksi nuklir,sedang PLTU mendapatkan suplai panas dari pembakaran bahan bakar fosil seperti batu bara atau minyak bumi.

Reaktor daya dirancang untuk memproduksi energi listrik melalui PLTN.Reaktor daya hanya memanfaatkan energi panas yang timbul dari reaksi fisi,sedang kelebihan neutron dalam teras reaktor akan dibuang atau diserap menggunakan batang kendali.Karena memanfaatkan panas hasil reaksi fisi, maka reaktor daya dirancang berdaya thermal tinggi dari orde ratusan hingga ribuan MW.

Proses pemanfaatan panas hasil fisi untuk menghasilkan energi listrik di dalam PLTN sbb:

Ø Bahan bakar nuklir melakukan reaksi fisi sehingga dilepaskan energi dalam bentuk panas yang sangat besar.

Ø Panas hasil reaksi nuklir tersebut dimanfaatkan untuk menguapkan air pendingin,bisa pendingin primer maupun sekunder bergantung pada tipe reaktor nuklir yang digunakan.

Ø Uap air yang dihasilkan dipakai untuk memutar turbin sehingga dihasilkan energi gerak (kinetik).

Ø Energi kinetik dari turbin ini selanjutnya dipakai untuk memutar generator sehingga dihasilkan arus listrik.

Gambar Skema Perjalanan PLTN

Sumber : http://id.wikipedia.org/wiki/Berkas:D-t-General System Diagram Of Palo Nuclear Generating Station

3.4. Dampak Dari PLTN

Beberapa dampak yang ditimbulkan oleh PLTN

Ø Limbah Radioaktif : limbah radioaktif yang dihasilkan termasuk dalam kategori limbah khusus berbahaya

Ø Radiasi : Radiasi yang berasal dari bahan radioaktif dapat menimbulkan kontaminasi terhadap manusia dan biosfernya.

3.5. Reaktor Nuklir

Reaktor nuklir adalah tempat/perangkat dimana reaksi nuklir berantai dibuat, diatur dan dijaga kesinambungannya pada laju yang tetap (berlawanan dengan bom nuklir, dimana reaksi berantai terjadi pada orde pecahan detik, reaksi ini tidak terkontrol).

Reaktor nuklir digunakan untuk banyak tujuan. Saat ini, reaktor nuklir paling banyak digunakan untuk membangkitkan listrik. Reaktor penelitian digunakan untuk pembuatan radioisotop (isotop radioaktif) dan untuk penelitian. Awalnya, reaktor nuklir pertama digunakan untuk memproduksi plutonium sebagai bahan senjata nuklir.

Reaktor Air Didih adalah salah satu tipe reaktor nuklir yang digunakan dalam Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Reaktor tipe ini menggunakan air (H2O) sebagai pendingin dan moderator. Moderator adalah medium untuk memperlambat kecepatan partikel neutron cepat. 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. Dalam reaktor tipe ini, uap yang terbentuk akan menyebabkan reaktivitas reaktor menjadi negatif. Reaktivitas negatif dapat menahan kenaikan daya reaktor, sehingga penambahan reaktivitas (penaikan daya reaktor) dapat dikendalikan secara stabil dengan batang kendali. Pada saat ini reaktor tipe air didih telah banyak dioperasikan, bahkan modifikasi dari tipe reaktor ini yang disebut Reaktor Air Didih Maju (Advanced Boiling Water Reactor, ABWR) juga sudah mulai dioperasikan di beberapa negara maju. Keberadaan Reaktor Air Didih Maju, pengembangan Reaktor Air Didih Kompak (Simplified Boiling Water Reactor, SBWR) oleh General Electric, Amerika Serikat menjadi terhenti. Pengembangan reaktor tipe air didih tidak berhenti sampai di sini. Perusahaan ABB-Atom sedang mengembangkan suatu reaktor air didih yang mempunyai keselamatan dan efisiensi ekonomi yang tinggi dengan kode BWR90+.

Reaktor nuklir tipe Reaktor Air Didih pertama kali dikembangkan oleh perusahaan General Electric, Amerika Serikat. PLTN Dresden 1 dengan daya 200 MWe (Mega Watt electric) merupakan PLTN dengan reaktor tipe air didih yang pertama kali dioperasikan secara komersial pada Juli 1960. Setelah beroperasinya Dresden 1, General Electric banyak mendapat pesanan dari perusahaan dari luar Amerika, di antaranya Siemens (KWU) - Jerman, ABB-Atom - Swiss/Swedia, Toshiba-Jepang, dan Hitachi-Jepang.

