ANALISIS TERMODINAMIKA SISTEM TURBIN HELIUM UNTUK REAKTOR DAYA NUKLIR

ABSTRAK
ANALISIS TERMODINAMIKA SISTEM TURBIN HELIUM UNTUK REAKTOR DAYA NUKLIR.
Dari sudut pandang sistem energi dan lingkungan, konsep Reaktor berpendingin Gas Temperatur Tinggi
(High Temperature Gas-cooled Reactor / HTGR) sebagai salah satu jenis reaktor daya nuklir generasi lanjut
yang mempunyai kemampuan kogenerasi untuk produksi hidrogen, untuk pembangkit listrik, dan untuk
desalinasi air laut. Dalam makalah ini hanya dibahas pada bagian unit konversi daya (Power Conversion Unit
/ PCU) untuk Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) tipe HTGR yang menggunakan bahan bakar nuklir
dengan moderator grafit dan dapat menghasilkan spektrum netron cepat. Panas yang diperoleh dari bahan
bakar nuklir tersebut dipindahkan oleh gas sebagai media pendingin dengan menggunakan siklus tertutup
turbin helium. Analisis perhitungan termodinamika siklus PCU tipe HTGR ini dilakukan pada saat reaktor
nuklir beroperasi pada kondisi temperatur masuk 300 ºC, temperatur keluar 950 ºC, tekanan sekitar 70 bar,
dan daya thermal yang dihasilkan teras HTGR sebesar 200 MWth. Parameter termodinamika yang digunakan
untuk mengoptimalkan desain sistem pendingin HTGR adalah rasio tekanan kompresor, perbandingan
temperatur turbin, dan laju alir helium. Hasil yang diperoleh dari penelitian siklus termodinamika dari unit
PCU sistem turbin helium adalah daya listrik yang dihasilkan sebesar 70,4 MWe dengan efisiensi generator
sebesar 88 % sehingga siklus tertutup turbin helium ini layak diaplikasikan dalam menjamin keselamatan
operasi instalasi PLTN tipe HTGR dan cocok untuk ditempatkan di daerah Babel.
Kata kunci : Termodinamika, turbin helium, HTGR
ABSTRACT
THERMODYNAMICS ANALYSIS OF HELIUM TURBINE SYSTEM FOR NUCLEAR POWER
REACTOR. From the viewpoint of energy system and environment, concept for High Temperature Gascooled
Reactor (HTGR) as one of type of advanced generation nuclear power reactors which have
cogeneration potential for hydrogen production, for electricity production, and for desalination of sea water.
In this paper it is only discussed on section of Power Conversion Unit (PCU) for HTGR type of Nuclear
Power Electricity Plant (PLTN) that employs nuclear fuel with graphite moderator and it can yield fast
neutron spectrum. The obtained heat of nuclear fuel was transferred by gas as coolant media by applying the
closed cycle of helium turbine. Analysis of thermodynamics calculation for PCU cycle of this type HTGR was
done when nuclear reactor operated on inlet temperature of 300 ºC, outlet temperature of 950 ºC, pressure of
about 70 bar, and the thermal power was resulted by HTGR core as much as 200 MWth. Thermodynamics
parameter, that be used for optimal design of HTGR coolant system, is compressor pressure ratio, turbine
tmperature ratio, and helium mass flow. The obtained result from study on thermodynamics cycle of PCU
part of helium turbine system was produced electricity power of about 70,4 MWe with generator efficiency of
88 % so that this closed cycle of helium turbine properly employed for giving safety in operation of PLTN
installation with HTGR type and it is appropriate to be built in Babel area.
Keywords : Thermodynamics, helium turbine, HTGR