STUDI AWAL DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM

Transkripsi

1 Proceedin Seminar dan Workshop Nasional Pendidikan Teknik Elektro (SWNE) FPTK Universitas Pendidikan Indonesia 11 Desember 2010 STUDI AWAL DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM Menik Ariani *1,2, M. Ali Shafii 1,3, Ade Gaffar Abdullah 1,4, Zaki Su ud 1 1 Jurusan Fisika, Institut Teknoloi Bandun Jl. Ganesha 10, Bandun Jurusan Fisika, Universitas Sriwijaya Kampus Indralaya, Oan Ilir, Sumatera Selatan 3 Jurusan Fisika, Universitas Andalas Kampus Limau Manis, Padan, Sumatera Barat 4 Proram Studi Pendidikan Teknik Elektro FPTK UPI Jl. Dr. Setiabudhi 207 Bandun * menikariani@students.itb.ac.id ABSTRAK Makalah ini menyajikan hasil studi awal desain neutronik Reaktor Cepat Berpendinin Gas yan berumur panjan. Reaktor ini memiliki kelebihan ekonomis yaitu hanya memerlukan Uranium Alam dalam siklus bahan bakarnya. Tahap awal dilakukan denan memberikan tebakan untuk eometri teras, fraksi volume dan fraksi massa bahan bakar, struktur claddin dan pendinin untuk menhitun parameter k-effective (effective multiplication factor), level burn-up dan perubahan densitas nuklida U 238 &Pu 239. Perhitunan dilakukan menunakan proram SRAC-CITATION. Proram SRAC denan data nuklida JENDL-3.2 menhasilkan nilai makroskopik cross section untuk delapan rup eneri. Penyelesaian numerik persamaan difusi multirup untuk eometri teras 2-D dilakukan denan kode CITATION. Hasil studi menunjukkan bahwa denan skema Modified CANDLE burn-up, total daya termal keluaran adalah 550 MWth. Reaktor dapat beroperasi selama 100 tahun, denan tiap siklus bahan bakar 10 tahun. Kata-kata kunci: teras, neutronik, difusi multrirup, burn-up ABSTRACT This paper presents the preliminary neutronic desin study of lon life Gas Cooled Fast Reactor. The reactor has the advantae to meet economic demand because it can use only Natural Uranium as fuel cycle input. The first to extend uess core eometry, volume and mass fraction, claddin and coolant structure to calculation the parameters: effective multiplication factor, burn-up level, nuclide density U 238 and Pu 239. The calculation was performed by SRAC-CITATION code. SRAC code with JENDL-3.2 nuclide data library was results the value of macroscopic cross section for eiht enery roups. The numerical solution of multi-roup diffusion equations for two dimensional full cores was calculated by CITATION code. The result study shows that with Modified CANDLE burn-up scheme, total thermal power output for reference core is 550 MWth. The reactor can operates for 100 years with 10 years in each fuel cycle input. Keywords: core, neutronic, multi-roup diffusion, burn-up I. PENDAHULUAN Saat ini telah dikembankan berbaai sumber eneri alternatif, salah satunya adalah eneri nuklir. Menurut Badan Eneri Atom International (International Atomic Enery Aency) jumlah Pembankit Listrik Tenaa Nuklir (PLTN) di dunia sudah mencapai 441 buah dan hina tahun 2020 diperkirakan akan ada tambahan 126 PLTN baru (IAEA, 2005). Eneri nuklir sudah dipastikan akan menjadi salah satu sumber eneri alternatif yan akan diunakan di Indonesia. Peran eneri nuklir akan sanat pentin bersama sumber eneri baru dan terbarukan lainnya dalam menjamin pasokan dan keamanan eneri listrik di Indonesia. Diperkirakan, kontribusi eneri nuklir akan mencapai sekitar 4000 SWNE 2010 Bidan B. Eneri Baru, Pembankitan dan Sistem Tenaa Listrik 93

