PERANCANGAN KODE KOMPUTASI UNTUK ANALISIS BURNUP 3 DIMENSI SATU SIKLUS PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT

Transkripsi

1 PERNCNGN KODE KOMPUTSI UNTUK NLISIS BURNUP 3 DIMENSI STU SIKLUS PD REKTOR PEMBIK CEPT Dian Fitriyani dan Tri Handayani Jurusan Fisika, Universitas ndalas Kapus Unand, Jl. Liau Manis Padang, Suatera Barat, Indonesia E-ail: difiaal@gail.co BSTRK Telah dilakukan disain kode koputasi untuk nalisis Burnup pada Reaktor Pebiak Cepat enggunakan bahasa peograan Delphi 7.0. Disain dirancang untuk geoetri teras reaktor 3 diensi XYZ yang berbentuk kubus (seibang/balance, x = y = z) dengan enggunakan bahan bakar UN-PuN (Nitrida). Siulasi disain diawali dengan perhitungan densitas awal, dilanjutkan dengan penyelesaian persaaan difusi ultigrup untuk endapatkan faktor ultiplikasi, distribusi fluks neutron, dan distribusi daya. Nilai fluks neutron digunakan untuk enghitung perubahan densitas nuklida dala analisis burnup (susutan bahan bakar). Hasil perubahan densitas nuklida digunakan untuk enghitung nilai Breeding Ratio (BR) dan Burnup (B). Contoh dari hasil siulasi elalui kode koputasi yang didisain eperlihatkan perubahan densitas setiap interval waktu tertentu, selain itu nilai Breeding Ratio (BR) untuk 1 siklus (4 tahun) enurun, tetapi asih dala rentang nilai BR > 1. Nilai Burnup untuk 1 siklus (4 tahun) eningkat seiring dengan banyaknya nuklida dala bahan bakar yang berfisi (terjadi penabahan densitas nuklida dala bahan bakar seperti 234 U, 236 U, 237 Np, 238 Np, 239 Pu, 240 Pu, 241, 243 ). Kata Kunci : breeding ratio, burnup, densitas, fluks neutron, reaktor pebiak cepat BSTRCT Coputation code design for burnup analysis in FBR using Delphi 7.0 has been done. The design has been ade for 3 diension reactor core with balance cube geoetry XYZ (balance, x = y = z) using UN-PuN (Uraniu Nitride-Plutoniu Nitride) fuel. The siulation is begin with calculating the initial densities, continued with solving ultigroup diffusion equation to deterine ultiplication factor, neutron flux distribution and power distribution. Neutron flux value used to calculate the changing of nuclides densities in burnup analysis. The result of nuclides densities used to calculate the breeding ratio (BR) and burnup (B). The result of siulation through coputational code for an exaple design reactor core was perfored the changing of nuclide densities every tie interval, besides the value of Breeding ratio (BR) for 1 cycle (4 years) is decreased, but still in range BR >1 value. Burnup value for 1 cycle (4 years) is increased according to the increasing of nuclides in fission fuel (densities of nuclides is increased in fuel exaple 234 U, 236 U, 237 Np, 238 Np, 239 Pu, 240 Pu, 241, 243 ). Keywords : breeding ratio, burnup, nuclide densities, neutron flux, fast breeder reactor. 1. PENDHULUN Selaa reaktor beroperasi beberapa ato bahan bakar akan engalai pebelahan dan sebagian akan berubah enjadi unsur aktinida yang eiliki noor assa yang lebih tinggi elalui tangkapan neutron. Proses ini enyebabkan koposisi bahan bakar dala teras reaktor akan engalai perubahan dari waktu ke waktu, secara uu disebut susutan bahan bakar (burnup). Susutan bahan bakar dipengaruhi oleh fraksi volue serta koposisi bahan bakar di teras. nalisis terhadap perubahan bahan bakar di dala teras ini begitu koplek karena variasi koposisi isotopik terhadap ruang dan waktu JURNL ILMU FISIK (JIF), VOL 2 NO 1, MRET

