Studi Model Teras Reaktor Generasi IV dengan Spektrum Neutron Cepat dalam Perhitungan Multiplikasi Neutron

Transkripsi

1 SIMETRI, Jurnal Ilmu Fisika Indonesia Volume 1 Nomor 2(B) September 2012 Studi Model Teras Reaktor Generasi IV dengan Spektrum Neutron Cepat dalam Perhitungan Multiplikasi Neutron Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek, Gedung No. 80, Serpong, Tangerang Tel. (021) , Fax. (021) Intisari: Studi Model Teras Reaktor Generasi IV dengan Spektrum Neutron Cepat dalam Perhitungan Multiplikasi Neutron. Reaktor cepat berpendingin gas (GFR), reaktor cepat berpendingin sodium (SFR) dan reaktor cepat berpendingin timbal (LFR) merupakan reaktor Generasi IV dengan spektrum neutron cepat yang banyak mendapat perhatian khusus untuk memenuhi kebutuhan energi dunia di masa mendatang. Ketiga tipe reaktor ini memiliki spektrum neutron yang sama, namun menggunakan pendingin yang berasal dari material yang berbeda, yakni helium, sodium dan timbal atau timbal bismuth. Temperatur outlet teras GFR dan LFR yang masing-masing sebesar 850 C dan 800 C memungkinkannya untuk memproduksi hidrogen selain listrik. SFR dengan temperatur outlet 550 C hanya digunakan untuk memproduksi listrik. Dalam studi ini, teras GFR, SFR dan LFR dimodelkan secara homogen. Sel heterogen dipecah ke dalam densitas isotopik dan material baru dibentuk dengan komposisi yang terdiri dari nuklida-nuklida terbobot. Bentuk sel model adalah heksagon dengan jarak flat-to-flat 30 cm dan tinggi 40 cm. Karena data temperatur spesifik untuk meterial bahan bakar, kelongsong, dan moderator/reflektor belum lengkap, perhitungan dilakukan pada temperatur kamar dan pada temperatur outlet teras. Hasil perhitungan dengan program transport Monte Carlo MCNPX dan pustaka data nuklir energi kontinu ENDF/B-VII memperlihatkan nilai multiplikasi neutron (k eff ) LFR yang lebih tinggi daripada kedua teras lainnya disebabkan oleh komposisi material fisil yang lebih besar di LFR dibandingkan di SFR dan GFR. Ketiga reaktor mengkarakterisasi efek temperatur negatif dengan koefisien reaktivitas masing-masing 5, k/k/ C, 4, k/k/ C dan 3, k/k/ C. Dapat disimpulkan bahwa komposisi material fisil sangat berperan dalam perhitungan multiplikasi neutron reaktor GFR, SFR dan LFR. Absorpsi resonansi dari neutron dalam U-238 memiliki efek yang cukup signifikan dalam perhitungan koefisien reaktivitas temperatur ketiga reaktor ini. Kata kunci: GFR, SFR, LFR, MCNPX, ENDF/B-VII, multiplikasi neutron Abstract: Study on Modeling of Generation IV Reactor with Fast Neutron Spectra in Neutron Multiplication Calculation. Gas-cooled fast reactor (GFR), sodium-cooled fast reactor (SFR) and lead-cooled fast reactor (LFR) are candidates of Generation IV reactors which have received a lot of attention specifically to meet world energy needs in the future. These three reactors have different neutron spectrum, but use the same coolant material, namely helium. The outlet core temperatures of GFR and LFR which are 850 C and 800 C respectively enable them to produce hydrogen in addition to electricity. SFR with its outlet temperature of 550 C is only used to produce electricity. In this study, the cores of GFR, SFR and LFR are modeled homogeneously, in which the heterogeneous cells are parsed into isotopic density and new materials consisting of weighted nuclides are formed. The model of cell shape is hexagon with flat-to-flat distance of 30 cm and height of 40 cm. Because of incomplete specific temperature data for materials of