Studi Fleksibilitas dan Posibilitas Daur Bahan Bakar Reaktor Temperatur Tinggi (HTR)

Transkripsi

1 Studi Fleksibilitas dan Posibilitas Daur Bahan Bakar Reaktor Temperatur Tinggi (HTR) Hery Adrial dan Zuhair Abstrak: Dewasa ini sejumlah institusi riset di dunia sedang mengembangkan teknologi reaktor temperatur tinggi (HTR) melalui berbagai program seperti PUMA, RAPHAEL, ANTARES, dll. Tujuan dari program ini adalah untuk mengembangkan HTR versi demontrasi dan komersial. HTR merupakan reaktor berpendingin gas temperatur tinggi, bermoderator grafit dengan spektrum neutron termal dan temperatur outlet teras hingga o C. Fasilitas energi ini dapat mencapai efisiensi termodinamika yang cukup tinggi (~80%) dengan kapabilitas generasi listrik dan produksi hidrogen. Makalah ini membahas fleksibilitas dan posibilitas daur bahan bakar HTR yang meliputi serangkaian daur bahan bakar komprehensif. Dikategorikan ke dalam 4 kelompok, yaitu daur bahan bakar uranium pengkayaan rendah (LEU), daur bahan bakar MOX, daur bahan bakar hanya plutonium dan daur bahan bakar berbasis thorium, daur bahan bakar HTR dievaluasi secara sistematis. Makalah ini juga mendiskusikan pertimbangan pemilihan daur bahan bakar untuk sejumlah HTR yang telah dioperasikan seperti AVR dan THTR Jerman, Peach Bottom dan Fort Saint Vrain USA, DRAGON Inggris, dll., dan yang sedang dalam proses desain seperti HTR AREVA Perancis, PBMR Afrika Selatan, dll. Hasil diskusi menyimpulkan bahwa daur LEU layak dipilih sebagai daur referensi untuk proyek HTR masa kini dan masa yang akan datang. Kata Kunci: fleksibilitas, posibilitas, daur bahan bakar, HTR PENDAHULUAN Dewasa ini sejumlah institusi riset di dunia sedang mengembangkan teknologi reaktor temperatur tinggi (hight temperature reactor, HTR) melalui berbagai program seperti PUMA [1], RAPHAEL [2], ANTARES [3], dan lain-lain. Tujuan dari program ini adalah untuk mengembangkan HTR versi demontrasi dan komersial. HTR merupakan reaktor berpendingin gas temperatur tinggi, bermoderator grafit dengan spektrum neutron termal dan temperatur outlet teras hingga o C. Fasilitas energi ini dapat mencapai efisiensi termodinamika yang cukup tinggi (~80%) dengan kapabilitas generasi listrik dan produksi hidrogen. Sejarah HTR dimulai pada awal dekade usia nuklir di dunia. Pada tahun 1945, desain HTR diusulkan di USA oleh Farrington Daniels. Kemudian pada tahun 1950, serangkaian studi HTR telah dimulai di berbagai negara, khususnya di Inggris, USA dan Jerman. Ketiga negara ini menyelesaikan konstruksi tiga HTR prototipe, yaitu DRAGON [4] di Inggris, Peach Bottom [5] di USA dan AVR [6] di Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN, Kawasan Puspiptek, Gedung No. 80, Serpong, Tangerang 15310, Tel. (021) , Fax. (021) , heryadrial@yahoo.co.id 11

