PENGARUH GEOMETRI TERAS TERHADAP KINERJA NEUTRONIK PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT DENGAN SIKLUS BAHAN BAKAR TERTUTUP

Transkripsi

1 PEGARUH GEOMETRI TERAS TERHADAP KIERJA EUTROIK PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT DEGA SIKLUS BAHA BAKAR TERTUTUP Dian Fitriyani dan Anton Basri Jurusan Fisika Universitas Andalas Kapus Liau Manis UAD Padang ABSTRAK Telah dilakukan penelitian tentang pengaruh geoetri teras terhadap kinerja neutronik pada reaktor pebiak cepat dengan siklus bahan bakar tertutup. Penelitian dilakukan elalui siulasi koputasi dengan evariasikan geoetri teras untuk reaktor pebiak cepat berpendingin loga cair (Pb-Bi) dengan bahan bakar U-Pu (itrida) yang beroperasi selaa 20 tahun. Analisis dilakukan terhadap hasil pengaatan perubahan harga faktor ultiplikasi neutron (k eff), perubahan nilai Burnup, perubahan nilai Breeding Ratio, dan perubahan densitas bahan fertil dan fisil di dala teras reaktor. Dari keseluruhan odel teras reaktor yang diaati, odel G5 (Z>>X) eberikan hasil yang terbaik dengan epertahankan harga k eff dala batas toleransi reaktifitas ($) ± 0,05 selaa 13 tahun. ilai breeding ratio (BR) untuk seluruh odel teras asih dala rentang yang diharapkan (BR>1), naun nilai BR paling baik diberikan oleh odel teras G1 (Z<<X). ilai burnup untuk keseluruhan odel eningkat seiring dengan banyaknya nuklida yang berfisi di dala teras reaktor dan yang paling baik diberikan oleh odel teras G1. Beberapa nuklida baru hasil transutasi bahan bakar uncul di dala teras reaktor, contohnya 241 A. Kata Kunci : transutasi, reaktor pebiak cepat, siklus bahan bakar tertutup, geoetri teras, breeding ratio, burnup 1. PEDAHULUA Uraniu ala engandung sekitar 0,72% 235 U yang disebut bahan fisil yaitu bahan yang udah berfisi dan 99,28% 238 U yang erupakan bahan fertil, yaitu bahan yang berpotensi untuk dapat diubah enjadi bahan fisil. Bahan bakar utaa dari suatu reaktor enggunakan bahan fisil, tetapi berlipahnya julah bahan fertil dala uraniu ala diharapkan dapat dianfaatkan untuk engatasi krisis energi sehingga eberikan solusi terhadap ketersediaan energi jangka panjang dengan eanfaatkannya dala reaktor. Telah dikebangkan suatu jenis reaktor cepat yaitu reaktor yang dapat engubah bahan fertil enjadi bahan fisil dengan eanfaatkan neutron berenergi tinggi. Telah diketahui bahwa elalui tangkapan neutron pada energi sekitar 1 MeV, 238 U dapat diubah enjadi bahan fisil, 239 Pu. (Waltar, 1981) Jika suatu reaktor cepat dapat eproduksi bahan fisil yang lebih banyak daripada bahan fisil yang digunakan, reaktor ini disebut reaktor pebiak cepat (Fast Breeder Reactor). Pebangkitan energi yang cukup besar pada FBR ini disertai dengan eningkatnya produksi unsur-unsur aktinida sebagai libah bahan bakar yang bersifat radioaktif. Untuk engatasi julah aktinida yang dihasilkan oleh reaktor dapat dilakukan dengan siklus bahan bakar tertutup, yaitu dengan endaur ulang unsur-unsur aktinida tersebut sehingga dapat dianfaatkan kebali sebagai bahan bakar. Perhitungan Burnup erupakan salah satu perhitungan standar untuk enganalisis bahan bakar reaktor, dari perhitungan ini keadaan siklus bahan bakar dan kaitannya dengan reaktifitas teras selaa reaktor beroperasi dapat dipantau. Dengan deikian, pola peakaian bahan bakar dan syarat-syarat operasional reaktor dapat diperkirakan seperti JURAL ILMU FISIKA (JIF), VOL 2 O 2, SEPTEMBER

