SISTEM KESELAMATAN REAKTOR CANDU DALAM PENANGGULANGAN KECELAKAAN PARAH

SISTEM KESELAMATAN REAKTOR CANDU DALAM  PENANGGULANGAN KECELAKAAN PARAH

Tjipta Suhaemi

Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN ­  Serpong

ABSTRAK

SISTEM   KESELAMATAN   REAKTOR   CANDU   DALAM   PENANGGULANGAN  KECELAKAAN  PARAH.  CANDU  memiliki  sistem  pendingin   yang  terpisah  dari  sistem  moderator. Kegagalan sistem pendingin teras reaktor tidak menyebabkan teras reaktor  kehilangan pendinginan. Dengan desain kanal elemen bakar melalui tangki moderator  maka   pada   saat   terjadi   kegagalan   sistem   pendingin,   moderator   dapat   mendinginkan  elemen bakar. Sistem keselamatan reaktor CANDU memiliki berbagai penyerap panas  darurat yang dapat mencegah atau mengurangi dampak dari kecelakaan parah. Pada  kecelakaan parah reaktor CANDU tetap melindungi lingkungan dari bahaya zat radioaktif  dengan desain sistemnya yang mampu mewadahi lelehan elemen bakar di dalam tangki  kalandria sampai dapat dilakukannya manajemen darurat nuklir.

Kata kunci: Kecelakaan, keselamatan, reaktor, CANDU

ABSTRACT

CANDU   REACTOR   SAFETY   SYSTEM   IN   MITIGATING   SEVERE   ACCIDENT.   The  CANDU reactor has colant system which is separated from moderator system. The failure   of the coolant system does not make the reactor core lose its cooling. With the fuel   channels across the moderator tank, the moderator is able to cool the fuel elements at the  failure of the core coolant system. CANDU reactor safety system has several decay heat  removal systems which prevent and mitigate severe accidents. Under severe accidents  with  its  advanced   system   design  feature   CANDU  protects  the  environtment   from   the  radioactive  materials  by  containing  the  molten  fuel  elements  with calandra  tank  until   nuclear emergency activity can be done.

Keywords: accident, safety, reactor, CANDU

PENDAHULUAN

Reaktor   CANDU   dibangun   dan   dikembangkan   oleh   Perusahaan   Energi   Atom  Kanada (AECL) sejak awal tahun 1960­an. Reaktor ini menggunakan uranium alam dan  moderator air  berat.    CANDU  memiliki  sistem  pendingin   air  berat   yang  terpisah  dari  sistem moderator. CANDU menggunakan  pipa tekan horizontal sebagai tempat elemen  bakar dan tempat mengalirnya pendingin teras. Dengan pipa tekan berada dalam pipa  kalandria yang menembus tangki kalandria yang berisikan moderator, maka penanganan  elemen bakar dapat dilakukan saat reaktor sedang beroperasi ⁽¹⁾. Implikasi lainnya adalah  sistem   pendingin   teras   dapat   dibagi   ke   dalam   beberapa   sub­sistem   sehingga   dalam  kasus kehilangan air pendingin atau disebut juga kecelakaan parah hanya sebagian teras  yang mengalami kekeringan total atau pelelehan elemen bakar. Kehilangan pendinginan  pada sistem PWR dan BWR berarti juga kehilangan moderator yang berdampak pada  pengurangan reaktivitas teras reaktor  ⁽²⁾. Pada sistem CANDU kehilangan air pendingin  akan berdampak  pada penambahan  reaktivitas teras reaktor sebagai akibat koefisien  reaktivitas void yang positif.

Karakteristik reaktor CANDU pada kecelakaan parah tidak hanya ditentukan oleh  ciri melekat dari desain fisika dan sistem tetapi juga oleh pendekatan keselamatan dan  lisensi yang diterapkan oleh Badan Perizinan Nuklir Canada (Canadian Nuclear Safety  Commission = CNSC) ⁽³⁾. CNSC ini sebelumnya dikenal dengan AECB (Atomic Energy of  Control   Board).   Semenjak   kecelakaan   reaktor   di   Chernobyl   pada   tahun   1986   dan  meningkatmya   tuntutan   untuk   menghindari   kecelakaan   parah,   Kanada   mengambil  langkah untuk meningkatkan keselamatan reaktor nuklir. Sejalan dengan anjuran Badan  Tenaga Atom Internasional (IAEA), Kanada menyusun pendekatan lisensi yang meninjau  berbagai   skenario   kecelakaan   parah   dan   membatasi   dampaknya.   Untuk   menjamin  kemungkinan yang sangat kecil terjadinya kecelakaan parah, Kanada memakai filosofi  pemisahan  sistem proses dari sistem keselamatan.  AECL  melakukan  pengembangan  sistem   keselamatan   reaktor   CANDU     baik   dari   segi   keandalan   desain   maupun  kemampuan   untuk   mewadahi   pelelehan   elemen   bakar   dalam   hal   terjadi   kecelakaan  parah. 