2 12 Jurnal Fisika FLUX, Vol. 9, No. 1, Pebruari 2012 (11 20) Jerman. Invensi partikel berlapis (coated particles) dengan kualitas yang luar biasa dari resistansi dan retensi produk fisi kemudian menjadi inovasi fundamental dalam bidang teknologi bahan bakar HTR. Karena keselamatannya yang intrinsik, dewasa ini HTR merupakan salah satu konsep reaktor Generasi IV [7] yang paling menjanjikan. HTR dikarakterisasi oleh teras keramik penuh dan pendingin helium (atau karbon dioksida) yang secara neutronik tidak aktif dan tidak korosif. Karena karakteristik ini HTR dapat dioperasikan pada temperatur yang tinggi dan sangat tinggi. Beberapa karakteristik fundamental yang dimilikinya membedakan HTR dari tipe reaktor lainnya. Teras HTR juga memiliki ekonomi neutron yang lebih baik dibandingkan reaktor air ringan (light water reactor, LWR) dan bahan bakar yang dapat mencapai burn up sangat tinggi. HTR dapat mengakomodasi berbagai bahan bakar secara luas dalam daur bahan bakarnya tanpa modifikasi desain teras yang signifikan. Makalah ini membahas fleksibilitas dan posibilitas daur bahan bakar HTR yang meliputi serangkaian daur bahan bakar komprehensif. Dikategorikan ke dalam 4 kelompok, yaitu daur bahan bakar uranium pengkayaan rendah (LEU), daur bahan bakar MOX, daur bahan bakar hanya plutonium dan daur bahan bakar berbasis thorium, daur bahan bakar HTR dievaluasi secara sistematis. Makalah ini juga mendiskusikan pertimbangan pemilihan daur bahan bakar untuk sejumlah HTR yang telah dioperasikan seperti AVR dan THTR [8] Jerman, Peach Bottom dan Fort Saint Vrain [9] USA, DRAGON Inggris, dll., dan yang sedang dalam proses desain seperti HTR AREVA [3] Perancis, PBMR [10] Afrika Selatan, dll. FLEKSIBILITAS DAUR BAHAN BAKAR HTR Kelebihan yang membuat HTR secara khusus membedakannya dari tipe reaktor lainnya berasal dari partikel bahan bakar TRISO yang melekat dalam matriks grafit. Skema geometrik bahan bakar HTR dilukiskan dalam Gambar 1. Gambar 1(a) memperlihatkan blok bahan bakar berisi batang bahan bakar yang terdiri atas partikel TRISO dalam matriks grafit. Gambar 1(b) menunjukkan bola berisi bahan bakar berlapis TRISO dalam zona bahan bakar matriks grafit yang dikelilingi berdiameter 0,5 cm. shell grafit

3 Adrial, H. dan Zuhair, Studi Fleksibilitas dan Posibilitas (a) Bahan bakar tipe prismatik (b) Bahan bakar tipe pebble Gambar 1. Skema geometrik bahan bakar HTR. Karena susunan yang unik dari bahan bakar, moderator dan pendingin, HTR dapat mengakomodasi berbagai campuran material fisil dan fertil tanpa modifikasi yang signifikan pada desain teras reaktor. Fleksibilitas ini secara utama disebabkan oleh ketidaktergantungan teras dari parameterparameter yang menentukan geometri pendingin dan oleh parameterparameter fundamental teras yang mengkarakterisasi optimasi neutronik, seperti rasio moderasi dan distribusi nuklida berat. Dalam HTR, modifikasi fraksi packing dari partikel berlapis TRISO dalam matriks grafik dapat dilakukan tanpa mengubah dimensi dasar elemen

