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.
Top Related