3.6. Jenis-jenis Reaktor

Ø Pressurized Water Reactor (PWR)

PWR adalah jenis reaktor daya nuklir yang menggunakan air ringan biasa sebagai pendingin maupun moderator neutron. Reaktor ini pertama sekali dirancang oleh Westinghouse Bettis Atomic Power Laboratory untuk kepentingan kapal perang, tetapi kemudian rancangan ini dijadikan komersial oleh Westinghouse Nuclear Power Division. Reaktor PWR komersial pertama dibangun di Shippingport, Amerika Serikat yang beroperasi sampai tahun 1982.

Selain Westinghouse, banyak perusahaan lain seperti Asea Brown Boveri-Combustion Engineering (ABB-CE), Framatome, Kraftwerk Union, Siemens, and Mitsubishi yang mengembangkan dan membangun reaktor PWR ini. Reaktor jenis ini merupakan jenis reaktor yang paling umum. Lebih dari 230 buah reaktor digunakan untuk menghasilkan listrik, dan beberapa ratus lainnya digunakan sebagai tenaga penggerak kapal.

Pada reaktor jenis PWR, aliran pendingin utama yang berada di teras reaktor bersuhu mencapai 325oC sehingga perlu diberi tekanan tertentu (sekitar 155 atm) oleh perangkat pressurizer sehingga air tidak dapat mendidih. Pemindah panas, generator uap, digunakan untuk memindahkan panas ke aliran pendingin sekunder yang kemudian mendidih menjadi uap air dan menggerakkan turbin untuk menghasilkan listrik. Uap kemudian diembunkan di dalam kondenser menjadi aliran pendingin sekunder. Aliran ini kembali memasuki generator uap dan menjadi uap kembali, memasuki turbin, dan demikian seterusnya

Ø Boiling water reactor (BWR)

Reaktor jenis BWR merupakan rancangan reaktor jenis air ringan sebagai pendingin dan moderator, yang juga digunakan di beberapa Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir. Reaktor BWR pertama sekali dirancang oleh Allis-Chambers dan General Electric (GE). Sampai saat ini, hanya rancangan General Electric yang masih bertahan. Reaktor BWR rancangan General Electric dibangun di Humboldt Bay di California. Perusahaan lain yang mengembangkan dan membangun reaktor BWR ini adalah ASEA-Atom, Kraftwerk Union, Hitachi. Reaktor ini mempunyai banyak persamaan dengan reaktor PWR; perbedaan yang paling kentara ialah pada reaktor BWR, uap yang digunakan untuk memutar turbin dihasilkan langsung oleh teras reaktor

Pada reaktor BWR hanya terdapat satu sirkuit aliran pendingin yang bertekanan rendah (sekitar 75 atm) sehingga aliran pendingin tersebut dapat mendidih di dalam teras mencapai suhu 285oC. Uap yang dihasilkan tersebut mengalir menuju perangkat pemisah dan pengering uap yang terletak di atas teras kemudian menuju turbin. Karena air yang berada di sekitar teras selalu mengalami kontaminasi oleh peluruhan radionuklida, maka turbin harus diberi perisai dan perlindungan radiasi sewaktu masa pemeliharaan. Kebanyakan zat radioaktif yang terdapat pada air tersebut beumur paro sangat singkat, misalnya N-16 dengan umur paro 7 detik sehingga ruang turbin dapat dimasuki sesaat setelah reaktor dipadamkan. Uap tersebut kemudian memasuki turbin-generator. Setelah turbin digerakkan, uap diembunkan di kondenser menjadi aliran pendingin, kemudian dipompa ke reaktor dan memulai siklus kembali seperti di atas.

Ø Reaktor Air Didih Lanjut (Advanced Boiling Water Reactor, ABWR)

ABWR adalah reaktor air didih lanjut, yaitu tipe modifikasi dari reaktor air didih 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), (8) sistem kendali dijital dan lain-lain.

