ANALISIS FLUKS NEUTRON DI FASILITAS PWR IN-PILE LOOP

Transkripsi

1 Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan PLTN serta Fasilitas Nuklir PRSG, PPTKR BATAN ANALISIS FLUKS NEUTRON DI FASILITAS PWR IN-PILE LOOP Oleh Tagor M.Sembiring Alumni Teknik Nuklir FT -UGM, Y ogyakarta Sri Kuntjoro, Iman Kuntoro Pusat Reaktor Serba Guna - Badan Tenaga Atom Nasional ABSTRAK ABSTRACT ANALISIS FLUKS NEUTRON DI FASILITAS PWR IN-PILE LOOP. Telah dilakukan analisis fluks neutron di fasilitas PWR in-pile loop dengan menggunakan paket program MGCL PROCESSOR (MAIL- 137, R ).ANISN-JR. dan CITATION. Fasilitas PWR in-pile loop berada di teras RSG-GAS pada posisi iradiasi pusat (CIP). Setelah pemasukan fasilitas PWR inpile loop ke dalam CIP, besar fluks neutron termal rerata di bundel bahan bakar PWR adalah 4,267* 1013neutron cm 2 S I Daya yang dihasilkan bundel PWR sebesar 233,8425 kw. Perbandingan antara hasil perhitungan dan syarat keselamatan pengujian fasilitas PWR in-pile loop menunjukkan bahwa fasilitas PWR in-pile loop layak dimasukkan di Teras RSG-GAS. ANALYSIS OF NEUTRON FLUX IN PWR IN-PILE LOOP FACILITY. Analysis ofneutron flux in PWR in-pile loop facility has been done using MGCL-PROCESSOR (MAIL-137, R ).ANISN-JR. and CIT AnON codes. PWR in-pile loop facility will be inserted at Central Iradiation Position (CIP) in RSG-GAS core. After inserting the PWR in-pile loop facility into Central Iradiation Position, the average thermal neutron flux in the PWR bundle was 4.267* 1013neutron cm 2s l.the power produced in the PWR bundle was 233,8425 kw. The comparison between the result of calculation and safety criterion of the testing PWR in-pile loop shows that the PWR in-pile loop is aiiowed to insert in RSG-GAS core. PENDAHULUAN Salah satu program kegiatan yang akan dilaksanakan di Reaktor Serba Guna G.A.Siwabessy (RSG-GAS) adalah pengujian perangkat bahan bakar reaktor daya PWR dengan menggunakan fasilitas uji untai bahan bakar di dalam teras (in-pile loop facility), yang disebut juga sebagai fasilitas PWR in-pile loop. Fasilitas PWR in-pile loop terdiri atas tiga bagian, yaitu kotakair (water box), tabungtekan (pressure tube), clan bundel bahan bakar PWR. Kotak air merupakan bagian terluar dari fasilitas PWR in-pile loop, dengan ukuran 160 mm * 152 mm. Kotak air terdiri dari tiga lapisan yakni lapisan terluarterbuat dari alumunium, dan lapisan dalam terbuat dari SS-316L. Diantara kedua lapisan terdapat air. Tabung tekan berdiameter luar berukuran 67 mm, terdiri dari lapisan SS-316L, lapisan CO2, dan Inconnel-600. Diameter bagian dalam tabung tekan 95 mm. Bundel bahan bakar PWR terdiri atas 16 buah yang disusun di dalam bentuk bujur sangkar 4 * 4. Bahan bakarterbuat dari U02 dengan pengkayaan 3,2 wi o. Bundel bahan bakar PWR dikelilingi selubung yang berbentuk bujur sangkar, yang terbuat dari SS-316L. Dimensi terluar selubung 5,83 cm * 5,83 cm, dengan ketebalan sebesar 0,5 cm. Fasilitas PWR in-pile loop dimasukkan di fasilitas posisi iradiasi pusat (CIP). Syarat minimum fluks neutron termal rerata di daerah bundel bahan bakar PWR harus sesuai dengan fluks neutron termal rerata PWR yakni 3*1013 neutron cm 2s l, yang setara dengan pembangkitan daya sebesar 100 kw setiap liter volume teras PWRI). Pembangkitan daya maksimum bundel bahan bakar PWR yang diizinkan adalah 250 kw2). Fasilitas PWR in-pile loop yang akan ditempatkan di teras RSG-GAS didesain mampu mensimulasi kondisi PWR2). Pemasukan fasilitas PWR in-pile loop mengakibatkan perubahan parameter-parameter operasi RSG-GAS, khususnya distribusi fluks neutron. Analisis fluks neutron di fasilitas PWR in-pile loop dilakukan untuk mengetahui kelayakan pemasukan fasilitas PWR in-pile loop ditinjau dari fluks neutron tem1al rerata di bundel bahan baka.r PWR, dan kuantitas pembangkitan daya yang dihasilkan bundel bahan bakar PWR. TEOR! Jika sifat interaksi neutron diganggu (berubah), misalnya dimasukkannya suatu material asing ke dalam teras, maka dapat mengubah faktorpelipatan efektif dan distribusi neutron di teras reaktor3), yang dapat dinyatakan 209