4 14 Jurnal Fisika FLUX, Vol. 9, No. 1, Pebruari 2012 (11 20) bakar. Mengubah ukuran kernel partikel atau proporsi relatif dari berbagai tipe partikel yang berisi material berbeda, dapat juga dikerjakan dalam HTR dan oleh karena itu banyak pilihan untuk mengoptimasi teras HTR yang memfasilitasi pencapaian tujuan manajemen bahan bakar. Fleksibilitas HTR dalam distribusi dan konsentrasi material fisil dan fertil menentukan dua parameter kunci neutronik, yaitu rasio moderasi dan self-shelding. Alasan fisika lain menyokong adaptabilitas daur bahan bakar HTR dibandingkan reaktor menggunakan moderator zat cair, seperti LWR. Salah satu diantaranya adalah koefisien void moderator yang membatasi kandungan plutonium dalam reaktor air tekan (pressurizer water reactor, PWR) berbahan bakar mixed-oxide (MOX). Batasan ini tidak menjadi penghalang dalam reaktor bermoderator grafit. Teras HTR juga dikenal memiliki ekonomi neutron yang lebih baik secara signifikan dibandingkan teras PWR karena terdapat banyaknya tangkapan parasitik yang lebih sedikit dalam moderator. Tampang lintang tangkapan grafit 100 kali lebih kecil daripada air. Dalam struktur internal teras tidak terdapat material logam yang menangkap neutron. Spektrum yang lebih keras dan produk fisi memiliki tendensi menangkap neutron lebih banyak seperti proses termalisasi neutron. Karena karakteristik performansinya, partikel bahan bakar TRISO dapat mencapai burn-up yang sangat tinggi hingga beberapa ratus GWd/tHM. POSIBILITAS DAUR BAHAN BAKAR HTR Posibilitas daur bahan bakar HTR meliputi serangkaian daur bahan bakar komprehensif yang mempertimbangkan seluruh kombinasi material fisil U 235, U 233 atau plutonium) dan fertil (U 238 atau Th 232 ). Dikategorikan ke dalam 4 kelompok, yaitu daur bahan bakar uranium pengkayaan rendah (LEU), daur bahan bakar MOX, daur bahan bakar hanya plutonium dan daur bahan bakar berbasis thorium, daur bahan bakar HTR dievaluasi secara sistematis. Daur Uranium Pengkayaan Rendah (LEU) Daur LEU diaplikasikan dalam HTR untuk membedakannya dari daur uranium pengkayaan tinggi (highlyenriched uranium, HEU). Daur ini secara aktual menggunakan uranium dengan pengkayaan minimum 15 16%, setelah di dekade awal hanya 5-6%. Pengkayaan ini termasuk level

5 Adrial, H. dan Zuhair, Studi Fleksibilitas dan Posibilitas pengkayaan tinggi dibandingkan reaktor termal lainnya. Daur LEU menyebabkan tangkapan resonansi oleh nuklida fertil (dalam kasus ini, nuklida U 238 ) menjadi tinggi. Tangkapan ini lebih jauh ditingkatkan oleh kondisi dimoderasinya teras HTR. Ketika isotop yang menunjukkan resonansi absorpsi (tangkapan atau fisi) dikonsentrasikan dalam medium yang diberikan, fluks neutron ditekan dalam ruang dan energi pada level resonansi, yang konsekuensinya mereduksi laju absorpsi efektif dari resonansi. Secara alamiah hal sebaliknya terjadi ketika isotop yang didilusi makin bertambah. Daur LEU telah dipelajari di USA, Jerman, Inggris dan Perancis selama tahun 1960-an dan 1970-an. Perancis akhirnya telah memilih daur ini sebagai daur referensi pada tahun 1979 dan Jerman pada tahun 1980-an. Dewasa ini seluruh proyek HTR komersial didasarkan pada daur bahan bakar ini dengan pengecualian, proyek yang dikembangkan USA-Rusia yang secara spesifik didedikasikan untuk konsumsi plutonium tingkat senjata. Daur Mixed Oxide (MOX) Seperti dalam PWR, pemanfaatan bahan bakar campuran plutonium/uranium susut kadar dapat juga dilakukan di HTR. Bentuk campuran ini adalah mixed oxide (MOX) tetapi dalam senyawa yang berbeda seperti karbida atau bahkan nitrida yang juga sedang dipertimbangkan. Dalam prakteknya, untuk alasan strategik dan historik dimana MOX dikembangkan setelah penghentian program HTR awal, daur ini tidak pernah benar-benar dipelajari untuk HTR. Tetapi beberapa institusi riset nuklir mengerjakan studi neutronik yang berhubungan dengan penyelidikan untuk suatu penemuan baru sekitar 10 tahun yang lalu. Daur Hanya Plutonium Sebagai bagian dari pencarian solusi yang memungkinkan mengendalikan plutonium, upaya saat ini difokuskan pada memaksimumkan konsumsi plutonium. Studi [11] yang sedang dilakukan bekerja sama dengan CEA adalah mengkaji kelayakan dan performansi teras plutonium yang tidak mengandung material fertil sama sekali. Solusi dari teras hanya plutonium merupakan kasus unik HTR dan sedang diinvestigasi di USA dan Rusia sebagai bagian dari program untuk menguji