Ø Reaktor CANDU

Reaktor CANDU atau CANada Deuterium Uranium adalah jenis reaktor air berat bertekanan yang menggunakan Uranium alam oksida sebagai bahan bakar. Reaktor ini dirancang oleh Atomic Energy Canada Limited (AECL) semenjak tahun 1950 di Kanada. Karena menggunakan bahan bakar Uranium alam, maka reaktor ini membuthkan moderator yang lebih efisien seperti air berat

Moderator reaktor CANDU terletak pada tangki besar yang disebut calandria, yang disusun oleh tabung-tabung bertekanan horisontal yang digunakan sebagai tempat bahan bakar, didinginkan oleh aliran air berat bertekanan tinggi yang mengalir melewati tangki calandria ini sampai mencapai suhu 290oC. Sama seperti Reaktor PWR, uap dihasilkan oleh aliran pendingin sekunder yang mendapat panas dari aliran pendingin utama. Dengan digunakannya tabung-tabung bertekanan sebagai tempat bahan bakar, memungkinkan untuk mengisi bahan bakar tanpa memadamkan reaktor dengan memisahkan tabung bahan bakar yang akan diisi dari aliran pendingin.

Ø Reaktor Tabung Tekan

Reaktor tabung tekan merupakan reaktor yang terasnya tersusun atas pendingin air ringan (ada juga air berat) dan moderator air berat atau pendingin air ringan dan moderator grafit dalam pipa kalandria. Bahan pendingin dan bahan moderator dipisahkan oleh pipa tekan, sehingga bahan pendingin dan bahan moderator dapat dipilih secara terpisah. Pada kenyataannya terdapat variasi gabungan misalnya pendingin air ringan moderator air berat (Steam-Generating Heavy Water Reactor, SGHWR), pendingin air berat moderator air berat (Canadian Deuterium Uranium, CANDU), pendingin air ringan moderator grafit (Channel Type Graphite-moderated Water-cooled Reactor, RBMK). Teras reaktor terdiri dari banyak kanal bahan bakar dan dideretkan berbentuk kisi kubus di dalam tangki kalandria, bahan pendingin mengalir masing-masing di dalam pipa tekan, energi panas yang timbul pada kanal bahan bakar diubah menjadi energi penggerak turbin dan digunakan pada pembangkit listrik. Disebut juga rektor nuklir tipe kanal.

Ø Pebble Bed Modular Reactor (PBMR)

Reaktor PBMR menawarkan tingkat keamanan yang baik. Proyek PBMR masa kini merupakan lanjutan dari usaha masa lalu dan dipiloti oleh konglomerat internasional USA berbasis Exelon Corporation (Commonwealth Edison PECO Energy), British Nuclear Fuels Limited dan South African based ESKOM sebagai perusahaan reaktor.

PBMR menggunakan helium sebagai pendingin reaktor, berbahan bakar partikel uranium dioksida yang diperkaya, yang dilapisi dengan Silikon Karbida berdiameter kurang dari 1mm, dirangkai dalam matriks grafit. Bahan bakar ini terbukti tahan hingga suhu 1600oC dan tidak akan meleleh di bawah 3500oC. Bahan bakar dalam bola grafit akan bersirkulasi melalui inti reaktor karena itu disebut sistem pebble-bed.

Ø Reaktor Magnox

Reaktor Magnox merupakan reaktor tipe lama dengan siklus bahan bakar yang sangat singkat (tidak ekonomis), dan dapat menghasilkan plutonium untuk senjata nuklir. Reaktor ini dikembangkan pertama sekali di Inggris dan di Inggris terdapat 11 PLTN dengan menggunakan 26 buah reaktor Magnox ini. Sampai tahun 2005 ini, hanya tinggal 4 buah reaktor Magnox yang beroperasi di Inggris dan akan didekomisioning pada tahun 2010.

Reaktor Magnox menggunakan CO2 bertekanan sebagai pendingin, grafit sebagai moderator dan berbahan bakar Uranium alam dengan logam Magnox sebagai pengungkung bahan bakarnya. Magnox merupakan nama dari logam campuran yaitu dengan logam utama Magnesium dengan sedikit Aluminium dan logam lainnya, yang digunakan sebagai pengungkung bahan bakar logam Uranium alam dengan penutup yang tidak mudah teroksidasi untuk menampung hasil fisi.