2 geoetri teras, laanya reaktor dapat beroperasi tanpa pengisian ulang bahan bakar (refueling) dan perubahan densitas unsur-unsur aktinida selaa operasi. Pada penelitian ini dilakukan analisis pengaruh geoetri teras terhadap kinerja neutronik pada reaktor pebiak cepat dengan siklus bahan bakar tertutup (closed fuel cycle) yang dapat secara otoatis endaur-ulang bahan radioaktif (unsur-unsur aktinida) untuk dianfaatkan kebali sebagai bahan bakar oleh reaktor tersebut. Optiasi disain dilakukan dengan evariasikan ukuran teras reaktor pada interval waktu refuelling tertentu. Dari penelitian ini diharapkan diperoleh suatu disain reaktor pebiak cepat yang eiliki efisiensi bahan bakar optial dan dapat beroperasi dala waktu yang laa (long life) tanpa refuelling. Perhitungan diawali dengan penentuan faktor ultiplikasi neutron, distribusi fluks neutron dan distribusi daya yang didapatkan dari penyelesaian persaaan difusi neutron secara nuerik. Hasil penyelesaian persaaan ini digunakan untuk analisis penyusutan bahan bakar (analisis burnup). Selaa reaktor beroperasi akan dilakukan pengaatan terhadap perubahan nilai faktor ultiplikasi neutron (k eff), perubahan nilai densitas aktinida, perubahan nilai burnup dan perubahan nilai breeding ratio. 2. METODE Siulasi koputasi untuk engetahui pengaruh geoetri teras terhadap kinerja neutronik reaktor dilakukan pada desain reaktor reaktor pebiak cepat berukuran ediu dengan spesifikasi disain seperti terlihat pada Tabel 1. Tabel 1. Spesifikasi disain reaktor Paraeter Spesifikasi Daya reaktor 150 MWth Jenis bahan pendingin Pb-Bi Bahan struktur B 4C + Stainless steel Jenis bahan bakar U-Pu Pengayaan bahan pendingin 44,5 % Pb 55,5 % Bi bahan bakar 45% Fraksi volue bahan struktur 15% teras bahan pendingin 40% Fraksi Enrichent 12% - 17% Diaeter Pin bahan bakar 1c 10 c Siklus burnup 20 tahun Seluruh perhitungan dilakukan untuk geoetri teras tiga diensi (XYZ) dan untuk eperoleh pendekatan dan penyesuaian terhadap odel teoritik aka dilakukan dikritisasi ruang dala pebagian teras. Teras dala arah X, Y, dan Z dibagi dala beberapa daerah dengan variasi lebar dan setiap daerah dibagi lagi enjadi beberapa esh. Seluruh perhitungan dilakukan untuk setiap esh. Pebagian teras dala beberapa daerah ini dperlukan untuk eudahkan pengaturan koposisi dan fraksi bahan bakar, pengayaan aupun bahan pendingin di teras sehingga optiasi disain untuk eperoleh harga faktor ultiplikasi yang diinginkan enjadi lebih cepat tercapai. Di dala setiap daerah diletakkan beberapa kelopok bahan atau grup penyusun teras reaktor yang terdiri dari bahan bakar. bahan pendingin (coolant), dan bahan struktur. Blanket (bagian teras yang berisi bahan fertil) ditepatkan di sekeliling teras dan fraksi pengayaan bahan bakar (bahan fisil) untuk setiap kelopok aterial diatur sedeikian rupa sehingga reaktor berada dala keadaan kritis pada tahun pertaa operasi (faktor ultiplikasi, k eff ~1.00). Untuk setiap odel geoetri teras reaktor, julah esh dan 86 JURAL ILMU FISIKA (JIF), VOL 2 O 2, SEPTEMBER 2010

