SIMULASI KECELAKAAN REAKTOR NUKLIR JENIS GAS COOLED FAST REACTOR

Transkripsi

1 SIMULASI KECELAKAAN REAKTOR NUKLIR JENIS GAS COOLED FAST REACTOR Ade Gafar Abdullah 1) Zaki Su ud 2) Yanti Yulianti 3) 1 Proram Studi Teknik Tenaa Elektrik, FPTK UPI, Jl Dr Setiabudi,207 Bandun, ade_affar@upiedu 2 Proram Studi Fisika, FMIPA, ITB, Jl Ganesha 10, Bandun 40134, szaki@fiitbacid 3 Jurusan Fisika, FMIPA, Universitas Lampun, y_yanti@studentsitbacid Abstrak : Makalah ini akan memaparkan hasil perhitunan analisis keselamatan reaktor nuklir jenis as cooled fast reactor (GFR) berpendinin as Helium Sebaai analisis awal eometri reaktor masih berupa slab 1D multirup arah z Tahapan perhitunan meliputi analisis distribusi neutronik denan menyelesaikan persamaan difusi, menhitun distribusi temperatur pada keadaan tunak, menyelesaikan persamaan kinetika titik, menhitun distribusi temperatur pada keadaan transien dan menhitun reaktivitas umpan balik Simulasi dilakukan pada kecelakaan jenis UTOP (Unprotected Transien Over Power) Simulasi kecelakaan reaktor dilakukan denan memasukkan reaktifitas sebesar = dan = Keadaaan ini cukup membuat reaktor berada dalam kecelakaan, daya reaktor, temperatur bahan bakar dan temperatur pendinin terlihat naik beberapa kali lipat Kata Kunci : kecelakaan reaktor nuklir, as cooled reactor PENDAHULUAN Hina saat ini telah dikembankan berbaai sumber eneri alternatif untuk menatasi permasalahan eneri tersebut, salah satunya adalah pemanfaatan eneri nuklir Denan kemampuan untuk menhasilkan eneri yan sanat besar denan tinkat densitas yan sanat tini, sumber eneri ini merupakan kandidat utama sumber eneri listrik masa depan Penunaan teknoloi nuklir sebaai salah satu sumber eneri bukanlah hal yan baru Teknoloi nuklir telah diunakan sejak lama di neara-neara maju seperti Amerika, Jepan, Perancis dan beberapa neara lainnya Secara keseluruhan, eneri listrik yan dihasilkan dari reaktor nuklir sampai tahun 2002 telah mencapai 16 % dari total eneri listrik yan dipakai di dunia Menurut catatan Badan Eneri Atom International (International Atomic Enery Aency, IAEA), jumlah Pembankit Listrik Tenaa Nuklir (PLTN) di dunia sudah mencapai 441 buah Hina tahun 2020, diperkirakan akan ada tambahan 126 PLTN baru (IAEA, 2005) Aspek terpentin dalam mendesain suatu reaktor nuklir adalah aspek keselamatan reaktor itu sendiri Ketika kita akan memutuskan menunakan reaktor nuklir sebaai sumber eneri penhasil listrik tentunya jaminan keselamatan perlu dilakukan Sebelum membanun secara fisik terlebih dahulu kita membuat perencaaan perhitunan yan matan termasuk melakukan simulasi jika reaktor nuklir menalami kecelakaan Untuk membanun suatu model simulasi tersebut diperlukan suatu tahapan perhitunan yan tidak sederhana Perhitunan analisis keselamatan reaktor nuklir denan pendekatan probalilistik ataupun deterministrik sanat sulit dilakukan secara analitik, untuk itu diperlukan perhitunan secara numerik Dalam makalah ini penulis mencoba melakukan penelitian pendahuluan denan menambil contoh kasus pada jenis reaktor cepat berpendinin as helium (Gas Cooled Fast Reactor) Gas Cooled Fast Reactor (GFR) termasuk kedalam jenis reaktor enerasi IV yan akan diimplementasikan pada tahun 2025 GFR adalah reaktor yan terbaik dalam hal ketahanan karena GFR mempunyai siklus bahan bakar tertutup dan GFR jua sanat baus dalam manajemen aktinida Selain itu, GFR yan dioperasikan pada suhu 850 C jua mendukun dalam produksi as hidroen

