BAB III DESAIN REAKTOR DAN METODE PERHITUNGAN

Transkripsi

1 BAB III DESAIN REAKTOR DAN METODE PERHITUNGAN 3.1 Spesifikasi Umum Desain Reaktor Pada penelitian ini, penulis menggunakan data-data reaktor GCFR yang sedang dikembangkan oleh para ilmuwan dari Argonne National Laboratory di Amerika Serikat [2]. Parameter yang diubah pada kali ini adalah jenis bahan bakar, tipe pin cell, tinggi reaktor, diameter reaktor dan fuel fraction. Sedangkan parameter yang lainnya tetap kita pertahankan dari data-data yang telah dipakai di Argonne National Laboratory. Berikut spesifikasi Gas Cooled Fast Reactor yang digunakan pada makalah ini: Tabel Spesifikasi Umum Desain Reaktor Spesifikasi Umum Desain Reaktor No Parameter Spesifikasi 1 Daya (Termal) 2400 MWt 2 Geometri Teras Cylinder Balance 3 Karakteristik Teras Small-long life core 4 Bahan Bakar (fuel) Uranium Alam 5 Struktur(cladding) SS316 6 Pendingin (coolant) Helium 7 Tipe Pin cell Hexagonal cell 8 Pin pitch/diameter 1.26cm 9 Tinggi teras aktif 1,50 m 10 Diameter teras aktif 2,50 m 11 Tebal Cladding mm 38

2 12 Fuel fraction (%) Densitas daya (watt/cc) Temperature inlet/outlet 480/850 ºC 15 Tekanan operasi Helium 7 Mpa 16 Interassembly gap, mm 7 17 Jumlah pin per core subassembly Total panjang pin, m 3,34 19 Diameter fuel pellet, ID/ODmm (annular) 3,02/7,37 20 Diameter fuel pin, mm 9, Pembagian Grup Energi Pada Perhitungan Karena GFR menggunakan neutron cepat, maka dalam perhitungan cell dan teras range energi thermal tidak dipakai. Yang digunakan adalah range energi cepat, dengan pembagian range energi seperti table Tabel Pembagian Grup Energi Grup Range Energi (ev) Energi maks Energi min E E E E E E E E E E E E E E E E-01 39

3 3.3 Material Teras Teras merupakan komponen paling penting dalam hal perancangan reaktor nuklir. Pada bagian teras terdapat tiga komponen yaitu bahan bakar (fuel), struktur (cladding), dan pendingin (coolant). Berikut adalah penjelasan dari ketiga komponen tersebut: Bahan Bakar (Fuel) Bahan bakar didalam reaktor nuklir berfungsi untuk menghasilkan energi dari reaksi fisi yang terjadi didalam teras. Pada reaktor cepat GFR, bahan bakar yang digunakan seharusnya tahan pada burn up yang sangat tinggi ( 100 MWd/kg). Level ini sekitar tiga kali lebih besar daripada PWR, sehingga reaktor cepat memiliki fission product yang sangat tinggi. Bahan bakar juga harus mampu mempertahankan daya tertentu yang besarnya sekitar empat kali lebih besar dari PWR, serta gradien temperatur yang lebih tinggi dikarenakan diameter pin bahan bakar yang lebih kecil. Pada penelitian kali ini, kita menggunakan bahan bakar uranium alam U 238. Setelah bereaksi U 238 akan menghasilkan Pu 239 yang memungkinkan untuk digunakan kembali sebagai bahan bakar. Jumlah isotop-isotop U 238 jumlahnya sekitar 99.3% dan U 238 tidak dapat berfisi secara langsung. Maka dilakukan usaha pengubahan U 238 (bahan fertile) menjadi bahan lain yang dapat berfisi (bahan fissil). Diketahui bahwa bahan U 238 dapat berubah menjadi Pu 239 dan Th 232 berubah menjadi U 233 melalui proses tangkapan neutron (neutron capture) pada energi sekitar 1 MeV. Jika bahan fisil yang dihasilkan dari bahan fertil lebih 40