3 ukuran daerah pada teras reaktor diatur sedeikian rupa dengan epertahankan volue teras reaktor agar tetap seraga. Variasi odel geoetri teras diperlihatkan pada Tabel 2. Tabel 2. Variasi odel geoetri teras Model Teras X (c) Y (c) Z (c) Z/X Definisi G ,52 Z << X G ,71 Z < X G Z = X G ,14 Z > X G ,4 Z >> X Dari hasil keluaran progra keudian dilakukan peantauan terhadap perubahan k eff, perubahan densitas nuklida, nilai Breeding Ratio dan nilai burnup di dala teras reaktor selaa 20 tahun operasi. Perhitungan ini diulangi untuk seua geoetri teras reaktor G1 hingga G5. Harga faktor ultiplikasi neutron (k eff) diperoleh elalui serangkaian perhitungan difusi ultigrup. Secara nuerik untuk endapatkan harga k eff yang diinginkan adalah dengan eilih salah satu ukuran, konfigurasi dan koposisi teras tertentu. Pada tahun pertaa operasi teras reaktor diatur agar berada dala kondisi kritis yang ditandai dengan harga k eff saa dengan satu. Kondisi kritis ini dapat dicapai dengan elakukan pengaturan pada fraksi pengayaan bahan bakar di tiap bagian teras. Selanjutnya dilakukan perhitungan burnup secara nuerik. Perhitungan burnup dilakukan untuk 28 inti berat yang dihasilkan dari konversi 234 U sapai 249 C. Secara uu persaaan burnup untuk tiap aterial adalah : diana, i λ i a,t S,t d dt i i a, t i = densitas ato inti ke-i = konstanta peluruhan s, t = penapang lintang reaksi absorpsi ikroskopik = fluks neutron = kecepatan produksi inti ke-i dari inti ke- ilai fluks dari solusi persaaan difusi digunakan untuk perhitungan perubahan densitas tiap atoik secara nuerik untuk setiap interval noralisasi fluks (90 hari). Peantauan dilakukan setiap 1 tahun selaa operasi, isalnya untuk perubahan densitas 235 U adalah sebagai berikut: Perubahan densitas 235 U (nuklida no.2) dipengaruhi oleh pengurangan densitas karena tangkapan neutron oleh 236 U 1 n 235 U 236 U dan penabahan densitas karena reaksi tangkapan neutron dari 234 U (nuklida no.1) 1 n 234 U 235 U Secara nuerik perubahan densitas 235 U dapat dinyatakan JURAL ILMU FISIKA (JIF), VOL 2 O 2, SEPTEMBER

4 j 1 j j j a2. dt 1 c1 j 1 j j j a2. dt 1 c1 ilai Burnup dapat dinyatakan dala persentase (%) dengan satuan MWd/kg atau MWd/ton. Persaaan burnup dala persentase dapat dinyatakan dala B( ato%) 100 f,0 t Persaaan ini dihitung untuk seua ato berat dengan.0 adalah densitas pada saat t = 0. ilai burnup ideal yang diharapkan berkisar antara 1% sapai 10%. 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 didala suatu siklus bahan bakar. bahan fisil yang dihasilkan dapat dinyatakan dala persaaan: FP = FD + FEOC FBOC sehingga dapat dituliskan : BR 1 diana : BR FP FD FEOC FBOC FD = Breeding ratio. dt. dt = Bahan fisil yang diproduksi dala satu siklus = Bahan fisil yang usnah dala satu siklus FEOC = Bahan fisil dala teras dan blanket pada awal siklus FBOC = Bahan fisil dala teras dan blanket pada akhir siklus. Dari persaaan tersebut napak bahwa suatu reaktor pebiak cepat akan berprilaku baik bila nilai breeding ratio lebih besar dari 1, artinya selaa dioperasikan reaktor tersebut enghasilkan bahan fisil yang terus bertabah (FEOC>FBOC) dan berarti pula bahwa peanfaatan bahan bakar di teras reaktor seakin efisien. 3. HASIL DA DISKUSI ilai densitas awal diperlukan untuk engetahui perubahan densitas nuklida untuk setiap iterasi burnup (1 tahun) yang dilakukan sehingga transutasi nuklida-nuklida bahan bakar dapat dipantau. Hasil perhitungan densitas awal enunjukkan bahwa pada saat reaktor ulai beroperasi hanya terdapat beberapa nuklida di dala teras yaitu nuklidanuklida dari bahan bakar reaktor yang terdiri dari 235 U, 238 U, 238 Pu, 239 Pu, 240 Pu, 241 Pu dan 242 Pu dengan koposisi tertentu. Bahan fertil 238 U yaitu bahan yang berpotensi untuk dapat diubah enjadi bahan fisil elalui proses tangkapan neutron pada energi 1 MeV atau lebih. Sedangkan 239 Pu adalah bahan fisil, yaitu bahan yang udah untuk berfisi. Melalui tangkapan neutron, 238 U berubah enjadi 239 Pu sehingga enyebabkan julah 88 JURAL ILMU FISIKA (JIF), VOL 2 O 2, SEPTEMBER 2010