6 16 Jurnal Fisika FLUX, Vol. 9, No. 1, Pebruari 2012 (11 20) konsumsi plutonium tingkat senjata yang berlebih. Daur Berbasis Thorium Thorium adalah material fertil yang sumber dayanya di dunia melebihi sumber daya uranium. Daur berbasis thorium diklasifikasikan ke dalam tiga daur bahan bakar, yaitu daur HEU/Thorium, daur MEU/Thorium dan daur Thorium/Plutonium. Daur Uranium Pengkayaan Tinggi (HEU)/Thorium Daur ini bisa berupa daur dengan atau tanpa daur ulang U 233. Thorium menggenerasi uranium-233, yang sejauh ini merupakan isotop fisil terbaik untuk reaktor spektrum termal. Secara tipikal, dalam spektrum termal seperti HTR (dan juga PWR), faktor reproduksi neutron η untuk U 233 yang besarnya 2,29, lebih tinggi daripada yang dimiliki U 235 sebesar 2,05 dan Pu 239 sebesar 1,80. Besaran η dikenal dengan definisi jumlah rerata neutron yang diproduksi setiap neutron yang diabsorpsi dalam isotop fisil. Nilai η yang tinggi ini menyebabkan pembiakan (breeding) secara teoretik memungkinkan dalam reaktor termal menggunakan uranium Daur ini telah didemonstrasikan secara eksperimental di reaktor Shippingport, USA pada awal tahun 1970-an. Kelebihan utama daur HEU/Th adalah konsumsi uranium alam sangat berkurang ketika dioperasikan dalam daur tertutup. Daur thorium cocok digunakan dalam HTR karena secara potensial dapat mencapai faktor konversi yang sangat tinggi. Karena alasan inilah, daur HEU telah dipertimbangkan sebagai daur referensi dalam pengembangan HTR awal di USA dan Jerman. Empat reaktor daya HTR prototipe yang dioperasikan di Jerman, yakni AVR dan THTR, serta di USA, yakni Peach Bottom dan Fort Saint Vrain, memanfaatkan daur bahan bakar ini. Daur Medium-Enriched Uranium (MEU)/Thorium Studi daur MEU/Th dimulai di USA akhir tahun 1970-an sebagai hasil dari kebijakan non proliferasi yang diinisiasi oleh Presiden Carter. Pada saat itu, tujuannya adalah untuk menginvestigasi kapasitas daur bahan bakar yang meminimumkan resiko proliferasi berkaitan dengan pemanfaatan material fisil untuk pembuatan senjata nuklir. Daur HEU untuk HTR telah dipertimbangkan menjadi proliferasi yang tinggi karena telah mengubah level

7 Adrial, H. dan Zuhair, Studi Fleksibilitas dan Posibilitas pengkayaan uranium tidak lebih dari 20% U 235 (atau 12% U 233 ) dengan kuantitas thorium tertentu yang dapat digunakan. Daur Thorium-Plutonium (Th/Pu) Ide untuk memanfaatkan plutonium hanya sebagai material fisil dalam HEU dengan Th-232 sebagai material fertil telah dipertimbangkan dalam studi di Inggris pada awal tahun 1960-an sebagai bagian dari proyek DRAGON [12]. General Atomic melanjutkan studi ini di USA tahun 1968 dalam program bersama dengan Edison Electric Institute yang memasukkan elemen bakar plutonium uji dalam HTR Peach Bottom. Dari sudut fisika, karena resonansi tangkapan beberapa isotop plutonium sangat besar pada energi rendah, reaktivitas dan evaluasi plutonium dari isotop fisil dan fertilnya sangat bergantung baik pada konsentrasi awal plutonium maupun distribusi geometriknya dalam bahan bakar (efek self shielding). Karena itu bahan bakar HTR memiliki fleksibilitas menentukan margin atau batas yang dapat dipertimbangkan dalam pembuatan desain untuk mengoptimasi karakteristik daur bahan bakar Th/Pu. DISKUSI Dari uraian singkat fleksibilitas dan posibilitas, dapat didiskusikan kelebihan dan kekurangan berbagai daur bahan bakar HTR: Dewasa ini daya saing daur HEU diragukan khususnya karena ketidakpastian berkenaan dengan estimasi biaya daur selain karena pasar untuk material ini secara praktis tidak ada. Rintangan teknis utamanya adalah daur ulang U 233 karena meningkatnya aktivitas gamma secara signifikan, yang dipancarkan oleh beberapa keluarga uranium-232 (umur paro 7 tahun) seperti uranium-233. Ini berarti secara praktis bahan bakar ini harus difabrikasi ulang dalam sel yang diberi perisai (shielding). Secara teknis fabrikasi ini layak dikerjakan tetapi upaya riset dan pengembangannya sangat bergantung pada implementasi dalam sebuah skala industri yang dapat memberikan keuntungan. Bagaimanapun, karena manfaat potensialnya, daur ini ragu untuk dipasarkan di iklim dewasa ini yang boleh menggunakan uranium pengkayaan tinggi namun dengan problema proliferasi. Daur MEU menyulitkan manajemen nuklida berat karena seluruh isotop rantai thorium dibawa bersama isotop rantai uranium sehingga tidak memunculkan penawaran dengan kelebihan yang signifikan dibandingkan daur bahan bakar lainnya.