2 bergantung pada distribusi fluks neutron. Untuk dapat engaati perubahan bahan bakar selaa reaktor beroperasi dapat dilakukan elalui analisis susutan bahan bakar (burnup) secara siulasi koputasi. Penelitian yang dilakukan adalah engebangkan rancangan kode koputasi untuk analisis burnup pada geoetri teras 3 diensi (XYZ) berbentuk kubus. Tahap awal dari penelitian ini adalah penyelesaian persaaan burnup untuk geoetri teras 3 diensi berbentuk kubus. Keudian akan diperoleh nilai perubahan densitas serta nilai burnup dan breeding ratio. 2. METODE PENELITIN Reaktor pebiak cepat (Fast Breeder Reactor, FBR) erupakan jenis reaktor cepat yang dirancang untuk eproduksi bahan fisil yang lebih banyak daripada bahan fisil yang digunakan. Hal ini dapat dilakukan dengan cara engubah bahan fertil (isalnya 238 U ) enjadi bahan fissil (isalnya 239 Pu). Dala banyak disain FBR, bahan bakar (fuel) dikelilingi oleh seliut tabung (blanket) yang berisi bahan fertil 238 U yang akan enangkap neutron cepat dari reaksi fisi, sebagian akan dikonversi enjadi 239 Pu yang dapat digunakan sebagai bahan bakar nuklir. Penyusunan bahan bakar pada FBR dilakukan untuk eperoleh rasio pebiakan yang optial dari penepatan bahan fertil dan fisil secara tepat. Penyusunan yang paling tepat untuk FBR adalah secara heterogen (diana bahan bakar fertil ditepatkan secara enyebar di setiap teras). Dala penelitian ini digunakan odel reaktor pebiak cepat (Fast Breeder Reactor, FBR) dengan geoetri teras 3 diensi berbentuk kubus (x = y = z). Disain dirancang dala bahasa peograan Delphi7. Diskritisasi ruang yang dilakukan dapat dilihat pada Gabar 1. Gabar 1. Diskritisasi ruang Secara uu perhitungan burnup eliputi penyelesaian persaaan difusi ultigrup untuk endapatkan fluks neutron dan penyelesaian persaaan burnup yaitu peecahan densitas inti sebagai fungsi dari waktu dan posisi. Perhitungan dasar dala analisis burnup adalah perhitungan terhadap penyusutan dan produksi isotop sebagai fungsi dari waktu. Gabar 2 eperlihatkan diagra analisis burnup. 2 JURNL ILMU FISIK (JIF), VOL 2 NO 1, MRET 2010

3 Gabar 2. Diagra analisis burnup Secara ateatis dinyatakan dala persaaan (1) yaitu: dn dt c N agg N B N B gg N c (1) g g diana, N : berkurang karena peluruhan radioaktif dari agg N : berkurang karena tangkapan neutron dari g BN B : bertabah karena peluruhan dari B ke c g g N c : bertabah karena perpindahan dari C ke elalui g tangkapan neutron (neutron capture). nalisis terjadinya susutan bahan bakar dala reaktor elibatkan 15 sapai 24 nuklida dan 25 sapai 50 fision product (hasil fisi). Secara uu persaaan burnup untuk tiap aterial adalah : dn dt i i a, tn i s N (2), t diana, N i λ i = Densitas ato inti ke-i = Konstanta peluruhan a,t = Penapang lintang absorpsi ikroskopik = Fluks neutron S,t = Kecepatan produksi inti ke-i dari inti ke- JURNL ILMU FISIK (JIF), VOL 2 NO 1, MRET

4 Breeding ratio erupakan perbandingan antara bahan fisil yang diproduksi dengan bahan fisil yang usnah dala suatu siklus bahan bakar akibat peakaian dala reaktor. Secara uu dapat diruuskan sebagai berikut : BR FP FD Nilai Burnup enunjukkan fraksi ato berat dala bahan bakar yang berfisi selaa 1 siklus. Diagra alir untuk perhitungan burnup terlihat pada Gabar 3. Nilai Burnup dapat dinyatakan dala persentase (%) dengan satuan MWd/kg atau MWd/ton. Persaaan burnup dala persentase dapat dinyatakan sebagai berikut : B( ato %) 100 N N f,0 t (3) (4) Persaaan (4) dihitung untuk seua ato berat dengan N,0 adalah densitas pada saat t = 0. Nilai burnup yang diharapkan adalah sekitar 1% sapai 10%. Penelitian yang dilakukan adalah engebangkan rancangan kode koputasi untuk analisis burnup untuk satu siklus pada geoetri teras 3 diensi (XYZ) berbentuk kubus. Mulai Hitung total fission product (totfp) Gabar 3. Diagra alir perhitungan Burnup 4 JURNL ILMU FISIK (JIF), VOL 2 NO 1, MRET 2010