Ø Advanced Gas-cooled Reactor (AGR)

Advanced Gas-Cooled Reactor (AGR) merupakan reaktor generasi kedua dari reaktor berpendingin gas yang dikembangkan Inggris. AGR merupakan pengembangan dari reaktor Magnox. Reaktor ini menggunakan grafit sebagai moderator netron, CO2 sebagai pendingin dan bahan bakarnya adalah pelet Uranium oksida yang diperkaya 2,5%-3,5% yang dikungkung di dalam tabung stainless steel. Gas CO2 yang mengalir di teras mencapai suhu 650oC dan kemudian memasuki tabung generator uap. Kemudian uap yang memasuki turbin akan diambil panasnya untuk menggerakkan turbin. Gas telah kehilangan panas masuk kembali ke teras.

Ø Russian Reaktor Bolshoi Moshchnosty

RBMK merupakan singkatan dari Russian Reaktor Bolshoi Moshchnosty Kanalny yang berari reaktor Rusia dengan saluran daya yang besar. Pada tahun 2004 masih terdapat beberapa reaktor RMBK yang masih beroperasi, namun tidak ada rencana untuk membangun reaktor jenis ini lagi. Keunikan reaktor RBMK terdapat pada moderator grafitnya yang dilengkapi dengan tabung untuk bahan bakar dan tabung untuk aliran pendingin.

Pada rancangan reaktor RBMK, terjadi pendidihan aliran pendingin di teras samapi mencapai suhu 290°C. Uap yang dihasilkan kemudian masuk ke perangkat pemisah uap yang memisahkan air dari uap. Uap yang telah dipisahkan kemudian mengalir menuju turbin, seperti pada rancangan reaktor BWR. Masalah yang dihadapi pada BWR yaitu uap yang dihasilkan bersifat radioaktif juga terjadi pada reaktor ini. Namun, dengan adanya pemisahan uap, maka terdapat waktu jeda yang menurunkan radiasi di sekitar turbin. Dengan menggunakan moderasi netron yang sangat bergantung pada grafit, apabila terjadi pendidihan yang berlebihan, maka aliran pendingin akan berkurang sehingga penyerapan netron juga berkurang, tetapi reaksi fisi akan semakin cepat sehingga dapat menimbulkan kecelakaan.

3.7. REAKSI FISI DAN FUSI

Ø Reaksi Fisi ( pemisahan inti )

Reaksi Fisi adalah reaksi pembelahan inti atom berat menjadi beberapa inti atom ringan dan partikel elementer, disertai pelepasan energi yang besar.

https://blogger.googleusercontent.com/img/b/R29vZ2xl/AVvXsEiMCXNGar2yrI0xXHzgZXz4UVaiBqInsTk6hRrsBup2SBum58sZolhkAfGcrR5jHrqczM_K6mJ_fSrH_44CQg4WrmpRbTFOEY8d5pVTNCaxGFcwZ5GIzO_zqnjnHkrsASuSpwZSO2mydB4/s320/image002.jpg

Gambar 1.Proses Reaksi Fisi

Sumber : http://4.Bp.blogspot.com/_EP7eoyG6pnI/SUtkDFRmcUI/AAAAAAAAACw/R1TH9df05Cs/s1600-h/image002.jpg

Saat ini, semua reaktor nuklir komersial berbasis pada reaksi fissi nuklir, dan sering dipertimbangkan masalah risiko keselamatannya. Sebaliknya, beberapa kalangan menyatakan PLTN merupakan cara yang aman dan bebas polusi untuk membangkitkan listrik.

Daya fusi merupakan teknologi ekperimental yang berbasis pada reaksi fusi nuklir. Ada beberapa piranti lain untuk mengendalikan reaksi nuklir, termasuk di dalamnya pembangkit thermoelektrik radioisotop dan baterai atom, yang membangkitkan panas dan daya dengan cara memanfaatkan peluruhan radioaktif pasif, seperti halnya Farnsworth-Hirsch fusor, dimana reaksi fusi nuklir terkendali digunakan untuk menghasilkan radiasi neutron.

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.

Ø Reaksi fusi ( penggabungan inti )

http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/a/aa/D-t-fusion.png/225px-D-t-fusion.png

Gambar 2. Proses Reaksi Fusi.

http://id.wikipedia.org/skins-1.5/common/images/magnify-clip.pngSumber : http://id.wikipedia.org/wiki/Berkas:D-t-fusion.png

Reaksi fusi deuterium-tritium (D-T) dipertimbangkan sebagai proses yang paling menjanjikan dalam memproduksi tenaga fusi.