nuclear fuel, cladding, and moderator/reflector, the calculation was done at room temperature and outlet core temperature. The calculation results using the Monte Carlo transport code MCNPX and continuous energy nuclear data library ENDF/B-VII show the value of LFR neutron multiplication (k eff ) which is higher than those of the other cores are caused by the composition of fissile material in GFR greather than those in SFR and GFR. The three reactors characterize the effect of negative temperature with reactivity coefficient of 5, k/k/ C, 4, k/k/ C and 3, k/k/ C, respectively. It can be concluded that the composition of fissile material plays a role in the calculation of GFR, SFR and LFR reactor neutron multiplicaton. The neutron resonance absorption in U-238 has a significant effect in the temperature reactivity coefficient calculation of these three reactors. Keywords: GFR, SFR, LFR, MCNPX, ENDF/B-VII, neutron multiplication zuhairbasjmeleh@yahoo.com Received: 03 Juni 2012; Accepted: 30 Juni 2012 c 2012 SIMETRI

2 1 PENDAHULUAN A khir-akhir ini ada semacam kebangkitan minat dalam inovasi desain sistem energi nuklir untuk pemanfaatan energi nuklir di masa mendatang. Inovasi ini distimulasi oleh jejak sejarah tenaga nuklir yang mengesankan dan prospektif selama ini. Forum Internasional Generasi IV (Generation IV International Forum, GIF) yang dibentuk tahun 2000 menginvestigasi berbagai konsep sistem energi nuklir inovatif untuk memenuhi kebutuhan energi dunia di masa depan. GIF merepresentasikan pemerintahan negara di mana energi nuklir dikaji sebagai komponen vital kebutuhan energi saat ini dan saat yang akan datang. USA, Argentina, Brazil, Kanada, Perancis, Jepang, Korea Selatan, Afrika Selatan, Swiss dan Inggris sebagai sepuluh negara anggota GIF telah berkomitmen untuk berkoalisi mengembangkan teknologi nuklir generasi yang akan datang. GIF melakukan koordinasi dan elaborasi riset dan pengembangan internasional pada sistem energi nuklir baru yang menjanjikan. Forum ini bekerja keras mengembangkan sistem energi nuklir Generasi IV yang memiliki standard tinggi dalam keselamatan nuklir, resistensi proliferasi dan proteksi fisik serta limbah nuklir yang minimum di samping kompetitif dengan sumber energi lain. Berdasarkan pada potensi untuk memenuhi tujuan di atas, enam konsep desain reaktor Generasi IV telah diseleksi oleh GIF untuk dikembangkan lebih lanjut [1]. Reaktor cepat berpendingin gas (gas-cooled fast reactor, GFR) [2], reaktor cepat berpendingin sodium (sodium-cooled fast reactor, SFR) [3] dan reaktor cepat berpendingin timbal (lead-cooled fast reactor, LFR) [4] merupakan reaktor Generasi IV dengan spektrum neutron cepat yang banyak mendapat perhatian khusus untuk memenuhi kebutuhan energi dunia di masa mendatang, khususnya GFR. Ketiga tipe reaktor ini memiliki spektrum neutron yang sama, namun menggunakan pendingin yang berasal dari material yang berbeda, yakni helium, sodium dan timbal atau timbal bismuth. Temperatur outlet teras GFR dan LFR yang masing-masing sebesar 850 C dan 800 C memungkinkannya untuk memproduksi hidrogen selain listrik. SFR dengan temperatur outlet 550 C hanya digunakan untuk memproduksi listrik. Makalah ini membahas spesifikasi desain teras reaktor Generasi IV dengan spektrum neutron cepat serta memodelkannya sebagai sel yang dihomogenisasi untuk perhitungan multiplikasi neutron (k eff ). Model dengan homogenisasi sel sering dilakukan dalam perhitungan reaktor dengan metode deterministik, namun dalam studi ini