2 Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamalan PLTN serla Fasi/ilas Nuklir PRSG, PPl"KR - BATAN dengan hubungan : 2. Perhitungan fluks neutron di daerah bundel bahan k' - k f v (VOLe - OL,) dv bakar PWR dilakukan dengan paket program k' k V f v Le <I><1>' dv CITATION, dan dilakukan untuk dua dimensi ke arah X dan Y. Perhitungan pertama kali dilakukan dengan kondisi fasilitas PWR in-pile loop tidak dengan: dimasukkan di CIP (CIP terisi air), dan yang k'= faktorpel ipatan efektifsetelah mengalami gangguan. kedua ialah fasilitas PWR in-pile loop dimasukkan k=faktorpelipatan efektifsebelum mengalami gangguan. ke dalam CIP. Dari kedua hasil perhitungan <I>= fluks neutron sebelum mengalami gangguan. tersebut dapat diperoleh jumlah dan perubahan <1>'=fluks neutron setelah mengalami gangguan. fluks neutron di fasilitas PWR in-pile loop. Daya OLe = perubahan tampang lintang makroskopis pembelahan. Teras RSG-GAS yang dipilihdi dalam perhitungan adalah sebesar 30 MW, dengan konfigurasi teras ol. = perubahan tampang lintang makroskopis serapan. kerja. V = jumlah neutron yang dihasilkan setiap rcaksi pembelahan. HASIL DAN PEMBAHASAN Nilai faktorpelipatan efektif(k) dapat diperoleh dengan Pemasukan fasilitas PWR in-pile loop ke CIP menyelesaikan persamaan difusi banyak kelompok mengakibatkan fluks neutron bertenaga cepat mengalami' tenaga. kenaikan jika dibanding dengan fluks neutron sebelum Untuk mendapatkan harga k dilakukan perhitungan pemasukan fasilitas PWR in-pile loop (Gambar-l). Hal dengan menggunakan paket program CITATION. yang sarna juga dialami oleh fluks neutron bertenaga Berubahnya fluks neutron akibat pemasukan bahan (materi) ke dalam reaktordiikutijuga dengan perubahan lambatan (G,ambar-2), dan bertenaga resonansi (Gambar 3). Peristiwa kenaikan fluks neutron di dalam kelompok pembangkitan daya yang dihasilkan oleh bahan bakar di cepat diakibatkan karena adanya proses pembelahan teras, karena fluks neutron berbanding lurus dengan neutron bertenaga termal di bundel bahan bakar PWR pembangkitan daya. yang menghasilkan neutron bertenaga cepat. Naiknya TAT A KEIUA fluks neutron di kelompok lambatan dan resonansi diakibatkan bertambahnya neutron bertenaga cepat yang Analisis fluks neutrondi fasilitas PWR in-pile loop mengalami penurunan ke kelompok lambatan dan dilakukan dengan paket-paket program MGCL PROresonansi sebagai akibat moderasi. Gambar-4 CESSOR (MAIL-137.R ).ANISN-JR. dan CImenunjukkan bahwa dengan masuknya fasilitas PWR TATION. MGCL PROCESSOR adalah paket program in-pile loop ke dalam teras RSG-GAS, maka terjadi yang memproses pustaka tam pang lintang 137 kelompok penurunan. Terjadinya penurunan fluks neutron termal tenaga, dan dengan tampang lintang hamburan di dalam disebabkan karena sifat penyerapan yang dimiliki bahan orde p4>.pustaka tam pang lintang MGCL-PROCESSOR bakar7>, yaitu pemasukan (penambahan) bahan bakar ke diperoleh dari ENDF-B/IV dan JENDL-2. ANISN-JR dalam teras diikutijuga dengan peningkatan perubahan adalah paket program hasil pengembangan lanjutan dari nilai tampang lintang serapan3>. Besar fluks neutron paket program ANISN yang dilakukan oleh JAERI, dan termal rerata di daerah bundel bahan bakar PWR adalah digunakan untuk menyelesaikan persamaan transport 4,26723 neutron cm 2s J (Tabel-l). neutron banyak kelompokdengan hamburan takisotropis, Pembangkitan daya (panas) di daerah bundel bahan dengan perhitungan satu dimensi untuk geometri bola, bakar PWR sebesar 233,8425 kw. lempeng (slab), dan silinder>. Paket program CIT A TION adalah paket program yang menyelesaikan Tabcl - 1 Perubahan Fluks Neutron Termal ReraLa Sebelum <Ian persamaan difusi banyak kelompok dengan satu, dua, Scsudah Pemasukan Fasilitas In Pile Loop PWR dan tiga dimensi perhitungan dengan geometri balokdan SEBELUM SESUDAH Fluks 4, , ,61505 PEMASUKAN 30, , ,41930 PENURUNAN Neutron 85,90 85,04 66,64 FLUKS Termal (%) Rerala (x10u neutron cm-2s I) silinder6>. PEMASUKAN PWR TEKAN AIR TABUNG BUNDEL KOTAK Tata kerja yang digunakan di dalam menghitung DAERAH fluks neutron di fasilitas PWR in-pile loop (Lampiran I) ialah: I.Pembangkitan konstanta kelompok( empat kelompok tenaga) seluruh material Teras RSG-GAS, dan material penyusun fasilitas PWR in-pile loop. Pembangkitan konstanta kelompok material dilakukan dengan MGCL P ROCESSOR dan ANISN-JR. Batas-batas kelompok tenaga yang digunakan adalah 16,487 MeV, 820,85 key, 5,5308 key, 0,60236 ev, dan 0, ev. ANISN-JR mengkondensasi dari 137 kelompok tenaga menjadi 4 kelompok tenaga. 210