8 18 Jurnal Fisika FLUX, Vol. 9, No. 1, Pebruari 2012 (11 20) Daur Th/Pu menjadi pusat perhatian dalam periode transisi untuk pemanfaatan penuh daur bahan bakar thorium. Plutonium dari cadangan yang tersedia atau dari pemrosesan ulang bahan bakar LWR dapat digunakan sebagai material fisil untuk memulai daur thorium tertutup. Daur ini dipertimbangkan oleh AREVA hanya sebagai opsi jangka panjang yang mungkin dilakukan. Teras HTR yang dioperasikan dengan daur Th/Pu diprediksi memiliki karakteristik atraktif seperti distribusi lebih uniform yang meningkatkan temperatur outlet, penambahan densitas daya rerata, penurunan kendali reaktivitas, dll. Daur bahan bakar hanya plutonium membutuhkan program riset dan pengembangan yang ekstensif untuk mengkualifikasikan kapasitas bahan bakar yang mencapai level burnup GWd/tHM, walaupun sebenarnya bahan bakar eksperimental telah diuji pada level burn-up seperti itu dalam reaktor (sebagai contoh reaktor DRAGON) di waktu yang lampau. Biaya dan lama waktu yang dimasukkan dalam pengembangan bahan bakar plutonium untuk HTR tidak untuk mempertimbangkan solusi sebagai sebuah cara membakar (burning) plutonium tingkat senjata. Analisis neutronik yang berkaitan dengan kesulitan yang dapat muncul secara potensial dalam teras hanya plutonium juga mendapat perhatian khusus. Studi yang tengah dikerjakan di CEA untuk teras HTR prismatik yang mengilustrasikan daur bahan bakar hanya plutonium menemui keprihatian perubahan reaktivitas koefisien temperatur moderator yang positif, fraksi neutron kasip yang rendah, panas residu yang meningkat, dll. Karena itu daur ini sedang tidak dipertimbangkan oleh AREVA [13] untuk proyek HTR-nya. Daur bahan bakar MOX yang dikaji oleh CEA memperlihatkan bahwa daur ini menunjukkan kelakuan menyerupai daur bahan bakar MOX dalam LWR, bahkan HTR menawarkan fleksibilitas untuk optimasi yang lebih baik. Dalam mengkonsumsi plutonium, daur MOX untuk HTR tidak menawarkan kelebihan yang signifikan dibandingkan daur hanya plutonium dan karena itu banyak institusi riset tidak mempertimbangkan daur ini untuk HTR. Daur bahan bakar LEU muncul sebagai daur yang paling khusus untuk HTR demonstrasi dan komersial saat ini. Daur ini telah digunakan dalam HTR yang sedang beroperasi saat ini seperti HTTR [14] Jepang dan HTR- 10 [15] China dan akan dimanfaatkan dalam HTR yang sedang dalam proses

