Very-high-temperature reactor / reaktor-suhu yang sangat tinggi (VHTR), atau high-temperature gas-cooled reactor/reaktor pendingin gas suhu tinggi (HTGR), adalah reaktor konsep Generasi IV yang menggunakan reaktor nuklir moderator grafit dengan sekali siklus uranium bahan bakar. VHTR adalah jenis reaktor suhu tinggi (HTR) yang secara konseptual dapat memiliki suhu keluaran 1000 °C. Teras inti reaktor dapat berupa "blok prisma".
Sumber: Lihat artikel asli di Wikipedia
Very-high-temperature reactor / reaktor-suhu yang sangat tinggi (VHTR), atau high-temperature gas-cooled reactor/reaktor pendingin gas suhu tinggi (HTGR), adalah reaktor konsep Generasi IV yang menggunakan reaktor nuklir moderator grafit dengan sekali siklus uranium bahan bakar. VHTR adalah jenis reaktor suhu tinggi (HTR) yang secara konseptual dapat memiliki suhu keluaran 1000 °C. Teras inti reaktor dapat berupa "blok prisma".[1][2][3]
Moderator neutron adalah grafit. sedangkan coolant adalah gas helium dan molten salt.[4][5][6][7]
Semua reaktor HTGR yang ada menggunakan pendingin helium. Inti reaktor dapat berupa "blok prismatik" (mirip inti reaktor konvensional) atau inti "pebble-bed". China Huaneng Group saat ini mengoperasikan HTR-PM, pembangkit listrik HTGR berkapasitas 250 MW di Provinsi Shandong, Tiongkok.
.jpg)
Penggunaan reaktor berpendingin gas suhu tinggi untuk produksi listrik diusulkan pada tahun 1944 oleh Farrington Daniels, yang saat itu menjabat sebagai direktur asosiasi divisi kimia di Laboratorium Metalurgi Universitas Chicago. Awalnya, Daniels membayangkan reaktor yang menggunakan moderator berilium. Pengembangan proposal desain suhu tinggi ini berlanjut di Divisi Power Pile di Laboratorium Clinton (sekarang dikenal sebagai Laboratorium Nasional Oak Ridge) hingga tahun 1947. Profesor Rudolf Schulten di Jerman juga berperan dalam pengembangan reaktor ini selama tahun 1950-an. Peter Fortescue, saat bekerja di General Atomics, adalah pemimpin tim yang bertanggung jawab atas pengembangan awal reaktor berpendingin gas suhu tinggi (HTGR), serta sistem reaktor cepat berpendingin gas (GCFR).
Reaktor Peach Bottom unit 1 di Amerika Serikat adalah HTGR pertama yang menghasilkan listrik, dan melakukannya dengan sangat sukses, beroperasi dari tahun 1966 hingga 1974 sebagai demonstran teknologi. Pembangkit Listrik Fort St. Vrain adalah salah satu contoh desain ini yang beroperasi sebagai HTGR dari tahun 1979 hingga 1989. Meskipun reaktor tersebut dibebani beberapa masalah yang menyebabkan penghentian operasionalnya karena faktor ekonomi, reaktor ini menjadi bukti konsep HTGR di Amerika Serikat (meskipun tidak ada HTGR komersial baru yang dikembangkan di sana sejak saat itu).[4][verifikasi gagal]
HTGR eksperimental juga telah ada di Britania Raya (reaktor Dragon) dan Jerman (reaktor AVR dan THTR-300), dan saat ini terdapat di Jepang (reaktor uji rekayasa suhu tinggi menggunakan bahan bakar prismatik dengan kapasitas 30 MWth) dan Tiongkok (HTR-10, desain pebble-bed dengan daya pembangkit 10 MWe). Dua reaktor HTGR pebble-bed skala penuh, reaktor HTR-PM, masing-masing dengan kapasitas produksi listrik 100 MW, telah beroperasi di Tiongkok pada tahun 2021..