3 Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan PLTN serta Fasilitas Nuklir PRSG, PPTKR - BATAN KESIMPULAN Hasil analisis fluks neutron tennal rerata dan pembangkitan daya di bundel bahan bakar PWR menunjukkan bahwa fasilitas PWR in-pile loop layak dimasukkan ke dalam Teras RSG-GAS, karena: 1. Fluks neutron termal rerata di bundel bahan bakar PWRadalah4,267* 1013neutron cm 2s-', berarti lebih besar dari pada nilai minimum fluks neutron tennal rerata yang diharapkan yaitu 3*10'3 neutron cm 2s '. 2. Daya yang dibangkitkan bundel bahan bakar PWRadalah 233,8425 kw, dandaya ini lebih kecil dari pada pembangkitan panas maksimum yang diizinkan, yaitu 250 kw. DAFfAR ACUAN 1. KESSLER, G., Nuclear Fission Reactors, Springer-Verlag, Austria (1983). 2. BAT AN, Safety Analysis Report, BATAN, Jakarta (1989). 3. LAMARSH,J.R., Introduction to Nuclear Reactor Theory, Addison-Wesley, Massechussets (1972). 4. NAITO,Y., et.a!., MGCL-PROCESSOR: A Computer Code System for Processing Multigroup Constants Library MGCL, JAERI, Japan (1981). I 5. KOY AMA,K., et.a!., ANISN-JR One Dimensional Discrete Ordinates Code for Neutron and Gamma-RayTransport Calculations, JAERI, Japan (1977). 6. FOWLER,T.B., et.a!., Nuclear Reactor Core Analysis Code: CITATION, ORNL, Tennessee (1971). 7. DUDERSTADT,J.J., dan HAMILTON, L.J., Nuclear Reactor Analysis, John Wiley& Sons, New York (1976). DISKUSI BAMBANG HERUTOMO : 1. Kriteria-kriteria apa yang saudara ambil untuk menyederhanakan kelompok konstanta dari seratus sekian menjadi empat kelompok. Berapa range energi tiap kelompok? 2. Seperti diketahui bahwa dalam perhitungan transport/difusi, ketelitian hasil spektrum/fluks sangat dipengaruhi oleh 'mesh point'. Berapa 'mesh point' yang saudara gunakan dalam perhitungan ini, dan apa alasannya? TAGOR M. SEMBIRING : 1. Kriteria yang dipakai untuk menyederhanakan konstanta kelompok dari 137 menjadi 4 kelompok ialah : a. Terwakilinya seluruh tenaga neutron di teras. b. Dipilih konstanta kelompok yang batas tenaganya mirip dengan pemasok INTERA TOM. Range energi tiap kelompok adalah sbb : 1) 16,487 MeV < E < 820,85 key 2) 820,85 key < E < 5,5308 key 3) 5,5308 key < E < 0,60236 ev 4) 0,60236 ev < E < 0,00033 ev 2. Mesh point yang digunakan adalah 99 (ke arah X) dan 98 (ke arah Y) RPH ISMUNTOYO: 1. Bagaimana mem-verifikasi cross-section yang dihasilkan oleh MGCL processor? 2. Berapa kali siklus operasi untuk mensimulasi seperti kondisi kerja PL TN yang dialami oleh sebuah elemen bakar? TAGORM. SEMBIRING: 1. Telah dilakukan verifikasi cross-section dengan hasil JAERI untuk benchmarking MTR berdaya 10 MW dan diperoleh hasil faktor pelipatan tak hingga yang sesuai dengan hasil JAERI terse but. Lalu verifikasi dilakukanjuga untuk menghitung faktor pelipatan teras I RSG-GAS dengan menggunakan CROSS-SECTIOM haasil MGCL processor diperoleh persentase perbedaan sebesar 0,4 % antara hasil ekperimen dan perhitungan. 2. Besar fluens (lama siklus) bisa diprediksi dengan membandingkan waktu refueling PLTN (PWR) dengan cara perbandingan fluks 3 -- x waktu refueling PWR sesungguhnya 4,267 Hasil3 diperoleh karena besar fluks tennal rata-rata 3xl0'3 neutron!cm2.sec. Hasil4,267 diperoleh karena besar fluks tennal rata-rata di fasilitas in-pile loop PWR adalah 4,267x 1013neutron! cm2.sec. Dan 1 siklus di RSG-GAS sebesar 25 hari. Dari infonnasi tersebut maka dapat ditentukan siklur RSG-GAS untuk memenuhi fluens seperti PL TN (PWR) 211