perhitungan k eff dikerjakan dengan program transport Monte Carlo MCNPX [5] memanfaatkan pustaka data nuklir energi kontinu ENDF/B- VII [6]. Hasil perhitungan didiskusikan untuk melengkapi analisis dan menyimpulkan efek yang mendominasi karakteristik neutronik teras GFR, SFR dan LFR. 2 DESKRIPSI REAKTOR GENERASI IV DENGAN SPEKTRUM NEUTRON CEPAT Reaktor Generasi IV adalah reaktor daya yang dihasilkan oleh pengembangan inovatif dari reaktor generasi sebelumnya. Reaktor Generasi IV terdiri dari enam tipe reaktor daya yang diseleksi dari sekitar 100 buah desain yang memenuhi kriteria keekonomian yang tinggi, tingkat keselamatan melekat, limbah dengan kuantitas yang sangat rendah, dan resistansi proliferasi. Klasifikasi keenam jenis reaktor Generasi IV didasarkan pada jenis pendingin dan spektrum reaktor yang digunakan. Reaktor Generasi IV dirancang tidak hanya berfungsi sebagai instalasi pemasok daya listrik saja, tetapi dapat pula digunakan sebagai pemasok energi termal untuk industri proses. Oleh karena itu reaktor Generasi IV disebut sebagai sistem energi nuklir (SEN) atau nuclear energy system (NES). GFR, SFR dan LFR adalah tiga dari enam tipe reaktor Generasi IV selain reaktor temperatur sangat tinggi (very high temperature reactor, VHTR) [7], reaktor garam cair (molten salt reactor, MSR) [8] dan reaktor berpendingin air super kritis (super critical water-cooled reactor, SCWR) [9]. 2.1 Reaktor cepat berpendingin gas (GFR) GFR adalah sistem energi nuklir berpendingin gas helium (He) dengan spektrum neutron cepat [10]. Karakteristik spektrum neutron yang sangat keras dihasilkan oleh U-238, karena GFR menggunakan bahan bakar berlapis keramik yang terdispersi dalam matriks bahan bakar. Reaktor ini memiliki potensi dalam memanfaatkan siklus bahan bakar tertutup dengan daur ulang aktinida penuh. Ciri utama reaktor ini adalah temperatur operasinya tinggi sehingga temperatur outlet dimungkinkan mencapai 850 C. Pada umumnya, operasi temperatur tinggi dari sebuah reaktor nuklir akan menghasilkan efisiensi yang relatif tinggi, namun dibutuhkan material yang advanced untuk menopang kondisi operasi. Saat ini pin, pelat dan blok prismatik sedang dipertimbangkan sebagai konfigurasi teras. Desain GFR diperlihatkan dalam Gambar 1 dengan kompilasi data parameter ditabulasikan dalam Tabel 1. Desain reaktor memiliki material matriks silikon karbida (SiC). Seleksi ini didasarkan untuk keberlanjutan material pada operasi temperatur tinggi, karena pemuatan karbon dalam teras yang tinggi dan hampir setengah dari jumlah total material teras, kon

3 sekuensinya profil fluks diekspektasi lebih lunak daripada yang dipromosikan dalam spesifikasi Generasi IV awal. transuranium tidak akan pernah meninggalkan reaktor dan akan dibakar selama reaktor beroperasi. Desain SFR diperlihatkan dalam Gambar 2. Tabel 1: (GFR) [11] Parameter reaktor cepat berpendingin gas Parameter Unit Blok bahan bakar Bentuk Heksagonal Tinggi (cm) 10 Jarak flat ke flat 10 Jumlah blok bahan bakar per reaktor 990 Volume bahan bakar + matriks 60% Bahan bakar UC Material matriks SiC Rasio bahan bakar / matrik 50% Komposisi bahan bakar U-235 6,92% U ,08% Pendingin Pendingin He Fraksi volum pendingin 40% Gambar 2: (SFR) [3] Desain reaktor cepat berpendingin sodium 2.2 Reaktor cepat berpendingin timbal (LFR) LFR adalah sistem energi nuklir terakhir dengan spektrum neutron cepat. LFR juga memiliki potensi pemanfaatan siklus bahan bakar tertutup dengan daur ulang aktinida penuh [10]. Karakteristik LFR yang dapat melakukan self breeding membuat reaktor jenis ini mempunyai waktu operasi yang sangat lama, yakni tahun. LFR mirip sekali dengan SFR dengan perbedaan utama terletak pada pemilihan pendingin, timbal (Pb) atau timbal-bismuth (Pb-Bi) digunakan dalam LFR sedangkan sodium dimanfaatkan dalam SFR. Desain SFR diperlihatkan dalam Gambar 3 dengan kompilasi data parameter ditabulasikan dalam Tabel 2. 