Pada   makalah   ini   dilakukan   pengkajian   sistem   keselamatan   CANDU   dalam  kecelakaan   parah   dengan   menganalisis   kinerja   sistem   keselamatan   CANDU   pada  kecelakaan yang paling mungkin menimbulkan pelelehan teras reaktor yaitu kecelakaan  yang   melibatkan   kehilangan   pendingin   teras   sekaligus   kehilangan   moderator.   Juga  dilakukan   pengkajian   sistem   keselamatan   reaktor   dengan   cara   membandingkan  karakteristik desain sistem yang baru (CANDU­6) dengan yang lama (Pickering).

METODA PENGKAJIAN

Pengkajian   keselamatan   reaktor   CANDU   dilaksanakan   berdasarkan   kriteria  keselamatan baik dari IAEA maupun CNSC. IAEA menyadari pentingnya keselamatan  nuklir   dan   mempromosikan   peningkatan   keselamatan   industri   nuklir.   Revisi   panduan  keselamatan nuklir yang dilakukan IAEA pada tahun 1986 mengakomodasikan masukan­

masukan   dari   peristiwa   Chernobyl.   Panduan   ini   memberikan   suatu   penyelesaian  bagaimana   fenomena   kecelakaan   parah   pada   reaktor   nuklir   ditangani   mulai   saat  pedesain sampai saat setelah kecelakaan. IAEA menyatakan bahwa dari sudut pandang  keselamatan   sangat   tepat   untuk   membahas   kecelakaan   parah   sekurang­kurangnya  dalam cara yang terbatas. Pembahasan tidak harus melibatkan aplikasi keteknikan yang  konservatif dalam nenentukan basis desain tetapi perlu berdasarkan atas suatu analisis  yang realistik. IAEA memandang penting adanya : identifikasi rangkaian kejadian penting  pada   kecelakan   parah,   identifikasi   kemampuan   reaktor   beroperasi   serta   pemakaian  sistem darurat untuk mengendalikan kecelakaan serta mengurangi dampaknya, evaluasi  perubahan desain untuk mengurangi kemungkinan terjadinya kecelakaan dan penentuan  prosedur manajemen kecelakaan ^(4,5).

Sesuai   dengan   anjuran   IAEA   dalam   pendesainan   sistem   atau   fasilitas   nuklir,  AECL   menerapkan   konsep   pertahanan   berlapis.   Semua   aktivitas   keselamatan,  organisasi   ataupun   sistem   peralatan   memiliki   provisi   berlapis   sehingga   jika   satu  kegagalan terjadi maka dapat dikompensasi atau dikoreksi tanpa memberikan dampak  yang berarti. Pengkajian keselamatan nuklir berarti juga menilai apakah sistem reaktor  nuklir   merupakan   lapisan   provisi   dengan   pengungkungan   berlapis   yang   mampu  mewadahi zat radioaktif supaya tidak menyebar ke lingkungan. Makalah ini membahas  sistem   keselamatan   CANDU   berdasarkan   persyaratan   keselamatan   nuklir   dari   IAEA  (seperti standar keselamatan dan persyaratan keselamatan nuklir) serta kriteria desain  dari CNSC. Secara khusus dasar penilaian menyangkut strategi pertahanan berlapis,  proteksi   radiasi.   Desain   dan   manajemen   kecelakaan   CANDU   ini   dilaksanakan   untuk  kecelakaan parah khas reaktor CANDU yaitu kecelakaan yang melibatkan kehilangan  pendinginan dan moderasi teras reaktor.