4 Prosiding Seminar Tdatologi dan Ke.sdamalall PLTN sala Fasililas Nuklir PRSG, PPTKR - BATAN LAMPIRAN I DIAGRAM ALIR PERHITUNGAN MGCL-PROCESSOR 137 KELOMPOK R KONSTANTA KELOMPOK MATERIAL RSG-GAS DAN FASILITAS IN PILE LOOP PWR 4 KELOMPOK OUTPUT: - FLUKSNEUTRON - DAYA 212

5 Prosiding Seminar Tekn%gi dati Kesdamatan PLTN serta Fasi/itas Nuklir Serpotlg, 9-10 Februari 1993 PRSG, PPTKR -BATAN rluw" Hr.UT"CH (l:1. "/1:1",' cl CIP (11111) -I- CIP (IN-PILE LOOP) , P08Pti x (OM) OIlMBIIR 1. PERUBIIHAN FLUKS NEUTRON CEPAT RSO-GAS AKIBAT FIISILITAS IN-PILE LOOP rlukf] ur:utnoh Cr.,. n/ci"iq C) ---: : I... --_....._------~---~--, CIP (AII1) --1- CIP (IN-PILE LOOP) 0.6,_. 'Yi i it 0, i... ;.....! O ItIIIHlfltHH o : : : : :', : : : : : ----~I-_I i--l..:1 f.!ih+t II f III~1IIIIIf]IIt~ G POft'''' x (OM) GIIMBIIR 2. PEI1U8AHAN FLUKS NEUTI10N LIIM8ATIIN RSG-GI\S IIKI811T FIISILITAS IN-PILE LOOP 213

6 Prosiding Seminar Teknologi dan Kesdamalan PLTN serla Fasililas Nuklir PRSG, PPTKR - BATAN CIP (AIR)... ~- -1- CIP (IN-PILE LOOP) ;~.-.ri!~~~_ ~..... j i j I I ';'j.hj+~hfhh~fi4hhifft 'i GAMBAR 3. PERUBAHAN flukb ~:EUTRON RESONANS\ RBO-GAS AKIBAT FA81L1TAS IN-PILE LOOP 3.5 rl.ur< Hr:UTnON Cr.1-( "'en' e) />:..; CIP (AIR) -\- CIP (IN-PILE LOOP) :~~", _.. ",... ~... j..... ; \.~,...,.;...:... :. : "M'I-+-" :.,. : /r'''+' :+ ' \<..[!. O.ftHHff-+I~ I I 'Hff+H+HhHHfflflf I I o ;. PO"'I'JI X (OM) GAMBAR 4. PERU BAHAN FLUKS NEUTRON TERMAL RBG-Gf,S AKIBAT FA$ILlTAB IN-PILE LOOP.... ' -: