HTR-PM

HTR-PM (Hanzi: 球床模块式高温气冷堆核电站) adalah reaktor nuklir modular kecil Tiongkok. Reaktor nuklir ini merupakan reaktor pebble-bed generasi IV berpendingin gas suhu tinggi (HTGR) yang dikembangkan dari prototipe HTR-10. Teknologi ini ditujukan untuk menggantikan pembangkit listrik tenaga batu bara di Tiongkok, sejalan dengan rencana negara tersebut untuk mencapai netralitas karbon pada tahun 2060.[1]

Skema reaktor berpendingin gas helium suhu tinggi HTR. Reaktor nuklir ini merupakan reaktor pebble-bed generasi IV berpendingin gas suhu tinggi (HTGR). Contohnya HTR-10 dan HTR-PM. Reaktor ini pada dasarnya aman; bahkan jika loop primer kehilangan daya, reaktor akan mendingin secara pasif dan tidak akan mengalami pelelehan. Bahkan jika pipa pendingin loop primer pecah dan terlepas dari inti reaktor (kerusakan melebihi desain awal), inti tidak meleleh dan akan mendingin sendiri melalui konveksi alami, tanpa melepaskan material radioaktif.
Skema reaktor berpendingin gas suhu tinggi dengan partikel berlapis
Sketsa reaktor bola kerikil.
Kerikil grafit untuk reaktor
Struktur dan komposisi bola grafit dalam reaktor nuklir "pebble bed".
Irisan manik TRISO dengan warna semu
Potongan melintang melalui pelet TRISO

Pembangkit pertama memiliki daya listrik sebesar 210 MW. Pembangkit ini mulai memproduksi listrik pada Desember 2021 dan mulai beroperasi secara komersial pada akhir 2023.

Teknologi

HTR-PM adalah reaktor pebble-bed berpendingin gas suhu tinggi (HTGR). Meskipun AVR dan THTR-300 Jerman, yang beroperasi dari tahun 1969 hingga 1988, merupakan reaktor pebble-bed pertama dan beroperasi pada suhu yang serupa, HTR-PM merupakan desain pertama yang menggunakan konstruksi modular dan reaktor modular kecil kedua, setelah reaktor terapung Akademik Lomonosov Rusia pada tahun 2019. HTR-PM merupakan desain generasi IV. Teknologinya didasarkan pada prototipe reaktor HTR-10.

Unit reaktor memiliki kapasitas termal 250 MW. Dua reaktor terhubung ke satu turbin uap untuk menghasilkan listrik sebesar 210 MW (210 MWe).

HTR-PM menggunakan pendingin helium dan moderator grafit. Setiap reaktor diisi dengan lebih dari 400.000 pebble.

Setiap pebble berdiameter 60 mm. Pebble-pebble tersebut memiliki lapisan luar grafit. Masing-masing berisi sekitar 12.000 partikel bahan bakar uranium berlapis keramik empat lapis (total 7 g) yang diperkaya hingga 8,5% uranium-235 yang terdispersi dalam matriks grafit.[2][3]

Inti reaktor berdiameter 3 m dan tinggi 11 m. Tekanan dipertahankan pada 7 MPa. Tekanan uap (untuk perpindahan panas) berada pada 13 MPa dan suhu 567 °C (1.053 °F).

Elemen-elemen reaktor primer diproduksi di pabrik dan diangkut ke lokasi.

Reaktor ini pada dasarnya aman; bahkan jika loop primer kehilangan daya, reaktor akan mendingin secara pasif dan tidak akan mengalami pelelehan. Bahkan jika pipa pendingin loop primer pecah dan terlepas dari inti reaktor (kerusakan melebihi desain awal), inti tidak meleleh dan akan mendingin sendiri melalui konveksi alami, tanpa melepaskan material radioaktif.[4][5][6]

Lihat pula

Referensi

  1. ^ "China starts up world's first high-temperature gas-cooled reactor". Global Construction Review (dalam bahasa Inggris (Britania)). 15 September 2021. Diakses tanggal 28 October 2021.
  2. ^ Zhang, Zuoyi; Dong, Yujie; Li, Fu; Zhang, Zhengming; Wang, Haitao; Huang, Xiaojin; Li, Hong; Liu, Bing; Wu, Xinxin; Wang, Hong; Diao, Xingzhong; Zhang, Haiquan; Wang, Jinhua (March 2016). "The Shandong Shidao Bay 200 MW e High-Temperature Gas-Cooled Reactor Pebble-Bed Module (HTR-PM) Demonstration Power Plant: An Engineering and Technological Innovation". Engineering. 2 (1): 112–118. doi:10.1016/J.ENG.2016.01.020.
  3. ^ Wang, Brian (2023-12-13). "China's Pebble Bed Reactor Finally Starts Commercial Operation | NextBigFuture.com" (dalam bahasa American English). Diakses tanggal 2023-12-16.
  4. ^ "China tests safety of HTR-PM reactor". Nuclear Engineering International. 31 July 2024.
  5. ^ Zhang, Zuoyi; Dong, Yujie; Li, Fu; Huang, Xiaojin; Zheng, Yanhua; Dong, Zhe; Zhang, Han; Chen, Zhipeng; Li, Xiaowei (July 2024). "Loss-of-cooling tests to verify inherent safety feature in the world's first HTR-PM nuclear power plant". Joule. 8 (7): 2146–2159. doi:10.1016/j.joule.2024.06.014.
  6. ^ Zheng, Yanhua; Shi, Lei (September 2010). "HTR-PM两根一回路连接管断裂的进气事故分析" [Air Ingress Analysis for Two Primary Loop Pipes Rupture of HTR-PM]. 原子能科学技术 [Atomic Energy Science and Technology] (dalam bahasa Tionghoa). 44 (Suppl): 253–257. doi:10.7538/yzk.2010.44.suppl.0253 (tidak aktif 12 July 2025). OCLC 690168966. OSTI 22552020. Pemeliharaan CS1: DOI nonaktif per Juli 2025 (link)

Content Disclaimer

Informasi ini disarikan dari Wikipedia dan disajikan kembali untuk tujuan edukasi. Konten tersedia di bawah lisensi CC BY-SA 3.0. Kami tidak bertanggung jawab atas ketidakakuratan data yang bersumber dari kontribusi publik tersebut.

  1. The information displayed on this website is sourced in part or in whole from Wikipedia and has been adapted for the purpose of restating it. We strive to provide accurate and relevant information, however:
  2. There is no guarantee of absolute accuracy. Wikipedia is an open, collaborative project that can be edited by anyone, so information is subject to change.
  3. It is not intended to constitute professional advice. The content displayed is for informational and educational purposes only. For important decisions (e.g., medical, legal, or financial), please consult a professional.
  4. Content copyright. Wikipedia is licensed under the Creative Commons Attribution-ShareAlike License (CC BY-SA). This means that content may be reused with appropriate attribution and shared under a similar license.
  5. Responsible use. Any risk arising from the use of information from this website is entirely the responsibility of the user.