Dalam fisika, fusi nuklir (reaksi termonuklir) adalah sebuah proses saat dua inti atom bergabung, membentuk inti atom yang lebih besar dan melepaskan energi. Fusi nuklir adalah sumber energi yang menyebabkan bintang bersinar, dan Bom Hidrogen meledak. Senjata nuklir adalah senjata yang menggunakan prinsip reaksi fisi nuklir dan fusi nuklir.

Proses ini membutuhkan energi yang besar untuk menggabungkan inti nuklir, bahkan elemen yang paling ringan, hidrogen. Tetapi fusi inti atom yang ringan, yang membentuk inti atom yang lebih berat dan neutron bebas, akan menghasilkan energi yang lebih besar lagi dari energi yang dibutuhkan untuk menggabungkan mereka – sebuah reaksi eksotermik yang dapat menciptakan reaksi yang terjadi sendirinya.

Energi yang dilepas di banyak reaksi nuklir lebih besar dari reaksi kimia, karena energi pengikat yang mengelem kedua inti atom jauh lebih besar dari energi yang menahan elektron ke inti atom. Contoh, energi ionisasi yang diperoleh dari penambahan elektron ke hidrogen adalah 13.6 elektronvolt – lebih kecil satu per sejuta dari 17 MeV yang dilepas oleh reaksi D-T seperti gambar di samping.

· 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

Tabel 1. Perbandingan Penggunaan Bahan Bakar

3.8. Bahan bakar nuklir untuk reaksi fisi

http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/c/c1/Uranium_ore_square.jpg/120px-Uranium_ore_square.jpg


1. Uranium ore - material dasar bahan bakar nuklir

Sumber :http://id.wikipedia.org/wiki/Berkas:Uranium_ore_square.jpg

http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/d/d4/Yellowcake.jpg/120px-Yellowcake.jpg

2. Yellowcake - bentuk uranium guna dikirim ke pabrik pengkayaan uranium

Sumber : http//id.wikipedia.org/wiki/Berkas:Yellowcake.jpg

http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/c/c5/UF6_square.jpg/120px-UF6_square.jpg


3. UF6 - uranium dalam pengkayaan

Sumber : http//id.wikipedia.org/wiki/Berkas:UF6_square.jpg

http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/a/ae/Nuclear_fuel_pellets.jpeg/120px-Nuclear_fuel_pellets.jpeg


4. Bahan bakar nuklir - berbentuk padat, secara kimia bersifat inert

Sumber : http//id.wikipedia.org/wiki/Berkas:Nuclear_fuel_pellets.jpg

Bahan bakar nuklir tradisional yang digunakan di USA dan beberapa negara yang tidak melakukan mendaur ulang bahan bakar nuklir bekas mengikuti empat tahapan seperti yang tampak dalam gambar di atas. Proses di atas berdasarkan siklus bahan bakar nuklir. Pertama, uranium diperoleh dari pertambangan. Kedua, uranium di proses menjadi "yellow cake". Langkah berikutnya bisa berupa mengubah "yellow cake" menjadi UF6 guna proses pengkayaan dan kemudian diubah menjadi uranium dioksida, atau tanpa proses pengkayaan untuk kemudian langsung ke tahap 4 sebagaimana yang terjadi untuk bahan bakar reaktor CANDU.

Ø Bentuk kimia umum dari bahan bakar nuklir

· Bahan bakar oksida

Konduktivitas panas dari uranium dioksida sangat rendah, hal ini dipengaruhi oleh porositas and proses pembakaran (burn-up). Burn-up menghasilkan produk fissi dalam bahan bakar (seperti lantanida), penyisipan produk fissi seperti palladium, pembentukan gelembung gas fissi seperti xenon dan kripton dan kerusakan bahan bakar akibat radiasi. Rendahnya konduktivitas panas dapat berakibat pada pemanasan berlebih pada pusat pellet bahan bakar. Porositas berakibat pada penurunan konduktivitas panas dan pengembangan bahan bakar ketika digunakan.

Menurut International Nuclear Safety Center [1] konduktivitas panas dari uranium dioksida dapat dihitung dengan menggunakan serangkaian persamaan dalam kondisi yang berbeda-beda.

Densitas bahan bakar dapat dihubungkan dengan konduktivitas panas menurut persamaan berikut:

p = (ρtd-ρ)/ρ

Dengan ρ adalah densitas bahan bakar dan ρtd adalah densitas teori dari uranium dioksida.

Konduktivitas panas dari fase porous (Kf) dihubungkan dengan konduktivitas fase sempurna (Ko, tidak ada porositas) dengan persamaan berikut. Perlu dicatat bahwa s adalah faktor shape (bentuk) dari lubang.

Kf = Ko.(1-p/1+(s-1)p)

Selain metode pengukuran konduktivitas panas tradisional seperti lees's disk, Forbes' method atau Searle's bar, saat ini biasa digunakan metode sinar laser. Dalam metode sinar laser sebuah cakram bahan bakar berukuran kecil diletakkan dalam pemanggang, setelah dipanaskan sampai suhu tertentu cakram tersebut disinari dengan laser. Waktu yang diperlukan gelombang panas untuk merambat melalui cakram, densitas cakram, dan ketebalan cakram dapat digunakan untuk menghitung konduktivitas panas.

λ = ρCpα

· λ koonduktivitas panas

· ρ densitas

· Cp kapasitas panas

· α difusivitas panas

Jika t1/2 didefinisikan sebagai waktu yang diperlukan permukaan non-iluminasi untuk mencapai separuh temperatur yang dibangkitkan maka:

α = 0.1388 L2 / t1/2

L adalah ketebalan cakram.

· UOX

Uranium dioksida adalah padatan semikonduktor berwarna hitam. Bahan ini dapat dibuat dengan mereaksikan uranil nitrat dengan "base" (amonia) untuk membentuk padatan (ammonium uranat). Selanjutnya dipanaskan (calcined) untuk membentuk U3O8 yang dapat diubah dengan memanaskannya dalam campuran argon / hidrogen dengan suhu (700 oC) untuk membentuk UO2. UO2 kemudian dicampur dengan pengikat organik dan ditekan menjadi pellet. Pellet ini kemudian di bakar dalam suhu yang jauh lebih tinggi (dalam H2/Ar) kemudian menjalani proses sintering guna menghasilkan padatan dengan sedikit pori.

Konduktivitas panas uranium dioksida tergolong rendah bila dibandingkan dengan metal zirconium, dan terus terus menurun seiring dengan naiknya suhu.

Penting untuk dicatat bahwa penanganan karat (corrosion) pada uranium dioksida pada lingkungan cair serupa dengan proses elektrokimia pada karat galvanik (galvanic corrosion) dari permukaan metal.

· MOX

Mixed oxide atau Bahan bakar MOX, adalah campuran dari plutonium dan uranium alam atau uranium depleted yang bersifat serupa (meskipun tidak persis sama) dengan uranium dengan pengkayaan yang digunakan dalam sebagian besar reaktor nuklir. Bahan bakar MOX adalah bahan bakar alternatif dari bahan bakar uranium dengan pengkayaan rendah yang digunakan dalam reaktor air ringan (light water reactor) yang mendominasi jenis PLTN.

Beberapa keprihatinan telah disampaikan berkaitan dengan penggunaan MOX, bahwa penggunaan MOX akan menimbulkan masalah pembuangan limbah baru, meskipun MOX itu sendiri merupakan salah satu cara penanganan kelebihan produksi plutonium.

· Bahan Bakar TRIGA

Bahan bakar TRIGA di gunanakan di reaktor-reaktor TRIGA (Training, Research, Isotopes, General Atomics). Bahan bakar TRIGA tersusun dari matriks uranium zirconium hidrida. Bahan bakar jenis ini aman secara inheren. Semakin tinggi temperatur bahan bakar maka semakin tinggi pula tampang lintang (ukuran penyerapan neutron) hidrogen yang ada dalam bahan bakar, sehingga semakin banyak neutron yang hilang akibat serapan ini dan semakin sedikit yang dithermalkan. Sebagian besar teras (core) reaktor jenis ini mempunyai tingkat kebocoran yang tinggi dimana neutron bocor tersebut digunakan untuk penelitian.

Ø Bentuk kimia bahan bakar nuklir yang jarang digunakan

· Uranium nitrida

Bahan bakar jenis ini sering menjadi pilihan reaktor yang didesain oleh NASA. Uranium nitrida mempunyai konduktivitas panas yang lebih baik dari pada UO2 dan mempunyai titik lebur yang sangat tinggi. Kekurangan bahan bakar ini adalah bahwa nitrogen yang digunakan, 15N (bukannya 14N yang lebih berlimpah jumlahnya), akan menghasilkan 14C dari reaksi pn. Karena nitrogen yang digunakan pada bahan bakar ini sangat mahal harganya, bahan bakar ini dapat didaur ulang dengan metode pyro untuk mendapatkan 15N kembali.