2 METODE Tahapan perhitunan analisis kecelakaan reaktor dijelaskan pada diaram alir berikut ini : Gambar 1 Diaram Alir Tahapan Perhitunan Penjelasan flowchart : Persamaan Difusi 1D Persamaan difusi merupakan suatu bentuk pendekatan yan palin sederhana terhadap teori transport Solusi dari persamaan difusi ini memberikan bentuk distribusi flux neutron terhadap ruan Pada persamaan ini eneri neutron diasumsikan memiliki rup-rup eneri sehina persamaan ini disebut persamaan difusi multirup Persamaan difusi multirup sebaai berikut : χ D + R = v ' f ' ' + s ', (1) k ' denan D tetapan difusi, i penampan lintan makroskopis dari jenis reaksi i, ν f Probabilitas terjadinya reaksi fisi tiap sekon, fluks neutron yan berantun ruan dan eneri, D Suku bocoran (Leakae), S Sumber Neutron, a Suku absorpsi, s Neutron masuk karena scatterin/ neutron hilan karena scatterin, χ Peluan terjadinya fisi Pada perhitunan pertama, dilakukan penyelesaian persamaan difusi neutron satu rup yan memiliki persamaan secara umum : 1 v v v v v v v D( r ) ( r, t) + Σ a ( r ) ( r, t) = S ( r, t) (2) v t Pada keadaan steady state dan medium homoen satu dimensi (1D), persamaan (1) akan berbentuk : '

3 2 D ( x) +Σ a( x) = S( x) (3) Selanjutnya persamaan (2) didiskritisasi berdasarkan central finite difference menjadi : i+ 1 2i + i 1 Σa Si 2 i = (4) ( Δx) D D Evaluasi nilai fluks secara numerik dilakukan denan menunakan Metode Iterasi Jacobi : old old i+ 1 + i 1 Si + 2 new ( Δx) D i = (5) Σ a D ( Δx) Model Kinetika Reaktor Titik Terdapat dua jenis neutron di dalam reaktor, yaitu neutron cepat (prompt neutron) dan neutron tunda (delayed neutron) Untuk analisis reaktor dalam keadaan transien, neutron tunda sanat pentin keberadaannya untuk menendalikan reaktor walaupun fraksinya sanat kecil dibandinkan denan neutron cepat Neutron tunda didapatkan dari peluruhan atomatom hasil reaksi fisi Atom-atom yan bisa menhasilkan neutron tunda disebut prekursor (precursor) Populasi neutron di dalam teras selama proses transien ditentukan oleh penyelesaian persamaan kinetika yan terdapat dalam teras tersebut Bila perubahan distribusi spasial dapat diabaikan, maka besarnya daya reaktor sebaai funsi dari waktu p(t) dapat diperoleh denan penyelesaian persamaan kinetika titik sebaai berikut, (Duderstadt, 1978): dp ρ ( t ) β = p () t + λ ic i () t dt Λ i dci β i = λ ic i () t + p() t dt Λ denan l Λ k 1 k dan ρ = dimana, k λ i : tetapan disinterasi prekursor neutron tunda ke-i C i : konsentrasi prekursor neutron tunda rup ke-i β : fraksi neutron tunda efektif β i : fraksi neutron tunda rup ke-i l : umur neutron rata-rata di dalam reaktor k : faktor multiplikasi efektif Λ : waktu enerasi neutron rata-rata ρ(t) : reaktivitas nuklir : reaktivitas eksternal ρ ex (6) Model Termal Hidrolik Reaktor nuklir bertujuan menhasilkan daya termal yan akan diubah menjadi eneri listrik Daya utama dihasilkan dari reaksi fisi di dalam teras Daya yan berupa panas dari bahan bakar akan ditransfer ke pendinin melalui proses konduksi dan konveksi Bahasan termal hidrolik akan meliputi proses konduksi, konveksi dan proses aliran pendinin keluar dari teras Selain proses termal hidrolik di teras kita jua akan membahas proses termal