2 MW pada tahun Penembanan eneri nuklir didasarkan pada PP nomor 43/2006 serta UU nomor 17/2007 tentan Pembanunan Janka Panjan tahun Eneri nuklir sendiri pada ilirannya sudah menalami fase reenerasi dari enerasi I, II, III sampai sekaran dan enerasi IV di masa yan akan datan. Sistem eneri nuklir enerasi IV adalah teknoloi yan akan berkompetisi di semua pasar denan teknoloi palin efektif, yan diharapkan akan dapat diunakan lebih dari tia dasawarsa ke depan. Keuntunan enerasi IV dibandinkan enerasi sebelumnya meliputi penuranan biaya pokok, keamanan nuklir yan dipertini, limbah nuklir yan diperkecil, dan penuranan lebih lanjut dalam resiko pembuatan bahan senjata. Setidaknya ada enam jenis sistem pendinin yan diunakan reaktor enerasi IV ini yaitu (Rooijen, 2006): 1. Gas Cooled Fast Reactor (GFR) 2. Lead Cooled Fast Reactor (LFR) 3. Molten Salt Reactor (MSR) 4. Sodium Cooled Fast Reactor (SFR) 5. Supercritical Water Cooled Reactor (SCWR) 6. Very Hih Temperature Reactor (VHTR). Pada penelitian ini dilakukan desain awal dari salah satu reaktor enerasi IV yaitu reaktor nuklir cepat berpendinin as, Gas-Cooled Fast Reactor (GFR). GFR dipertimbankan sebaai konsep yan menjanjikan dan memiliki prioritas tini dalam pembanunan sistem eneri nuklir. Spesifikasi utama dari konsep GFR adalah dukunan persetujuan internasional terhadap tujuan Generasi IV yan diterjemahkan menjadi beberapa fitur utama menyankut sustainability, proliferation resistance, ekonomi dan keselamatan (Bassi, 2008). II. TINJAUAN PUSTAKA 2.1. Reaktor Cepat Berpendinin Gas (Gas Cooled Fast Reactor) Reaktor nuklir adalah tempat terjadinya reaksi pembelahan inti (nuklir) atau dikenal denan reaksi fisi berantai yan terkendali. Baian utama reaktor nuklir yaitu elemen bakar, perisai, moderator dan elemen kendali. Reaksi fisi berantai terjadi apabila inti dari suatu unsur yan dapat membelah atau fisionable (Uranium-235, Uranium-233) bereaksi denan neutron termal yan akan menhasilkan unsur-unsur lain denan cepat serta menimbulkan eneri panas dan neutron-neutron baru. Beberapa teknoloi reaktor telah dikembankan di dunia. Reaktor fisi secara kasar dapat dibai menjadi dua macam, terantun eneri yan diunakan untuk mempertahankan reaksi fisi berantai, yaitu (Duderstadt, 1976): 1. reaktor termal/lambat, reaksi fisi didominasi oleh neutron termal. Reaktor ini dikarakterisasi oleh adanya moderator yan diunakan untuk menurunkan kecepatan neutron dan menurunkan eneri kinetiknya. 2. reaktor cepat yaitu reaksi fisi yan didominasi oleh neutron cepat, ditandai denan penuranan bahan moderator. Reaktor ini memerlukan bahan bakar yan diperkaya denan sanat tini, atau plutonium, untuk menurani jumlah U-238 yan akan menyerap neutron cepat. Gas-cooled Fast Reactor (GCFR) adalah reaktor cepat Generasi IV yan sedan dalam tahap penembanan (br. 1). Reaktor-reaktor Generasi IV belum akan dikomersialkan sebelum tahun Penelitian reaktor-reaktor jenis ini secara resmi dimulai oleh The Generation IV International Forum (GIF) berdasarkan delapan tujuan teknoloi. Tujuan utamanya adalah untuk meninkatkan keselamatan nuklir, meninkatkan resistensi proliferasi, meminimisasi limbah dan penunaan sumber daya alam, menurani biaya dalam pembanunan dan penoperasian reaktor.