· Uranium karbida

Ini adalah bahan bakar nuklir lainnya yang mempunyai konduktivitas panas yang lebih baik dari pada uranium oksida.

· Larutan garam anhydrous

Bahan bakar jenis ini dilarutkan dalan pendingin reaktor dan biasa digunakan dalam reaktor molten salt percobaan dan sejumlah reaktor percobaan dengan bahan bakar cair lainnya. Bahan bakar cair ini tersusun dari LiF-BeF2-ThF4-UF4 (72-16-12-0.4 mol%), yang mempunyai titik temperatur operasi maksimum 705 °C pada saat. percobaan, tapi sebenarnya bisa lebih tinggi lagi karena titik didihnya lebih dari 1400 °C.

· Larutan garam uranyl

Reaktor homogen cair menggunakan uranyl sulfate atau garam uranium lainnya dalam air. Reaktor homogen tidak pernah digunakan sebagai reaktor pembangkit daya skala besar. Salah satu kekurangan reaktor ini adalah bentuk bahan bakarnya yang cair, mudah menyebar bila terjadi kecelakaan.

BAB 4

KESIMPULAN DAN SARAN

4.1. 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.

4. 2. KEUNGGULAN PLTN

Ø Tidak menghasilkan emisi gas rumah kaca

Ø Tidak menghasilkan gas-gas berbahaya

Ø Sedikit menghasilkan limbah padat

Ø Biaya bahan bakar rendah

Ø Sangat sedikit menghasilkan CO2 sehingga dapat menhgurangi pemanasan global

4.3. KEKURANGAN PLTN

Ø Bahaya radiasi yang dapat membahayakan makhluk hidup

Ø Limbah radioaktif tingkat tinggi yang dihasilkan dapat bertahan hingga ribuan tahun

Ø Resiko kecelakaan nuklir : kecelakaan nuklir terbesar adalah kecelakaan Chernobyl(yang tidak mempunyai containment building).

4.4. SARAN

Diharapkan adanya penelitian lebih lanjut mengenai pemanfaatanPembangkit Listrik Tenaga Nuklir untuk membesi sumbangsi energi di indonesia.

REFERENSI

Ø http://id.wikipedia.org/w/index.php?title=Uranium_nitrida&action=edit&redlink=1

Ø http://id.wikipedia.org/wiki/Reaktor_nuklir#Sejarah

Ø Oklo: Natural Nuclear Reactors. Office of Civilian Radioactive Waste Management.

Ø From Obninsk Beyond: Nuclear Power Conference Looks to Future. International Atomic Energy Agency.

Ø Nuclear Power in Russia. World Nuclear Association.

Ø 1956:Queen switches on nuclear power. BBC news.

Ø The Rise and Fall of Nuclear Power. Public Broadcasting Service.

Ø Backgrounder on Chernobyl Nuclear Power Plant Accident. Nuclear Regulatory Commission.

Ø EFFECT OF HURRICANE ANDREW ON TURKEY POINT NUCLEAR GENERATING STATION AND LESSONS LEARNED. Nuclear Regulatory Commission.

Ø SUPPLEMENT 1:EFFECT OF HURRICANE ANDREW ON TURKEY POINT NUCLEAR GENERATING STATION AND LESSONS LEARNED. Nuclear Regulatory Commission.

Ø http://id.wikipedia.org/wiki/Pembangkit_Listrik_Tenaga_Nuklir.

DAFTAR PUSTAKA

1. Ir. Djiteng Marsudi, Operasi Sistem Tenaga Listrik, Balai Penerbit Humas ISTN Bhumi Srengseng Indah, 8 Juni 1990.

2. Alan J. Wood and Bruce F. Wollenberg, Power Generation Operation and Control, Power Technologies, Inc, Schenectery, New York and renseleer.

3. Harold Pender, PhD, Sc D and William A. Dell mar F.C.G.I, Electichal Engineers ‘Handbook,Fourth Ed 1958. New York: John Willey and sons, Inc, London: Chapman and Hal, Limited.

4. Ir. Djiteng Marsudi, Pembangkitan Energi Listrik, Balai Penerbit Erlangga, 2005.