4 banyak daripada bahan fisil yang musnah maka proses tersebut disebut breeding. Dengan demikian bahan fertil yang berlimpah di alam dapat dimanfaatkan untuk mendapatkan lebih banyak bahan fisil. Perbandingan antara bahan fisil yang dihasilkan dengan bahan fertil yang musnah dalam suatu siklus bahan bakar disebut Breeding Ratio (BR). Pada reaktor cepat BR > 1. Berikut adalah rantai konversi sederhana dari U-Pu 241 Am β (14.3y) 238 Pu 240 Pu (n, γ) (n, γ) (n, γ) 239 Pu 241 Pu 242 Pu 237 Np 239 Np 240 Np (n, γ) 238 Np β (2.1d) β (2.35d) β (n, γ) (7m) β (6.75d) β 237 U 238 U 239 U (n, 2n) (n, γ) (23.5m) Gambar Rantai Konversi U-Pu Struktur (Cladding) Cladding adalah penyatuan dua jenis logam atau metal yang berbeda. Pada cladding, logam yang ingin dilindungi atau di-clad dengan logam yang memiliki elektronegatifan lebih kecil, atau lebih tepatnya lebih elektropositif. Ini dimaksudkan agar elektron yang akan menyerang logam yang ingin dilindungi akan mengalir ke logam yang lebih elektropositif ini sehingga korosi terjadi pada logam yang lebih elektropositif (dengan kata lain lebih mudah terkorosi). Proteksi 41

5 korosi ini biasanya digunakan untuk fasilitas-fasilitas yang minim ruang dan menginginkan low cost. Pada penelitian ini kita menggunakan Pada desain reaktor ini akan dipakai Stainless Steel 316 (SS316) yang merupakan bahan yang paling sering digunakan oleh LMFBR. Alasan utama pemilihan SS316 adalah karena karakteristiknya yang sangat tahan pada temperatur yang tinggi, ketahanannya menghindari pembengkakan, kecocokannya dengan bahan bakar campuran oxide dan pendingin sodium dan harganya yang relatif murah. Komposisi beberapa Stainless Steel diberikan oleh tabel berikut: Tabel Komposisi beberapa Stainless Steel Jenis C 3.4 Cr Ni Mn Mo Ti Si P S base 18.0 to to stainless steel base base 16.0 to to to to to X carbon min Dalam perhitungan input sel, komposisi cladding SS316 yang dipakai dalam reaktor ini adalah sebagai berikut: Tabel Komposisi Unsur SS316 yang Digunakan unsur C Fe Cr Ni Mn Mo Si P S %

6 3.4.1 Pendingin (Coolant) Pada penelitian ini, kita menggunakan gas sebagai pendingin. Kita memilih gas sebagai pendingin karena gas memiliki beberapa keunggulan dari bahan-bahan material padat sepaerti Pb-Bi, Na, dan lain-lain. Beberapa keunggulan dari pendingin gas adalah : 1. Kemampuan memindahkan panas yang terbatas (limited heat-transfer ). Jika kita bandingkan dengan pendingin yang berasal dari cairan dan bahan metal. 2. Gas hanya beroperasi pada satu fasa saja. Hal ini sangat menguntungkan karena gas tidak akan pernah mengalami pendidihan dan penguapan seperti halnya pada pendingin air. 3. Pendingin gas memiliki kemampuan menyerap neutron dan daya moderasi yang rendah. 3.5 Spesifikasi Geometri Teras Tabel 3.5-1Spesifikasi Teras No Parameter Spesifikasi 1 Bentuk Teras Silinder 2 Tinggi teras aktif 150 cm 3 Diameter teras aktif 250 cm 4 Reflektor 50 cm 5 Volume teras aktif cm 3 43

7 3.5.1 Geometri Sel Bahan Bakar Geometri sel bahan bakar yang digunakan adalah hexagonal cell yang didefinisikan dengan IGT = 6 pada SRAC. Geometri hexagonal cell dipilih pada penelitian ini adalah karena dengan memakai tipe cell ini maka tempat / space penyusunan sel-sel dalam reaktor nuklir menjadi lebih efektif (tidak ada space kosong diantara sel bakan bakar). Sel dibagi menjadi tiga region, yang terdiri atas fuel, cladding dan coolant. Gambar Daerah Pembagian Region Sel Jika diilustrasikan, bentuk dan ukuran geometri sel bahan bakar GFR pada Pada penelitian kali ini, kita menggunakan fraksi bahan bakar %, fraksi cladding 10% - 15 % dan selebihnya adalah fraksi coolant. Misalkan, kita mengambil fraksi bahan bakar 40%, cladding 10%, maka jumlah fraksi coolant adalah 50%. Fuel Cladding Coolant titik pusat sel 44