3 GCFR umumnya menunakan pendinin helium, mempunyai spektrum cepat dan menunakan perputaran bahan bakar tertutup. Seperti halnya reaktor denan pendinin as spektrum termal seperti GT- MHR dan PBMR, temperatur outlet yan tini dari pendinin helium memunkinkan untuk menhasilkan listrik, hidroen atau proses panas lain denan efisiensi tini. Namun berbeda denan reaktor termal, GFR tidak menunakan rafit sebaai moderator. Massa termal dan konduktivitas termal lebih rendah dibandinkan denan reaktor termal sehina temperatur teras dapat naik mencapai C/menit. Untuk meneliminasi temperatur ekstrim maka diperlukan keramik carbide dan nitrit seperti SiC, ZrC, TiC, TiN dan ZrN sebaai material campuran penyusun Gambar 1. Gas Cooled Fast Reactor bahan bakar (Fieldin et al., 2007). Sistem GFR menutamakan spektrum neutron cepat dan perputaran bahan bakar tertutup GFR menunakan as SiC sebaai pendinin untuk menefisienkan konversi uranium fertil dan manejemen aktinida. GFR beroperasi dalam putaran bahan bakar yan tertutup denan interval penisian bahan bakar yan lama (10 sampai 20 tahun). Keutamaannya adalah desain yan diperuntukkan bai produksi listrik dalam jarinan kecil dan bai neara berkemban yan tidak mau menyebarkan infrastuktur perputaran bahan bakar alaminya untuk mendukun sistem eneri nuklirnya. Sistem baterai ini didesain untuk pembankitan listrik yan terdistribusi dan produk lain, termasuk hidroen dan air yan dapat diminum Analisa Neutronik Analisis neutrtonik dilakukan denan menyelesaikan persamaan difusi dan persamaan burn-up. Persamaan difusi neutron multirup (Duderstadt, 1976): 1 tr ),(. rd )( tr ),( rtr )( ),( t vt G s ' '1 G rtr ' ),( vr ' )( ),( )( tr k (1) f ' ' eff '1 Denan cross section total: ( r () (2) a s t r Bila ditinjau teras pada keadaan tunak (steady state), maka variabel waktu dapat diabaikan, dan denan definisi bahwa material pada setiap reion teras adalah homoen, maka persamaan (2) akan berbentuk: G 2 rdrrr )( )( )()( rr )()( rs t ' ' )( k (3) '1 s eff

4 Pers. (3) memiliki syarat batas s ( r s ) S ( r s ) 0. Teras reaktor yan ditinjau memiliki eometri silinder dua dimensi R-Z. Operator Laplacian pada eometri silinder yaitu: 21 1 r 2 r rrr z (4) Substitusi persamaan (4) ke (3) menjadi: 1),( ),( ),( zrzr ),( ),( zr zr zr t r rrr r z zrd ),( 1 G,(),() zr s zr zrs ' ',( ) (5),() zrd ' 1 keff Metode numerik Iterasi Jacobi Iteration menhasilkan bentuk diskrit persamaan (5) yaitu: G n n n 1 n 4j,1, j,0, 1 j,0, 1 (',0),,0,' S sjj n,0 j D 1,0, '1 k r z n j eff j,0, (6) tj,0, 42 D j,0, r z Selama masa penoperasian reaktor, komposisi bahan bakar akan senantiasa berubah, karena isotop-isotop fisil akan terkonsumsi (berkuran) dan dihasilkan produk fisi. Persamaan burnup dapat dituliskan sebaai berikut: dn A A C NAA A NN A BB N C (7) dt Suku AN A adalah baian yan hilan karena peluruhan radioaktif, sedankan A A N A adalah baian yan hilan karena tankapan neutron, suku BNB merupakan nuklida tambahan nuklida A akibat peluruhan B menjadi A dan suku C N C adalah perubahan dari C menjadi A melalui tankapan neutron. III. METODOLOGI Reaktor GCFR pada penelitian ini memiliki parameter desain sebaai berikut: Tabel 1. Parameter Taret Desain Reaktor Parameter Spesifikasi Power Umur reaktor material bahan bakar Material pendinin Satu siklus bahan bakar 550 MWth 100 th Natural Uranium-Nitride Helium 10 years Fuel:claddin:coolant 55%:10%:35% Geometri teras Lebar teras Tini teras Cylinder 2-D (RZ) 240 cm 350 cm