Moderator neutron terbuat dari grafit, meskipun konfigurasi teras reaktor dalam blok prismatik grafit atau kerikil grafit bergantung pada desain HTGR.
Bahan bakar yang digunakan dalam HTGR adalah partikel bahan bakar berlapis, seperti partikel bahan bakar TRISO. Partikel bahan bakar berlapis memiliki inti bahan bakar, biasanya terbuat dari uranium dioksida, namun uranium karbida atau uranium oksikarbida juga merupakan pilihan. Uranium oksikarbida menggabungkan uranium karbida dengan uranium dioksida untuk mengurangi stoikiometri oksigen. Kurangnya oksigen dapat menurunkan tekanan internal dalam partikel TRISO yang disebabkan oleh pembentukan karbon monoksida, akibat oksidasi lapisan karbon berpori di dalam partikel. Partikel TRISO didispersikan dalam kerikil untuk desain lapisan kerikil atau dicetak menjadi batang padat/kompak yang kemudian dimasukkan ke dalam blok grafit heksagonal. Konsep bahan bakar QUADRISO yang digagas di Laboratorium Nasional Argonne telah digunakan untuk mengelola kelebihan reaktivitas dengan lebih baik.
Helium telah menjadi pendingin yang digunakan di semua HTGR hingga saat ini. Helium adalah gas inert, sehingga umumnya tidak akan bereaksi secara kimia dengan material apa pun. Selain itu, paparan helium terhadap radiasi neutron tidak membuatnya menjadi radioaktif, tidak seperti kebanyakan pendingin lainnya.
Pada desain prismatik, batang kendali dimasukkan ke dalam lubang yang dipotong pada blok grafit yang membentuk inti. VHTR akan dikontrol seperti desain PBMR saat ini. Jika menggunakan inti pebble bed, batang kendali akan dimasukkan ke dalam reflektor grafit di sekitarnya. Kontrol juga dapat dicapai dengan menambahkan pebble yang berisi penyerap neutron.
Pada tahun 2011, total tujuh reaktor HTGR telah dibangun dan dioperasikan. Dua reaktor HTGR lainnya mulai beroperasi di lokasi HTR-PM Tiongkok pada tahun 2021/22.
| Nama fasilitas | Negara | Ditugaskan | Penutupan | Jumlah
reaktor |
Jenis bahan bakar | Suhu keluaran
(°C) |
Tenaga termal
(MW) |
|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Dragon reactor | Inggris Raya | Tahun 1965 | Tahun 1976 | 1 | Prismatik | 750 | 21.5 |
| Peach Bottom | Amerika Serikat | Tahun 1967 | Tahun 1974 | 1 | Prismatik | 700–726 | 115 |
| AVR | Jerman | Tahun 1967 | Tahun 1988 | 1 | Pebble bed | 950 | 46 |
| Fort Saint Vrain | Amerika Serikat | Tahun 1979 | tahun 1989 | 1 | Prismatik | 777 | 842 |
| THTR-300 | Jerman | Tahun 1985 | Tahun 1988 | 1 | Pebble bed | 750 | 750 |
| HTTR | Jepang | tahun 1999 | Operasional | 1 | Prismatik | 850–950 | 30 |
| HTR-10 | Cina | tahun 2000 | Operasional | 1 | Pebble bed | 700 | 10 |
| HTR-PM | Cina | Tahun 2021 | Operasional | 2 | Pebble bed | 750 | 250 |
Selain itu, dari tahun 1969 hingga 1971, Eksperimen Reaktor Suhu Ultra Tinggi (UHTREX) 3 MW dioperasikan oleh Laboratorium Nasional Los Alamos untuk mengembangkan teknologi reaktor berpendingin gas suhu tinggi. Dalam UHTREX, tidak seperti reaktor HTGR, pendingin helium bersentuhan langsung dengan bahan bakar nuklir, mencapai suhu di atas 1300 °C.