5 3. HSIL Paraeter Daya reaktor Jenis Bahan Bakar Jenis Pendingin Bahan Struktural Fraksi Volue Teras Bahan Bakar Struktur Pendingin Bahan Bakar Diperkaya Diaeter Pin Tebal Cladding Tabel 1. Spesifikasi disain Spesifikasi 150 MWt UN-PuN Pb-Bi B 4C + Stainles Steel 45% 15% 40% 12-17% 1,0 c 0,05 c (Suber : Fitriyani, 2006) Tabel 1 eperlihatkan spesifikasi disain yang diabil sebagai contoh untuk perhitungan pada kode koputasi ini. Sebagai validasi awal, untuk spesifikasi disain yang identik, hasil perhitungan difusi pada koputasi ini dibandingkan dengan hasil perhitungan difusi enggunakan progra FIITB-CHI untuk geoetri teras 3 diensi XYZ( Su ud, 1998). Hasil bencharking enunjukkan bahwa nilai ultiplikasi neutron (k eff) yang diperoleh dari kode koputasi ini bernilai saa dengan yang diperoleh dari progra pebanding. Dari hasil pengujian terhadap kode koputasi yang telah dikebangkan, untuk analisis burnup pada reaktor cepat ini diperoleh harga-harga perubahan densitas untuk asingasing nuklida pada teras, nilai burnup dan breeding ratio. Beberapa contoh perubahan densitas nuklida dapat ditapilkan sebagai berikut: Densitas (1e16 ato/c3) 300, , , , , ,000 Perubahan densitas U-238 dala 1 siklus Densitas (1e16 ato/c3) 2,500 2,000 1,500 1, Perubahan densitas U-235 dan U-236 dala 1 siklus U-235 U ,000 0 Gabar 4. Perubahan densitas Uraniu JURNL ILMU FISIK (JIF), VOL 2 NO 1, MRET

6 35,000 Perubahan plutoniu dala 1 siklus 3,000 Perubahan plutoniu dala 1 siklus Densitas (1e16 ato/c3) 30,000 25,000 20,000 15,000 10,000 5,000 0 Densitas (1e16 ato/c3) Pu-239 Pu-240 Densitas (1e16 ato/c3) 2,500 2,000 1,500 1,000 Gabar 5. Perubahan densitas Plutoniu Perubahan aerisiu dala 1 siklus 0 Pu-238 Pu-241 Pu Gabar 6. Perubahan densitas erisiu Gabar 4 enunjukkan perubahan densitas untuk Uraniu. Terlihat bahwa sebagai bahan bakar utaa reaktor, 235 U dan 238 U eiliki densitas yang tinggi pada awal operasi, naun selaa satu siklus operasi reaktor engalai penurunan. Penurunan ini disebabkan karena beberapa 238 U (bahan fertil) berubah enjadi bahan fisil ( 239 Pu) dengan enangkap neutron hasil fisi pada energi tertentu, hal ini enunjukkan bahwa reaktor cepat telah berhasil engkonversi bahan fertil enjadi bahan fisil. Gabar 5 enunjukkan perubahan densitas Plutoniu, terlihat bahwa densitas untuk hapir seua isotop plutoniu engalai kenaikan. Bahan fisil 239 Pu engalai penabahan yang cukup baik, dengan kenaikan bahan fisil ini eberikan jainan keberlangsungan operasi reaktor dala waktu yang cukup laa. Kenaikan pada 240 Pu disebabkan adanya tangkapan neutron dari 238 Pu dan 239 Pu, selain itu juga dikarenakan adanya peluruhan β dari 240 Np. Gabar 6 enunjukkan perubahan densitas erisiu. Seua isotop aerisiu engalai penabahan densitas yang disebabkan oleh adanya tangkapan neutron diikuti oleh peluruhan β. Dala analisis burnup, selain nilai perubahan densitas juga dapat ditinjau dari nilai burnup dan breeding ratio. Gabar 7 dan Gabar 8 enunjukkan nilai burnup dan breeding ratio pada disain sapel yang terjadi selaa satu siklus tertutup. Peningkatan nilai Burnup dala satu siklus enunjukkan bahwa fraksi ato berat dala bahan bakar yang berfisi seakin besar. Sedangkan nilai breeding ratio enurun seiring dengan waktu operasi reaktor, hal ini enunjukkan bahwa perbandingan bahan fisil yang diproduksi dengan bahan fisil yang usnah terus enerus berkurang dala suatu siklus. 6 JURNL ILMU FISIK (JIF), VOL 2 NO 1, MRET 2010