DESAIN REAKTOR CANDU

Reaktor CANDU­6 yang berdaya sekitar 660 MWe memiliki 380 kanal elemen  bakar.  Tiap  kanal   memiliki  tabung  tekan  dari  paduan  zirkonium­niobium  sepanjang   6  meter dengan diameter 100 mm. Tiap tabung berisikan 12 elemen bakar yang masing­

masingnya terdiri dari 37 elemen bakar berisikan pelet UO2 dengan pengayaan U­235 

sebesar 0,7%. Pada tabung ini juga pendingin D2O mengalir. Kanal elemen bakar ini  berada di dalam tabung kalandria dari  zircaloy  yang berisikan gas isolator panas. Tiap  tabung tekan dihubungkan dengan sistem transportasi panas melalui pipa distribusi pada  kedua ujung teras reaktor. Salah satu rangkaian ujung dari tabung tekan dihubungkan  dengan   mesin   pengisi   elemen   bakar   (fuelling   machine).   Dengan   demikian   reaktor  CANDU dapat mengganti elemen bakar saat sedang beroperasi ⁽⁶⁾.

Kanal elemen  bakar yang  menembus  perisai  radiasi pada  kedua  ujung  teras  reaktor berada di dalam tangki kalandria yang berisikan moderator D2O. Moderator ini  berfungsi sebagai pelambat neutron supaya mudah bereaksi dengan U­235 dari elemen  bakar. Tangki kalandria berada di dalam ruangan beton yang dilapisi besi dan berisikan  air.   Tangki   beserta   perisai   juga   berfungsi   sebagai   perisai   radiasi   neutron   dan   sinar  gamma dari teras reaktor. Gambar 1 menunjukkan kalandria dan tangki perisai reaktor  CANDU.

        Pada PWR efek moderator dari pendingin lebih kuat dibandingkan dengan efek  serapan neutron. Apabila pendingin hilang seperti pada kasus kehilangan air pendingin  (lost of coolant accident) atau LOCA, maka reaktor kehilangan efek moderator. Pada saat  yang sama void terbentuk dengan sifat reaktivitas negatif ⁽²⁾. 

Pada CANDU kehilangan pendingin juga akan membentuk  void  yang memiliki  reaktivitas positif sebagai akibat hilangnya efek serapan. Aliran pendingin dapat dilihat  pada gambar 2. Meskipun demikian koefisien reaktivitas daya negatif kecil sebagai akibat  dari koefisien bahan bakar/doppler yang negatif. Penerapan berbagai lapisan proteksi  dan   pengungkung   zat   radioaktif   adalah   sentral   dari   konsep   pertahanan   berlapis. 

Perancang CANDU menyiapkan berbagai penyerap panas darurat yang dapat mencegah  atau mengurangi dampak dari kecelakaan parah. 

Sistem utama reaktor CANDU dilengkapi  dengan sistem pendinginan shutdown  (SCS).  Sebagai cadangan bagi sistem air masuk utama dan sistem air masuk pelengkap  CANDU memiliki sistem air darurat (EWS). CANDU juga memiliki sistem injeksi pendingin  darurat   (ECI)   yang   dapat   digunakan   apabila   sistem   transportasi   panas   tidak   dapat  berfungsi. Moderator pada CANDU yang dapat menyerap panas sekitar 5% dari panas  reaktor   adalah   komponen   pemindah   panas   yang   penting.   Pelengkap   bagi   sistem  moderator adalah sistem pendingin moderator yang memiliki pompa dan alat tukar panas. 

Untuk   mencegah   tangki   kalandria   meleleh   pada   saat   kecelakaan   parah   CANDU  menyediakan sistem pendingin perisai yaitu ruangan beton yang berisikan air mewadahi  tangki kalandria ⁽⁷⁾.

Pada reaktor CANDU hanya ada sedikit serapan neutron oleh pendingin. Dengan  moderator   yang   relatif   lebih   dingin   maka   ada   sedikit   pengurangan   reaktivitas   dari 