5 238 U di dala teras reaktor berkurang dan julah 239 Pu bertabah, disebabkan karena perubahan bahan fertil enjadi bahan fisil. Perubahan densitas 238 U dan 239 Pu selaa satu siklus diperlihatkan oleh Gabar 1 dan Gabar 2. Gabar 1. Perubahan densitas 238 U Model teras G1 eberikan kenaikan densitas 239 Pu paling cepat dibandingkan odel lainnya, disebabkan oleh banyaknya interaksi neutron dengan bahan fertil lebih banyak karena bentuk teras yang pipih, diana reflektor berjarak lebih jauh dari pusat teras. Gabar 3 dan Gabar 4 eperlihatkan nilai faktor ultiplikasi neutron dan nilai breeding ratio selaa 20 tahun operasi reaktor untuk seua odel yang dipantau. Tingkat kekritisan reaktor ditandai dengan harga faktor ultiplikasi neutron (k eff) saa dengan 1,00. Batas nilai toleransi reaktifitas ($) adalah ± 0,05, artinya reaktor asih berada dala keadaan kritis dala rentang nilai 0,95 hingga 1,05. Dala hal ini odel teras G5 dapat epertahankan kekritisan teras hingga 13 tahun, lebih laa dibandingkan dengan odel lainnya. Dala tinjauan transutasi bahan bakar, odel G1 eberikan efektifitas daur ulang bahan bakar yang paling baik, ditunjukkan dengan tingginya rasio pebiakkan bahan fisil (breeding ratio). aun kondisi ini eicu seakin banyak reaksi fisi yang terjadi di pusat teras sehingga reaktor hanya sebentar berada dala kondisi kritis, dengan kata lain waktu operasi reaktor enjadi lebih singkat sehingga interval refueling seakin pendek. JURAL ILMU FISIKA (JIF), VOL 2 O 2, SEPTEMBER

6 Gabar 2. Perubahan densitas 239 Pu ilai burnup enunjukkan banyaknya bahan bakar yang berfisi selaa reaktor beroperasi. ilai burnup rata-rata yang dihasilkan dari siulasi seua odel G1 sapai G5 dapat dilihat pada Gabar 5. ilai burnup untuk seua odel engalai kenaikan dala 1 siklus (20 tahun). Kenaikan ini enunjukkan bahwa seakin banyak ato berat dala bahan bakar yang engalai fisi selaa 1 siklus. 1,05 Gabar 3. ilai faktor ultiplikasi neutron 90 JURAL ILMU FISIKA (JIF), VOL 2 O 2, SEPTEMBER 2010

7 Gabar 4. ilai breeding ratio untuk odel Pada odel G5, nilai burnup berkisar pada batasan harga yang diharapkan (1% sapai 10%) dala waktu yang terlaa yaitu 13 tahun. Hal ini sejalan dengan perolehan nilai k eff yang apu epertahankan kekritisan reaktor hingga 13 tahun pada odel teras G5. Jika nilai burnup lebih dari 10 % aka akan seakin banyak julah ato berat yang berfisi di dala teras reaktor. Jika reaksi fisi terlalu banyak dan tidak terkendali aka akan ebahayakan tingkat keaanan reaktor. Kondisi ini keungkinan disebabkan karena bentuk teras yang tinggi pada odel G5 sehingga jarak dari pusat teras ke reflektor pada dinding teras X dan Y lebih dekat dibandingkan dengan odel lainnya. Interaksi neutron dengan reflektor lebih banyak dibandingkan dengan interaksi neutron dengan bahan fisil sehingga dapat epertahankan nilai burnup lebih laa dibandingkan odel teras lainnya. Gabar 5. ilai burnup untuk odel G1 sapai G5 Secara keseluruhan seua odel teras eberikan hasil seperti yang diharapkan pada reaktor pebiak cepat. aun eskipun nilai burnup, nilai breeding ratio dan transutasi bahan bakar pada odel G1sapai G4 lebih baik, hal tersebut tidak bisa enjadikan reaktor dapat beroperasi lebih laa. Model G5 erupakan teras yang dapat beroperasi paling laa (long life operation) tanpa pengisian ulang kebali bahan bakar dengan tetap enunjukkan paraeter-paraeter transutasi bahan bakar dengan baik JURAL ILMU FISIKA (JIF), VOL 2 O 2, SEPTEMBER