9 Adrial, H. dan Zuhair, Studi Fleksibilitas dan Posibilitas desain seperti HTR AREVA Perancis, PBMR Afrika Selatan, GT-MHR [16] USA-Rusia, dll. Kelebihan utamanya adalah penggunaan bahan bakar uranium oksida memiliki pengalaman komersial yang sangat banyak di hampir seluruh reaktor daya yang beroperasi di dunia. KESIMPULAN Studi fleksibilitas dan posibilitas daur bahan bakar HTR yang meliputi serangkaian daur bahan bakar komprehensif telah dilakukan. Ke-4 kelompok daur bahan bakar HTR, yaitu daur bahan bakar uranium pengkayaan rendah (LEU), daur bahan bakar MOX, daur bahan bakar hanya plutonium dan daur bahan bakar berbasis thorium, telah dievaluasi secara sistematis. Pertimbangan pemilihan daur bahan bakar untuk sejumlah HTR yang telah dioperasikan seperti AVR dan THTR Jerman, Peach Bottom dan Fort Saint Vrain USA, DRAGON Inggris, dll., dan yang sedang dalam proses desain seperti HTR AREVA Perancis, PBMR Afrika Selatan, dll., juga telah didiskusikan. Hasil diskusi menyimpulkan bahwa daur LEU layak dipilih sebagai daur referensi untuk proyek HTR masa kini dan masa yang akan datang. DAFTAR PUSTAKA [1]. J.C. Kuijper, PUMA Plutonium and Minor Actinides Management in Thermal High-Temperature Reactors, Proceedings of the International Congress on Advances in Nuclear Power Plants, Nice France, May 13-18, [2]. V. Basini, et al., High- Temperature Reactor Fuel Technology in RAPHAEL European Project, Proccedins of the 4-th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR2008), Washington, D.C., USA, September 28 October 1, 2008 [3]. ANTARES, The AREVA HTR- VHTR Design ( [4]. C.A. RENNIE, Achievements of the DRAGON Project, Annals of Nuclear Energy, 5(305): 8-10, 1978 [5]. J.L. EVERETT and E. KOHLER, Peach Bottom Unit No. 1: A High- Performance Helium-Cooled Nucl;ear Power Plant, Annals of Nuclear Energy, 5(321), 1978 [6]. R. BAEUMER, et al., AVR: Experimental High Temperature Reactor; 21 Years of Successful Operation for a Future Energy Technology, Association of German Engineers (VDI), The Society for Energy Technologies, VDI-Verlag GmbH, Duesseldorf, 1990 [7]. A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems, US DOE Nuclear Energy and the Generation IV International Forum (GIF), December 2002

10 20 Jurnal Fisika FLUX, Vol. 9, No. 1, Pebruari 2012 (11 20) [8]. Das 300 MW Thorium- Hochtemperatur-Kernkraftwerk THTR, Atomwirtschaft, May 1971 [9]. G. MELESSE and R. KATZ, Thermal and Flow Design of Helium-Cooled Reactors, American Nuclear Society, 1984 [10]. OECD, PBMR Coupled Neutronics/Thermal Hydraulics Transient Benchmark the PBMR-400 Core Design Benchmark Description, Technical Report Draft-V03, Nuclear Energy Agency, September 2005 [11]. B. BONIN, D. GRENECHE, Prospective Studies of HTR Fuel Cycles Involving Plutonium, International Conference HTR- 2002, April 2002 [12]. Plutonium in High Temperature Reactors, DRAGON Project Report 899, 1974 [13]. D. GRENECHE, HTR Fuel Cycles: A Comprehensive Outlook of Past Experience and an Analysis of Future Options, ICAPP Conference, 2003 [14]. Toshiyuki TANAKA, Osamu BABA, Shusaku SHIOZAWA, Minoru OKUBO and Toshiaki TABIOKA, Present Status of HTTR Construction and Its Testing Program, Proceedings of the Third JAERI Seminar on HTGR Technology, Tokai, Japan, November 7-8, 1994 [15]. The Final Safety Analysis Report for HTR-10, Institute of Nuclear Energy of Tsinghua University (INET), 2000 [16]. General Atomics, GT-MHR Conceptual Design Description Report, GA/NRC , August 2002