keadaan  shutdown  sampai ke daya penuh. Pengisian bahan bakar saat operasi juga  berdampak   pada   perubahan   yang   sedikit   pada   reaktivitas   teras.   Dengan   demikian  reaktivitas  lebih  teras  membutuhkan  sistem kendali  teras yang  relatif  kecil.  Mengikuti  persyaratan keselamatan nuklir dari IAEA CANDU memiliki dua jenis sistem  shutdown  reaktor yaitu sistem batang kendali yang bekerja berdasarkan gaya gravitasi dan sistem  injeksi   cairan   racun   neutron.   Tiap   sistem  shutdown  memiliki   tiga   kanal   trip   yang  dilengkapi dengan komputer monitor, komputer display test dan komputer trip. Sinyal trip  dari tiap kanal melalui  logic relay  yang melakukan voting 2 dari 3 untuk melepaskan  batang kendali atau membuka katup injeksi racun neutron.   Proteksi reaktor terhadap  kecelakaan reaktivitas dilakukan baik oleh mekanisme kontrol maupun oleh mekanisme  shutdown cepat. Pada CANDU­6 sistem shutdown 1 (SDS 1) memiliki 28 batang kendali  dan sistem shutdown 2 (SDS 2) memiliki 6 nozel yang menyemprotkan cairan gadolinium  ke dalam moderator.

PEMBAHASAN

Sistem   CANDU   memiliki   keselamatan   nuklir   yang   tinggi   dengan   tersedianya  sistem keselamatan khusus yaitu sistem  shutdown, sistem pendingin teras darurat dan  sistem   pengungkung.   Setiap   kecelakaan   diperhitungkan   untuk   menghasilkan   dampak  yang dapat diterima. Target keselamatan perlu ditetapkan untuk kecelakaan parah yaitu  kecelakaan dengan panas elemen bakar tidak dapat dipindahkan oleh sistem pendingin  teras   utama.   Badan   Perizinan   Nuklir   Canada   mewajibkan   perancang   CANDU   untuk  memenuhi target keselamatan baik untuk kecelakaan dengan kegagalan tunggal (yaitu  kegagalan satu sistem proses) maupun untuk kecelakaan dengan kegagalan ganda (yaitu  kegagalan tunggal disertai dengan kegagalan satu sistem keselamatan khusus). Untuk  kegagalan tunggal   tunggal frekuensi kecelakaan tidak boleh melebihi 1 per 3 tahun. 

Dampak kecelakaan tidak boleh melebihi 0,005 Sv untuk perorangan dan 10² Sv untuk  masyarakat. Untuk kegagalan ganda frekuensi kecelakaan tidak boleh lebih dari 1 per  3000 tahun. Dampak kecelakaan tidak boleh melebihi 0,25 Sv untuk perorangan dan 10⁴  Sv   untuk   masyarakat.   AECL   mengembangkan   sistem   CANDU­6   dengan   konfigurasi  desain yang diharapkan dapat mencapai target di atas ⁽⁸⁾.

1. Kecelakaan kehilangan pendingin dan moderator

Apabila   pada   reaktor   berpendingin   air   kehilangan   pendingin   berarti   juga  kehilangan   penyerap   panas,   pada   CANDU   kehilangan   pendingin   teras   dapat  dikompensasi  dengan moderator. Meskipun  demikian Badan Perizinan  Nuklir Canada 

melakukan   analisis   terhadap   kecelakaan   yang   dapat   merusak   sistem   dan  membahayakan   lingkungan,   walaupun   kemungkinan   terjadinya   kecelakaan   ini   sangat  kecil.   Analisis   kecelakaan   parah   yang   melibatkan   kegagalan   sistem   pendingin   teras  utama   dan   sistem   pendingin   teras   darurat   disertai   kehilangan   moderator   dilakukan  berdasarkan respon termal/mekanikal dari kalandria yang mewadahi moderator.

Rangkaian   kecelakaan   yang   terjadi   adalah   kehilangan   air   pendingin   disertai  kenaikan   daya   reaktor.   Sistem  shutdown  reaktor   kemudian   bekerja   untuk   mematikan  reaktor   sehingga   dalam   waktu   beberapa   detik   hanya   panas   peluruhan   yang   masih  berperan   di   dalam   reaktor.   Dengan   kegagalan   sistem   pendingin   teras   darurat   terjadi  deformasi elemen bakar. Pada tekanan di atas 1 MPa terjadi kontak total antara tabung  tekan dengan tabung kalandria. Diasumsikan sistem pendingin moderator yang terdiri  dari pompa dan alat tukar panas gagal berfungsi. Moderator yang mendapat panas dari  teras reaktor mengalami pendidihan. Apabila suhu tabung tekan dapat mencapai 1750^oC  maka terjadi pelelehan tabung yang menyebabkan elemen bakar jatuh ke dasar kalandria 

(9).