7 Gabar 7. Nilai burnup selaa 1 siklus tertutup Gabar 8. Nilai breeding ratio selaa 1 siklus 4. KESIMPULN Telah dapat dikebangkan suatu kode koputasi untuk enganalisis satu siklus burnup untuk geoetri teras 3 diensi pada reaktor pebiak cepat. Hasil analisis untuk contoh perhitungan tersebut dapat disipulkan beberapa hal sebagai berikut : 1. Melalui bencharking dengan hasil siulasi pada kode koputasi lain, hasil perhitungan difusi pada kode koputasi yang dibuat telah dapat divalidasi. 2. Sesuai dengan unjuk kerja pada reaktor cepat sebagai reaktor yang dapat erubah bahan fertil enjadi bahan fisil, Isotop bahan bakar 235 U dan 238 U engalai penurunan densitas karena sebagian bahan fertil tersebut diubah enjadi bahan fisil, dengan deikian isotop bahan bakar fisil 239 Pu engalai peningkatan. 3. Beberapa nuklida engalai kenaikan harga densitas selaa reaktor beroperasi, terutaa untuk nuklida 237 Np, 240 Pu, 241, dan 244 C. 4. Nilai burnup (B) untuk 1 siklus (4 kali iterasi) berkisar dari 1 % sapai dengan 4%. Nilai ini enyatakan kinerja reaktor cepat yang telah apu berfisi dengan baik. Secara teoritik suatu rancangan FBR eiliki nilai berkisar antara 1 % sapai 10%. Persentase nilai burnup engalai kenaikan di akhir siklus yang enunjukkan bahwa seakin banyak ato berat dala bahan bakar yang berfisi. 5. Nilai breeding ratio (BR) yang diperoleh lebih besar dari 1 (BR > 1), hal ini enunjukkan bahwa bahan fisil yang diproduksi lebih banyak daripada bahan fisil yang digunakan. JURNL ILMU FISIK (JIF), VOL 2 NO 1, MRET

8 DFTR PUSTK 1. risa, D., 2007, nalisis Pebiakan(Breeding) Pu239 pada Reaktor Pebiak Cepat Berpendingin Loga Cair (LMFBR) dengan Variasi Geoetri Teras dan Ukuran Teras Reaktor, Skripsi, Jurusan Fisika, UNND, Padang 2. Beiser,., 1987, Konsep Fisika Modern, Erlangga, Jakarta 3. Duderstadt, J.J. dan Hailton, L.J., 1976, Nuclear Reactor nalysis, Jhon Wiley & Sons, Inc., Kanada 4. Fitriyani, D., 2000, Karakteristik Burn-Up pada Disain Reaktor Cepat Berukuran sedang dengan Daur Ulang ktinida, Tesis Magister, Departeen Fisika, ITB, Bandung 5. Fitriyani, D., 2006, Studi Disain Reaktor Daya Nuklir Berbasis Kapal, Disertasi, Departeen Fisika, ITB, Bandung 6. Krane, K.S., 1988, Introductory Nuclear Physics, Jhon Wiley & Sons, Inc., Kanada 7. Sekioto, H. dan Udagawa, Y., 2006, Efects of Fuel and Coolant Teperatures and Neutron Fluence on CNDLE Burnup Calculation, Journal of NUCLER SCIENCE and TECHNOLOGY, Vol.43 No.2 8. Su ud, Z., 1998, FIITB-CHI : coputer Code for Nuclear Reactor Cell Hoogenization Calculation, Proccedings of Coputation in Nuclear Science & Technologi VII, Jakarta 9. Su ud, Z. dan Fitriyani, D., 2005, Design Study of Ship Based Nuclear Power Reactor (Core Geoetry Optiization), Indonesian Journal of Physics, Vol.16 No Su ud, Z. dan Sita, R., 2007, Design Study of Long Life Pb-Bi Cooled Reactors With Natural Uraniu as Fuel Cycle Input Using Radial Fuel Shuffling Strategy, Indonesia Journal of Physics, Vol.18 No Su ud, Z. dan Yulianti, Y., 2007, Developent of Three Diensional ccident nalysis Code for Pb-Bi Cooled Tank type Fast Reactors, International Conference on dvances in Nuclear Science and Engineering in Conjunction with LKSTN 12. Wahana, Koputer., 2003, Paduan Praktis Peograan Borland Delphi 7.0, ndi Yogyakarta, Searang 13. Waltar,.E. dan Reynolds,.B., 1981, Fast Breeder Reactor, Pergaon Press, New York 14. World Nuclear ssociation (WN), 2009, The Nuclear Fuel Cycle, (diakses : 14 Deseber 2009) 8 JURNL ILMU FISIK (JIF), VOL 2 NO 1, MRET 2010