4 hidrolik di pembankit uap (steam enerator), dan tanki pendinin (untuk model teras berada dalam tanki pendinin) Persamaan keseimbanan eneri termal pada suatu volume tertentu, V, (Duderstadt, 1978) adalah: ( ρ e ) r r r dv = q (, t ) dv q (, t ) nds ˆ V t V S (7) dimana ρ adalah massa jenis bahan, e adalah eneri internal, S adalah luas permukaan, q r adalah sumber panas volumetrik, q adalah vektor fluks panas dan r ˆn adalah vektor satuan permukaan Eneri internal dinyatakan denan temperatur, T, dikalikan kapasitas panas, c Melalui hukum Gauss untuk menubah interal permukaan ke dalam interal volume, kemudian dilakukan interasi terhadap seluruh volume, maka diperoleh persamaan berikut, r ur r r ( ρct ) = q (, t) q (, t) t (8) Diasumsikan bahwa vektor fluks panas berbandin lurus denan radien temperatur yan dapat diunkapkan dalam Hukum Fourier pada konduksi termal sebaai berikut, r r q (, t) = k ur r T(, t) (9) dimana k adalah konduktivitas termal, maka persamaan kekekalan eneri di atas dapat dituliskan sebaai persamaan konduksi termal, r ur ur ( ρ ct ) = q (, t) + k T t (10) dimana parameter-parameter di atas diunkapkan dalam satuan-satuan berikut: ρ : k/m 3 c : J/(kK) T : K q : J/(m 2 s) = W/m 2 q : J/(m 3 s) = W/m 3 k : J/(mKs) Persamaan konduksi termal untuk keadaan tunak adalah, ur ur r r k T( ) = q ( ) (11) HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil penyelesaian persamaan difusi keadaan steady state menhasilkan profil distribusi fluks seperti pada ambar dibawah ini : (a) (b) Gambar 2(a) Distribusi fluks neutron 1 rup 1 dimensi (b) Distribusi fluks neutron denan menunakan eometri bola

5 Distribusi fluks arah radial mempunyai hara fluks yan besar di baian tenah reaktor Semakin ke daerah baian pinir reaktor hara fluks semakin menecil Hal ini disebabkan syarat batas yan dikenakan dalam penyelesaian persamaan difusi adalah fluks neutron berhara nol pada daerah ekstrapolasi Tahap berikutnya dilakukan simulasi kecelakaan reaktor cepat berpendinin Helium Data spesifikasi reaktor yan disimulasikan adalah sebaai berikut : Data yan diperlukan dalam simulasi No Parameter Spesifikasi 1 Bahan Bakar (fuel) U238+Pu239 2 Pendinin (coolant) Helium 3 Pin pitch/diameter 100cm 4 Tini teras aktif 2,00 m 5 Densitas daya (watt/cc) 40 cos (pi*x/200) 6 Temperature inlet/outlet 400/800 ºC 7 Laju alir massa 1920 r/sec 8 Kapasitas panas as He 2774e-3 9 Konduktivitas panas as He 5193 J/kK Pada keadaan steady state terlihat bentuk distribusi daya dalam reaktor secara spasial Daya yan dihasilkan mempunyai hara maksimum 40 W/cc Daya W/cc Distribusi Daya z(cm) Gambar 3 Grafik distribusi daya spasial Gambar 4 dibawah ini memperlihatkan profil distribusi pendinin saat pendinin masuk ke inlet lalu keluar melalui outlet 1000 Distribusi Temperatur Pendinin Temperatur (C) z (cm) 200 Gambar 4 Grafik distribusi temperatur pendinin

6 Simulasi kecelakaan reaktor dilakukan denan memasukkan reaktifitas sebesar = dan = Keadaaan ini cukup membuat reaktor berada dalam kecelakaan, daya reaktor akan naik beberapa kali lipat seperti terlihat pada rafik berikut: Daya (Unit) Daya Reaktor Waktu setelah terjadi kecelakaan rhoex=00035 rhoex=00055 Gambar 5 Grafik Perbandinan Daya Reaktor Akibat kenaikan daya reaktor tentunya temperatur pendinin dan temperatur bahan bakar jua akan naik lebih tini Grafik di bawah ini menunjukkan perbandinan kenaikan temperatur pendinin dan temperatur bahan bakar denan nilai reaktifitas yan berbeda 900 Perbandinan Temperatur Coolant rata rata Temperatur (C) waktu setelah terjadi kecelakaan (s) rhoex=00035 rhoex=00055 Gambar 6 Grafik Perbandinan Temperatur Pendinin 1000 Perbandinan Temperatur Bahan Bakar Rata rata Temperatur (C) Waktu setelah terjadi kecelakaan (s) rhoex=00035 rhoex=00055 Gambar 7 Grafik Perbandinan Temperatur Bahan Bakar

7 KESIMPULAN 1 Keadaan transien akibat kecelakaan di dalam reaktor nuklir bisa diakibatkan masukan reaktifitas positif dan ketidakseimbanan pendinin yan masuk ke dalam teras Reaktifitas tersebut berkaitan denan tercabutnya batan kendali (control rod) yaitu alat yan berisi bahan penyerap neutron 2 Jika batan kendali tertarik denan kecepatan lebih tini akan memberikan reaktifitas yan lebih tini pula Pada saat kecelakaan, akibat adanya reaktifitas yan masuk, maka daya dalam reaktor naik Hal ini jua menakibatkan temperatur material dalam teras seperti bahan bakar, pendinin, selubun (claddin) jua naik 3 Kenaikan temperatur di dalam teras dan ekspansi teras akan memberikan reaktifitas umpan balik yan berhara neatif Reaktifitas ini akan menekan hara reaktifitas masukan yan berhara positif 4 Simulasi kecelakaan reaktor nuklir untuk jenis as cooled reactor telah dilakukan dan dapat menilustrasikan keadaan reaktor sesaat setelah terjadi kecelakaan 10 detik setelah terjadi kecelakaan terlihat perubahan daya reaktor, temperatur bahan bakar dan temperatur pendinin yan naik beberapa kali lipat DAFTAR PUSTAKA Dian Fitriyani, Zaki Su ud, B Epun Saepul, Marsonkohadi (2008), Desin and safety optimization of ship-based small nuclear power reactors, Proress in Nuclear Enery, 50, Duderstadt JJ and Hamilton L J (1976), Nuclear Reactor Analysis, Joh Wiley and Sons K Iwanaa, H Sekimoto (2005), Study on Kinetics of Subritical System Contribution of Delayed Neutron to The Transient After a Reactivity Insertion, Annals of Nuclear Enery, 32, Minyu Yan, Hiroshi Sekimoto (2008), Safety Analysis of Small Lon Life CANDLE Fast Reactor, Annals of Nuclear Enery, 35, Wenxi Tian, Suizhen Qiu, Guanhui Su, Dounan Jia, Xinmin Liu, Jianwei Zhan, (2007), Thermohydraulic and Safety Analysis on China Advanced Research Reactor Under Station Blackout Accident, Annals of Nuclear Enery, 34, Waltar A E and Reynolds A B (1981), Fast Breeder Reactor, Peramon Press Yanti Yulianti dan Zaki Suud, (2007), Development of Three Dimensional Accident Analysis Code for Pb-Bi Cooled Tank type Fast Reactors Proc of the Intern Conf on Advances in Nuclear Science and Enineerin Zaki Su ud (2008), Safety performance comparation of MOX, nitride and metallic fuel based MWe Pb-Bi cooled lon life fast reactors without on-site refuelin, Proress in Nuclear Enery, 50, Zaki S and Sekimoto H (1996), Accident Analysis of Lead-Bismuth Cooled Small Safe lon-life reactor usin metallic or nitride fuel, Nuclear Enineerin and Desin 162, Zaki S and Sekimoto H (1995), Safety Aspect of Lon-Life Small Safe Power Reactors, Ann Nuclear Enery Vol 22 No 11 pp