Dengan melelehnya tabung tekan dan tabung kalandria diasumsikan moderator  mengalami kebocoran dan keluar dari tangki kalandria (melalui sistem pendingin teras  utama).   Elemen   bakar   dalam   keadaan   padat   jatuh   ke   dasar   tangki   kalandria.  Akibat  pendinginan oleh air berat elemen ini memiliki suhu 150 ^oC  saat kalandria mulai kosong  atau 50 menit setelah tangki mengalami kebocoran. Dengan air pada bangunan perisai  reaktor   yang   mengelilingi   tangki   kalandria   pemanasan   elemen   bakar   di   dasar   tangki  akibat panas peluruhan zat hasil belah dapat diredam. Suhu permukaan elemen bakar di  bawah titik lebur stainless steel. Pemanasan elemen bakar tidak menimbulkan pelelehan  tangki kalandria yang dibuat dari stainless steel. Dengan demikian tangki kalandria tetap  utuh untuk menampung seluruh material teras reaktor selama pendinginan dari bangunan  perisai reaktor efektif berfungsi selama 24 jam. Selang waktu ini cukup untuk  panas  peluruhan berkurang dan kegiatan darurat nuklir dilakukan ⁽¹⁰⁾.

2.  Sistem Keselamatan Reaktor CANDU

Sistem   keselamatan   rreaktor   CANDU­6   memiliki   keandalan   yang   lebih   baik  dibandingkan   dengan   desain   lama.   Seperti   ditunjukkan   dalam   Tabel   1,   AECL  melaksanakan   perbaikan   desain   sistem   keselamatan   reaktor   dengan   mensyaratkan  peralatan bypass, header, tangki dousing untuk meningkatkan perpindahan panas dan  aliran pendingin. Untuk menjamin pendinginan reaktor yang andal AECL menggunakan  injeksi racun neutron seperti juga digunakan pada PLTN berpendingin air ringan dari  Amerika serikat.  Dengan  sistem  keselamatan   reaktor ini  AECL  menyimpulkan  bahwa 

kemungknan terjadinya kegagalan ganda menjadi 10 kali lebih baik dari desain yang  lama.

Kebanyakan sistem CANDU menggunakan sistem pengungkung  (containment)  tekanan   negatif   dengan   2   jenis   katup   pembebas   tekanan   yang   mampu   untuk  meminimalkan   puncak   tekanan   lebih.   Setelah   kecelakaan   kehilangan   air   pendingin,  tekanan pada ruangan reaktor mencapai 97 kPa. Melalui lorong pelepasan tekanan, air  berat   dan   uap   dari   ruangan   reaktor   memasuki   bangunan   vakum   dan   meningkatkan  tekanannya. Tekanan tinggi ini mengaktifkan alat penyemprot air pada gedung vakum  yang mampu mencairkan uap air dan mengurangi tekanan gedung. Tekanan gedung  pengungkung akan kembali pada tingkat tekanan sub­atmosfir dalam waktu sekitar 40  detik. Untuk jangka panjang sistem pelepasan udara tersaring darurat digunakan untuk  mengeluarkan udara dari gedung vakum dan menjaga tekanan gedung pengungkung  pada 0,25 – 1 kPa di bawah tekanan atmosfir. ^(7,10,).

Kebijakan   negara­negara   maju   untuk   menghadapi   kemungkinan   kecelakaan  parah   pada   dasarnya   membatasi   keharusan   evakuasi   penduduk   dan   pencemaran  lingkungan.   Ini   berarti   setiap   perancang   reaktor   nuklir   perlu   menyediakan   alat  pemindahan   panas   jangka   panjang   untuk   sistem   pengungkung.   Juga   diperlukan  pembatasan   pada   kemungkinan   kebocoran   sistem   yang   terletak   di   luar   gedung  pengungkung. Pada CANDU­6 sistem moderator dan pendingin teras utama terrletak di  dalam   gedung   pengungkung⁽¹¹⁾.   Penyebaran   radiasi   yang   potensial   membahayakan  setelah kecelakaan parah adalah melalui bagian sistem injeksi pendingin darurat (ECI)  yang terletak di luar gedung pengungkung, ventilasi gedung reaktor dan penetrasi pipa  pada   dinding   gedung  pengungkung   dan   sistem  air  lock.  Analisis  lay  out  dan   desain  sistem   menunjukkan   bahwa   diperlukan   relokasi  switch­gear  pompa   ECI   dari   gedung  pompa ke tempat yang lebih mudah dimasuki. Selain itu diperlukan jaminan kelayakan  ruang   kendali   reaktor   setelah   kecelakaan   parah   sehingga   operator   reaktor   dapat  mengendalikan   sistem   tanpa   terkena   radiasi   yang   membahayakan.   Ini   dapat   dicapai  dengan instalasi perisai radiasi untuk air lock atau alat filter udara.