5 Perhitunan dilakukan menunakan kode code SRAC-CITATION (Okumura, 2002). Denan menunakan data nuklida dari JENDL-3.2, SRAC menhasilkan data penampan lintan mikroskopik dan makroskopik dari material teras reaktor. Perhitunan ini terus berulan sesuai denan banyaknya burn-up yaitu 100 tahun. Data makroskopik ini diunakan pada proram CITATION untuk mencari faktor multiplikasi efektif, burn-up level serta perubahan densitas atom U 238 dan Pu 239. Stratei burnup yan diunakan adalah modified CANDLE (Constant Axial shape of Neutron flux, nuclide densities and power shape Durin Life of Enery producin reactor). Bahan bakar berbasis uranium alam mula-mula diletakkan di reion 1, setelah 10 tahun beroperasi maka bahan bakar dari reion 1 ini dipindahkan ke reion 2. Tentunya kandunan plutonium dari bahan bakar yan telah 10 tahun diletakkan di reion 1 ini telah mulai tumbuh meskipun belum cukup besar. Selanjutnya setelah 10 tahun operasi jua bahan bakar dari reion 2 dipindahkan ke reion 3. Seterusnya setelah 10 tahun operasi berikutnya bahan bakar dari reion 3 dipindahkan ke reion 4, demikian seterusnya sehina bahan bakar dari reion 9 dipindahkan ke reion 10 (Su ud, 2009). IV. HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil perhitunan denan kode SRAC-CITATION disajikan sebaai berikut: Grafik 1. Faktor multiplikasi efektif Grafik 2. Burn-up level Grafik 3. Densitas atom Uranium-238 Grafik 3. Densitas atom Plutonium-239

6 Nilai k-effective merupakan penyeimban antara laju hilannya neutron denan laju produksi neutron Grafik 1 menunjukkan nilai k-effective selama satu siklus bahan bakar (10 tahun). Kondisi superkritis (k-eff > 1) dapat dicapai, yan berarti reaktor berjalan stabil dan efektif karena kenaikan populasi neutron yan dihasilkan oleh burn-up bahan bakar. Grafik 2 menunjukkan kenaikan nilai faktor multiplikasi infinite selama burn-up 100 tahun. Sebelum 30 tahun kenaikannya lambat, namun setelah 30 tahun naik denan cepat, sinifikan denan akumulasi plutonium-239 yan dihasilkan oleh burn-up bahan bakar. Grafik 3 dan 4 menunjukkan perubahan densitas atom bahan bakar. Pemakaian bahan bakar Uranium-238 akan menhasilkan atom Plutonium-239 yan akan memicu reaksi fisi pada reaktor. V. KESIMPULAN Berdasarkan parameter yan meliputi ukuran reaktor, eometri teras, fraksi volume dan fraksi massa bahan bakar, struktur dan pendinin, zone placement (axial/radial), desain ini dapat diunakan untuk menhasilakn reaktor cepat berpendinin Helium uan berumur panjan (100 tahun) denan daya thermal sebesar 550 MWth. VI. DAFTAR PUSTAKA 1. Bassi, C and Marque, M., 2008, Reliability Assessment of 2400 MWth Gas-Cooled Fast Reactor Natural Circulation Decay Heat Removal in Pressurized Situations, Science and Technoloy of Nuclear Installations Volume Duderstadt, J.J, 1976, Nuclear Reactor Analysis, John Wiley & Sons 3. Fieldin, R. et al, 2007, Gas-cooled fast reactor fuel fabrication, Journal of Nuclear Material Volume 371, Issues 1-3, 15 September 2007, Paes Okumura, Keisuke, The Comprehensive Neutronics Calculation Code System, JAERI. 5. Rooijen, W.F.Geert, 2006, Improvin Fuel Cycle Desin and Safety Characteristics of a Gas Cooled Fast Reactor, IOS Press 6. Su ud, Z. and H. Sekimoto, 2009, Desin Study Of Lon Life Pb-Bi Cooled Fast Reactor With Natural Uranium As Fuel Cycle Input Usin Modified Candle Burn-up Scheme, Annals of Nuclear Enery.