3 MODEL PERHITUNGAN MULTIPLIKASI NEUTRON Gambar 1: Desain reaktor cepat berpendingin gas (GFR) [12] SFR adalah sistem energi nuklir kedua dengan spektrum neutron cepat yang memiliki potensi pemanfaatan siklus bahan bakar tertutup dengan daur ulang aktinida penuh [10]. Pendingin SFR adalah sodium (Na) dan temperatur outlet-nya diharapkan mencapai 550 C. Bahan bakar SFR adalah paduan metalik dari plutonium dan uranium. Karena SFR menggunakan siklus bahan bakar tertutup, aktinida minor dan Dalam studi ini, teras GFR, SFR, dan LFR dimodelkan secara homogen. Sel heterogen dipecah ke dalam densitas isotopik dan material baru dibentuk dengan komposisi yang terdiri dari nuklida-nuklida terbobot. Komposisi homogen dari bahan bakar GFR, SFR dan LFR yang digunakan dalam simulasi diberikan dalam Tabel 3. Dalam teras GFR, fraksi U-234 yang kecil, dinyatakan sebagai 0,01% dari total uranium, dalam komposisi bahan bakar diabaikan dan ditambahkan pada fraksi atomik U-235 dan U-238. Matriks SiC memiliki fraksi isotopik yang secara keseluruhan terdiri atas karbon dengan jumlah hampir setengah dari total nuklida dalam teras reaktor. SFR tidak memiliki pe

4 Tabel 3: Komposisi atomik GFR, SFR, dan LFR Gambar 3: (LFR) [4] Tabel 2: (LFR) [12,13,14] Desain reaktor cepat berpendingin timbal Parameter reaktor cepat berpendingin timbal Bahan bakar Komposisi UN Fraksi volume 55% Densitas 0,85% Pengkayaan U % Kelongsong Komposisi EP-823 Fraksi volume 16% Densitas (g/cm3) 10,4 Pendingin Komposisi Pb Fraksi volume 10% Densitas (g/cm3) 10,4 muatan U-235 awal dan teras mengandung nuklida radiotoksik yang diperoleh dari bahan bakar bekas. Temperatur dan densitas daya model SFR dipertimbangkan 550 C dan 60 W/cm 3. LFR dimodelkan pada temperatur 800 C dengan densitas daya 69 W/cm 3. Gambar 4 melukiskan sel model homogen yang digunakan untuk merepresentasikan GFR, SFR dan LFR. Di bagian kiri Gambar 4 direpresentasikan permukaan atas dari model reaktor dan di bagian kanan direpresentasikan permukaan sisi depan dari sel. Daerah 1 adalah daerah material yang dihomogenisasi sedangkan daerah 2 adalah medium infinitif. Bentuk sel model adalah heksagonal dengan jarak flat-to-flat 30 cm dan tinggi 40 cm, sedangkan bentuk sel heksagonal dipilih untuk memudahkan geometri yang cocok untuk menentukan kondisi batas yang perlu. Karena setiap sel reaktor dimodelkan se- Isotop/ Fraksi isotop/elemen Elemen GFR SFR LFR U-235 0, ,06319 U-238 0, , ,24955 Pu-239-0, Pu-240-0,002 - Pu-241-0, Am-241-0, C 0, ,00209 Si 0, ,0058 He 0, O - 0, Na - 0, Fe - 0, ,18529 N - - 0,31274 Cr - - 0,02891 Ni - - 0,00171 Mo - - 0,00118 V - - 0,00098 Nb - - 0,00054 W - - 0,00055 Mn - - 0,00137 Pb - - 0,14611 bagai sebuah sistem infinitif, kondisi batas periodik dikenakan pada kedua sisi heksagon sedangkan kondisi batas reflektif dikenakan pada sisi atas dan bawah dari heksagon. Dimensi yang relatif besar yang digunakan di sini diambil untuk mendapatkan akurasi yang cukup tinggi, karena hasil yang diperoleh direratakan atas volume sel. Temperatur sel GFR, SFR dan LFR yang dimodelkan dalam perhitungan didefinisikan masing-masing pada 850 C, 550 C dan 800 C. Perhitungan dilakukan pada temperatur kamar dan pada temperatur outlet teras sebagai konsekuensi dari data temperatur spesifik untuk material bahan bakar, kelongsong, dan moderator/reflektor yang belum lengkap. 4 HASIL PERHITUNGAN DAN ANALISIS Perhitungan multiplikasi neutron (k eff ) dikerjakan dengan program MCNPX. MCNPX dikenal sebagai program transport Monte Carlo yang mengkopel neutron, foton dan elektron elektron gayut waktu dengan geometri tergeneralisasi, energi kontinu dan berfungsi umum. Solusi untuk parameter-parameternya, juga tally, diperoleh dengan teknik sampling yang secara statistik diderivasi dari persamaan transport integral Boltzmann. Eksplanasi detail program ini ditemukan

5 Gambar 4: Model reaktor dalam perhitungan GFR, SFR, dan LFR dalam berbagai referensi dan manual MCNPX. MC- NPX memuat pustaka data atomik dari tampang lintang dengan jangkauan yang luas dari reaksi nuklir. Data nuklir pada temperatur 850 C, 550 C dan 800 C diderivasi dari pemrosesan menggunakan modul ACER dalam program pengolah data NJOY [15]. Dalam studi ini data nuklir yang digunakan diperoleh dari ENDF/B-VII karena tidak dispesifikasikan. Dua opsi KCODE dan KSRC digunakan untuk memproduksi nilai k eff GFR, SFR dan LFR. KCODE mendefinisikan sejumlah siklus aktif untuk menstabilkan reaksi berantai dalam teras reaktor yang disimulasikan, yang digunakan untuk memonitor perkembangan populasi neutron. Dalam perhitungan ini 10 siklus non aktif dan 100 siklus aktif dengan neutron setiap siklusnya disimulasikan untuk memperoleh nilai k eff teras GFR, SFR, dan LFR. KSRC mendefinisikan lokasi neutron sumber siklus pertama yang terletak di dalam material fisil untuk mengawali perhitungan multiplikasi neutron dari satu generasi kejadian fisi ke genarasi berikutnya. Posisi mutlak neutron sumber awal tidak memainkan peranan pada hasil akhir jika sistem dekat pada kondisi kritikalitas. Ini dikarenakan posisi sumber dari satu siklus ke siklus selanjutnya digunakan untuk membangkitkan generasi neutron sumber berikutnya sehingga secara cepat mencakup posisi keseluruhan material fisil dalam sistem. Dalam perhitungan ini, posisi sumber neutron awal ditentukan di pusat heksagon. Hasil perhitungan multiplikasi neutron (k eff ) teras GFR, SFR dan LFR disajikan dalam Tabel 4. Dari Tabel ini dapat diamati bahwa teras LFR memproduksi k eff lebih tinggi daripada kedua teras lainnya. Ini disebabkan oleh komposisi material fisil yang lebih besar di LFR dibandingkan di SFR dan GFR. Reaktor dengan spektrum neutron cepat ini memperlihatkan nilai k eff yang berkurang pada temperatur outlet teras. Perubahan keff sebesar 4,74%; 3,02% dan 4,20% masing-masing untuk GFR, SFR, dan LFR menunjukkan ketiga reaktor konsisten merefleksikan efek temperatur yang cukup besar. Perubahan k eff diakibatkan oleh pelebaran resonansi isotop 238 U karena agitasi termal yang meningkat dari nuklida yang menjauhi neutron. Kenaikan temperatur membuat nuklida bervibrasi lebih cepat dalam struktur kisinya, melebarkan jangkauan energi neutron yang secara resonansi diserap dalam bahan bakar. Dalam kondisi yang sesungguhnya, distribusi temperatur bahan bakar, pendingin dan reflektor sangat berbeda. Oleh karena itu penting untuk memprediksi distribusi temperatur yang akurat dalam GFR, SFR dan LFR untuk mendapatkan hasil simulasi yang presisi. Tabel 4: Komposisi atomik GFR, SFR, dan LFR Temperatur Multiplikasi Neutron (K eff ) Teras GFR SFR LFR 27 C 1, 04226± 1, 31617± 1, 42713± 0, , ,00060 (1, 00000) (1, 00000) (1, 00000) 0, , (1, 00000) 550 C ± 0, , ( ) 800 C 1, 36715± 850 C 0, 99284± 0, , ,00051 ( ) 0, ( ) Perhitungan GFR, SFR dan LFR dinormalisasi menjadi 1,0. Perhitungan LFR dinormalisasi menjadi 1,0 Nilai koefisien reaktivitas temperatur teras GFR, SFR dan LFR masing-masing sebesar 5, k/k/ C, 4, k/k/ C, dan 3, k/k/ C diperoleh dari hasil perhitungan k eff dalam Tabel 4 mengikuti hubungan: ρ m = k n+1 k n k n+1 + k n 1 T n+1 T n dengan ρ n adalah koefisien reaktivitas temperatur antara T n dan T n+1 ( k/k/ C), sedangkan k n dan k n+1 adalah nilai multiplikasi neutron (k eff ) pada temperatur T n dan T n+1. 5 KESIMPULAN Studi model teras GFR, SFR dan LFR untuk perhitungan multiplikasi neutron telah dilakukan dengan

6 program transport Monte Carlo MCNPX dan pustaka data nuklir energi kontinu ENDF/B-VII. Hasil perhitungan memperlihatkan nilai multiplikasi neutron (k eff ) LFR yang lebih tinggi daripada kedua teras lainnya disebabkan oleh komposisi material fisil yang lebih besar di LFR dibandingkan di SFR dan GFR. Ketiga reaktor mengkarakterisasi efek temperatur negatif dengan koefisien reaktivitas masing-masing 5, k/k/ C, 4, k/k/ C, dan 3, k/k/ C. Dari uraian di atas dapat disimpulkan bahwa komposisi material fisil sangat berperan dalam perhitungan multiplikasi neutron reaktor GFR, SFR dan LFR. Absorpsi resonansi dari neutron dalam U-238 memiliki efek yang cukup signifikan dalam perhitungan koefisien reaktivitas temperatur ketiga reaktor ini. REFERENSI [1], 2003, The US Generation IV Implementation Strategy, 03-GA , Office of Nuclear Energy, Science, and Technology, USDOE, September 2003 [2], 2006, FY 2006 Ten-Year Program Plan-Appendix GFR, July 2006 [3], 2006, FY 2006 Ten-Year Program Plan-Appendix SFR, July 2006 [4], 2006, FY 2006 Ten-Year Program Plan-Appendix LFR, July 2006 [5] Hendricks, J.S., G.W. McKinney, et al., 2008, MCNPX Extensions, LA-UR , Los Alamos National Laboratory, April 11 [6] Chadwick, M.B., P. Oblozinsky, M. Herman, et al., 2006, ENDF/B-VII: Next Generation Evaluated Nuclear Data Library for Nuclear Science and Technology, Nuclear Data Sheets, Vol. 107, pp [7], 2006, FY 2006 Ten-Year Program Plan - Appendix NGPG, July 2006 [8], 2006, FY 2006 Ten-Year Program Plan - Appendix MSR, July 2006 [9], 2006, FY 2006 Ten-Year Program Plan - Appendix SCWR, July 2006 [10], 2003, United States Sub committed on Generation IV Technology Planning on A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems, Report to Nuclear Energy Research Advisory Committed, Washington Technical Roadmap Report [11] Driscoll, M., et al., 2005, Engineering and Physics Optimization of Breed and Burn Fast Reactor Systems: Final Report, MIT-GFR-035, September 2005 [12] Office of Advanced Nuclear Research, DOE Office of Nuclear Energy, Science and Technology, Generation IV Nuclear Energy Systems Ten-Year Program Plan, Volume 1, March 2005 [13] Scennicki, J.J., et al., 2005, SSTAR Lead-Cooled, Small Modular Fast Reactor for Deployment at Remote Sites - System Thermal Hydraulic Development, Proccedings of the ICAPP 05, Seoul, Republic of Korea, May 2005 [14] Hejzlar, P., et al., 2002, Actinide Burning in a Lead-Bismuth-Cooled Critical Fast Reactor with Economic Electricity Generation, Proceedings of the 7th Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, Jeju, South Korea, October 2002 [15] MCFarlane, R.E., D.M. Muir, 2000, NJOY99.0: Code System for Producing Pointwise and Multigroup Neutron and Photon Cross Sections from ENDF/B Data, LANL, PSR