KESIMPULAN

Sejalan   dengan   anjuran   IAEA,   untuk   supaya   perancang   reaktor   mampu  melindungi   pekerja   dan   publik   dari   bahaya   radiasi   nuklir   AECL   telah   meningkatkan  keselamatan   reaktor   CANDU   berdasarkan   konsep   pertahanan   berlapis   dan  pengungkungan ganda untuk zat radioaktif.  Sistem reaktor CANDU diperbaiki sehingga  sistem keselamatan CANDU­6   memiliki keandalan yang lebih baik dari segi suplai air,  desain dan keandalan alat, redundansi dan diversivitas sistem. Sistem reaktor CANDU 

yang   dibangun   AECL   memiliki   berbagai   sistem   peralatan   proteksi   reaktor   untuk  mencegah dan mengurangi dampak kecelakaan parah. Pada kecelakaan parah, reaktor  CANDU mampu mewadahi lelehan elemen bakar di dalam tangki kalandria sampai dapat  dilakukannya   manajemen   darurat   nuklir.   Meskipun   demikian   desain   pembatasan  kemungkinan   penyebaran   bocoran   zat   radioaktif   keluar   gedung   reaktor   dari   sistem  keselamatan reaktor perlu diidentifikasi dan direkomendasikan oleh negara  pengimport  reaktor CANDU.

DAFTAR PUSTAKA

1.

Tjipta Suhaemi, Review of Canadian Reactor Safety Philosophy and CANDU Reactor  Safety System,  AECL,  Missisauga­Ontario, 1987. 

2.

Jacques libmann,  Elements of Nuclear Safety, Institut De Protection Et De Surete  Nucleaire, Les Ulis cedex A, France, 1996. 

3.

Tjipta Suhaemi, Regulatori Keselamatan dan Proses Lisensi Nuklir Canada, Prosiding  Seminar Keselamatan Nuklir, Jakarta 2­3 Mei 2001, BAPETEN, Jakarta, 2001.

4.

International   Atomic   Energy   Agency,  Basic   Safety   Principles   for   Nuclear   Power  Plants, INSAG­12, IAEA, Vienna, 1999.  

5.

International Atomic Energy Agency, Defence in depth in Nuclear Safety, INSAG­102,  IAEA, Vienna, 1996.  

6.

Tjipta Suhaemi, Evaluasi Disain PLTN Jenis CANDU, Prosiding Seminar Keselamatan  Nuklir, Jakarta 2­3 Mei 2001, BAPETEN, Jakarta, 2001.

7.

International Atomic Energy Agency, Status of Advanced Technology and Design for  Water  Cooled   Reactors  :  Heavy Water Reactors, IAEA  TECDOC  No.  479,  IAEA,  Vienna, 1998.

8.

Atomic Energy of Canada Limitted,  Lecture Notes on CANDU Safety Analysis and   Safety Design, AECL­CANDU, Mississauga, Canada, 1992.

9.

Tjipta Suhaemi, Sistem Pendingin Teras Darurat Reaktor CANDU, Sigma Epsilon, No. 

2­Agustus, PPTKR, serpong, 1996.

10.

Tjipta Suhaemi,  Kajian  Deain Terhadap  Penanggulangan  Kecelakaan Parah Pada  Reaktor CANDU,  Prosiding Seminar Ke­7 Teknologi dan Keselamatan PLTN serta  Fasilitas Nuklir, Bandung 19­2­2002.

11.

Tjipta Suhaemi,  Desain Sistem Transport Panas Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir  Jenis CANDU, Jurnal Teknoka, Vokume 1, No 3 November 2004, Fakultas Teknik  UHAMKA, Jakarta.