8 sehingga tetap eenuhi kriteria reaktor pebiaak cepat. Laanya waktu pengoperasian reaktor tanpa refueling ini eberikan banyak keuntungan, diantaranya lebih sedikit capur tangan operator dala pengoperasian reaktor, kondisi ini akan eningkatkan faktor keaanan reaktor. Disaping itu juga akan lebih eudahkan dala hal peeliharaan reaktor (aintenance). Dari hasil siulasi untuk odel G1 hingga G5 terlihat bahwa geoetri teras reaktor epengaruhi kinerja reaktor secara keseluruhan. Bila geoetri teras reaktor diubah aka akan enyebabkan densitas nuklida, nilai faktor ultiplikasi neutron (k eff), nilai burnup dan nilai breeding ratio akan berubah pula. 4. KESIMPULA Analisis terhadap hasil siulasi untuk odel teras reaktor yang pipih hingga teras reaktor yang paling tinggi (G1-G5) eberikan gabaran engenai pengaruh geoetri teras terhadap transutasi bahan bakar pada reaktor pebiak cepat. Dari hasil analisis tersebut dapat disipulkan : 1. Dala tinjauan harga ultiplikasi neutron yang asih dala batas toleransi nilai reaktifitas teras, (k eff =1,05), aka reaktor dengan odel teras G5 (Z>>X) eberikan waktu operasi yang paling laa yaitu 13 tahun. 2. Model teras reaktor yang paling tinggi (G5) eberikan nilai burnup yang baik (1%- 10%) dengan waktu operasi tanpa refueling paling laa yaitu selaa 13 tahun. 3. Dari keseluruhan odel teras yang diaati, odel G5 (bentuk teras dengan rasio Z/X >> 1) enunjukkan kinerja terbaik yang ditunjukkan dengan waktu operasi yang paling laa yaitu 13 tahun dengan paraeter-paraeter transutasi bahan bakar yang asih dala batas-batas yang ditentukan untuk reaktor pebiak cepat yaitu nilai burnup berada dala batasan harga 1%-10% dan breeding ratio > 1. DAFTAR PUSTAKA 1. Agostini, P dan Bertacci, G., (2002), atural Circulation of Lead-Bisuth in One- Diensional Loop: Experient and code predictions, Proceedings of 10th International Conference on uclear Engineering, Arlington, Chang, J-E dan kune Y.S., (2000), atural Circulation Heat Transfer Analysis for A Liquid Metal Reactor, Proceedings of 8th I International Conference on uclear Engineering, Baltiore, MD, USA, Duderstadt, J.J. dan Hailton, L.J., (1978), uclear Reactor Analysis, John Wiley & Sons, Inc., Kanada. 4. Fitriyani, D., (2006), Studi Disain Reaktor daya uklir Berbasis Kapal, Disertasi, Departeen Fisika, Institut Teknologi Bandung (ITB). 5. Jaluria, Yogesh, 1980, atural Convection, Rutgers University, ew Jersey. 6. Kazii, M.S. dan Todreas,.E., (1993), Theral Hydraulic Fundaentals, Taylor&Francis, Aerika. 7. Krane, K.S., (1988), Introductory uclear Physics, John Wiley & Sons Inc., new York. 8. ovitrian dan H.Sofue., (2004), Study on Pb-Bi natural Circulation Phenoena, IES-1, Tokyo-japan, Sekioto, H. dan Makino, S., 2001, LBE-Cooled Long-Life Safe Siple Sall Portable Proliferation-Resistant Reactor (LSPR), Bulletin of the Research Laboratory for uclear Reactor, Special Issue o.4 ISS JURAL ILMU FISIKA (JIF), VOL 2 O 2, SEPTEMBER 2010

9 10. Takahashi, M., 2004, Conceptual Design And R&D Of Stea Lift Pup Type Lead- Bisuth Colled Boiling Water Sall Fast Reactor, COE-IES ewsletter, Vol 1 o Waltar A.E. dan Reynolds, A.B., (1981), Fast Breeder Reactors, Pergaon Press, ew York. JURAL ILMU FISIKA (JIF), VOL 2 O 2, SEPTEMBER