8 R fuel+clad Pitch = 1.26 cm R fuel R pitch Gambar Geometri dan Ukuran Sel Geometri Teras Dalam penelitian ini kita menggunakan teras yang bertipe silinder balance. Teras kita pilih silinder karena apabila kita tinjau dari faktor kebocoran neutron (neutron leakage) dan aliran coolant (coolant flow), maka geometri silinder adalah yang paling optimal dan reliable. Secara global teras kita bagi menjadi 7 region radial dan 2 region axial. Enam region radial pertama merupakan region untuk menempatkan bahan bakar (fuel) sedangkan region ketujuh adalah reflektor. Untuk pembagian region secara axial, region pertama merupakan region untuk bahan bakar dan region kedua (dalam perhitungan CITATION yang mengambil bagian ¼ teras, reflektor terletak di bagian bawah teras). Secara sederhana dapat digambarkan sebagai berikut: 45

9 volume teras aktif cm 3 diameter teras aktif 250 cm tinggi teras 150 cm + tinggi teras aktif 150 cm reflektor 50cm diameter teras + reflektor 50cm Gambar Geometri dan Ukuran Teras Geometri Fuel Rod Gambar Geometri Fuel Rod 46

10 3.6 Tabel Perbandingan Reaktor Reaktor nuklir yang dikerjakan pada penelitian ini sangatlah berbeda dengan reaktor yang telah ada / yang sedang dikembangkan oleh negara-negara lain (Amerika, Perancis dan Jerman). Untuk lebih jelasnya, berikut perbandingan reaktor yang dikerjakan pada penelitian ini dengan reaktor yang sudah dikembangkan diseluruh dunia adalah sebagai berikut : Tabel Perbandingan Reaktor Penelitian dengan Reaktor Referensi No Perbedaan Reaktor Penelitian Reaktor Referensi 1. Bahan Bakar Uranium alam (U,Pu)O 2 dan (U,Pu)C 2. Pendingin Helium Pb-Bi, CO 2 3. Tipe bahan bakar Pin Pebble bed, Plate 4. Tipe pin cell Hexagonal cell Cylindrical cell, symmetric cell 5. Refueling 15 tahun sekali 20 tahun sekali 6. Umur reaktor 60 tahun 20 tahun 7. Fraksi bahan bakar % % 8. Daya yang dihasilkan 2400 MWt 600 MWt dan 2400 MWt 3.7 Metode Perhitungan SRAC SRAC (Standard thermal Reactor Analysis Code system) adalalah sebuah program yang dikembangkan oleh JAERI (Japan Atomic Energy Research Institute). SRAC diterapkan pada analisis teras berbagai macam reaktor termasuk perhitungan sel dengan burn up, perhitungan teras untuk semua jenis reaktor termal, dimana perhitungan burn up teras dan manajemen bahan bakar 47

11 diselesaikan oleh kode pembantu. Karena publikasi JAERI-1302 untuk SRAC direvisi pada tahun 1986, beberapa penambahan dan modifikasi dibuat untuk perpustakaan data nuklir dan program. Dalam versi ini, banyak fungsi baru dan data yang diimplementasikan untuk mendukung penelitian design reaktor nuklir yang lebih maju. Metode probabilitas tumbukan, 1D dan 2D Sn untuk perhitungan sel; difusi 1D, 2D dan 3D untuk teras digunakan dalam SRAC95. Sistem ini terdiri dari beberapa perpustakaan data nuklir yang diturunkan dari ENDF/B- IV(R2 and R5), JENDL-3.1, JENDL-3.2, dan JEF-2.2. Versi yang telah dimodifikasi dari lima kode modulas sudah terintegrasi dalam SRAC95: modul perhitungan probabilitas tumbukan (PIJ) untuk 16 tipe kisi geometri, modul perhitungan transport (ANISN, TWOTRAN), modul perhitungan difusi (TUD, CITATION) dan dua kode pilihan untuk assembly bahan bakar dan perhitungan burn up teras. Dengan menggunakan data nuklida dari JENDL-3.2, SRAC akan melakukan perhitungan dan menghasilkan data penampang lintang mikroskopik dan makroskopik dari masing-masing material teras reaktor. Langkahnya adalah, pertama, SRAC akan melakukan perhitungan sel dan burnup untuk setiap sel bahan bakar, kemudian dihomogenisasi dan di-colappsed berdasarkan grup yang telah ditentukan. Perhitungan diatas terus berulang sesuai dengan banyaknya burnup yang diinginkan dan sel bahan bakar yang terlibat, hasilnya akan disimpan dalam Library user. Kemudian, data makroskopik dari Library user akan digunakan sebagai data pada program CITATION untuk mencari faktor multiplikasi, reaktivitas dan distribusi power density dari teras reaktor. 48

12 Gambar Diagram Blok Perhitungan Desain Reaktor dengan SRAC 49