Tabel 1. Perbandingan Sistem Reaktor CANDU –6 dengan Desain Lama

SISTEM DESAIN Pickering CANDU­6

Sistem Transfer  Panas :

utuk melepaskan uap  ke udara untuk  kejadian trip turbin

   katup pelepasan uap bypass dari turbin ke  kondenser

Sistem Kendali  Reaktivitas 

­

pengaturan volume air     berat (tekanan)

­

pengaturan rapat jenis  air berat (suhu)

­

batang booster

­ sistem kendali zona cairan

­ batang pengatur cobalt

­ batang adjuster

Sistem Pendingin  Teras Darurat

­  air dicatu dari sistem  moderator

­ air dicatu dari tangki  dousing

Sistem Shutdown ­  dump moderator ­  batang kendali (shutoff)  untuk SDS 1

­  Injeksi  racun untuk S DS2 Sistem Pelayanan Air ­  air pelayanan tekanan 

rendah

­  untuk penukar panas  moderator

­  untuk penukar panas  pelayanan air

­  kondenser chiller

Sistem Air  Pendinginan  Resirkulasi

   Sistem air pelayanan  demineraliser untai  tertutup

Sistem air pendinginan  resirkulasi

Sistem Catu Air  darurat

   Melalui sistem katup3 ­ disuplai dari reservoir EWS

­  terpisah dari sistem air  normal

­  melalui header dan  subsistem suplai air  darurat

Sistem Pendinginan  Calandria

Calandria terletak dalam  ruang beton yang dilapisi  steel dan berisi air ringan  Sistem Pendinginan 

End Shield

Suplai pendingin 

menyediakan cukup waktu  untuk manajemen darurat  nuklir

DISKUSI DAN TANYA JAWAB

Penanya: Solikhin ( BAPETEN ) Pertanyaan:

a.Keuntungan reaktor candu apa?

b.Sistem penanggulangan bila terjadi kecelakaan?

Jawaban:

a.Menggunakan   uranium   alam   sebagai   bahan   bakar,   teknologinya   lebih   mudah  dibandingkan dengan teknologi uranium diperkaya dan partisipasi industri nasional  lebih dimungkinkan dalam membangun PLTN Candu, dibandingkan dengan PLTN  kini PWR maupun BWR.

b.

  Bila terjadi kecelakaan bisa dilakukan shut down menggunakan batang shut off  ( yang disebut sistem shut down 1 ) yang dijatuhkan didalam teras. Selain itu ada  sistem shut on ( SDSI ). Selainitu ada sistem shut down 2, berupa inspeksi namun  boren kedalam mediator. Sistem pendingin teras darurat berupa air yang dikucurkan  dari tangki  dousing  dicetak dialas kearah bejana calandria. Selain itu ada sistem  pengangkutnya.

Penanya: Arif Isnaeni ( BAPETEN ) Pertanyaan:

a. Bahan bakar reaktor candu?

b.

Sistem refueling candu?

c.

Penggantian control rod?

d.

Fungsi vacum building?

Jawaban:

a. Bahan bakar candu adalah uranium alam, namun bisa juga digunakan uranium  yang sedikit diperkaya.

b.

Sistem refueling bahan bakar menggunakan fueling machine, dimasukkan bahan  bakar baru dari satu sisi bagian candu dan bahan bakar yang lama kekat dari sisi  bagian candu yang lain.

c.

Control   rol  pada   umumnya   jarang   diganti   namun   tentunya   bisa   dilakukan  maintenance bila salah satu  control rod  tidak berfungsi.  Control rod  yang lain  masih cukup untuk melakukan pengendalian.

d.

Vacum Building  untuk menyaring udara didalam gedung dan untuk menyaring  pelaksanaan kucuran air dari tangki  dousing.

Penanya: Bambang Riyono Pertanyaan:

a. Kelebihan dan kekurangan candu?

b. Sistem pendingin pada candu?

Jawaban:

a. Kelebihan antara lain:

 Menggunakan uranium alam ( 0,7 % U 235 )



Bisa   mengganti   bahan   bakar   saat   reaktor   masih   dioperasikan   dengan  menggunakan fueling mechine.

 Teknologi pembuatan bahan bakar lebih mudah

 Pengendalian lebih mudah.

Kekurangan:

 Penggunaan air berat.

 Daya yang dihasilkan tiap bahan bakar lebih kecil.

b. Sistem pendingin ada 2 yaitu sistem pendingin primer ( disebut sistem Transport  panas ) dan sistem pendingin sekunder. Sistem diasopal panas menggunakan  fluida air berat yang berpisah dengan air berat yang ada dalam radiator.