PLASMA TOKAMAK SEBAGAI PEMBANGKIT ENERGI MASA DEPAN : KAJIAN GEOMETRI MENGGUNAKAN MCNP

Transkripsi

1 PLASMA TOKAMAK SEBAGAI PEMBANGKIT ENERGI MASA DEPAN : KAJIAN GEOMETRI MENGGUNAKAN MCNP Fajar Arianto *1, Mutia Meireni 1, Indah Rosidah Maemunah 2, Putranto Ilham Yazid 3, Muhammad Nur 1 1 Jurusan Fisika, Universitas Diponegoro, Semarang, Indonesia 2 Departemen Fisika Plasma, Universitas Aix Marseille, Prancis 3 Badan Tenaga Nuklir Nasional, Bandung, Indonesia * Korespondensi Penulis, ariantofajar@gmail.com Abstract Tokamak (toroidal chamber with magnetic coil) is a basic for future fusion reactor that uses magnetic fields to confine heat plasma in a torus, its fuel using a mixture of deuterium and tritium. The strong magnetic fields are used to keep the heat plasma from the wall produced by superconducting coils around the vessel by an electric current which is driven the plasma. This research has been conducted the tokamak geometry modeling program using Monte Carlo N-Particle extended (MCNPX) as an initial step before further analysis. Modeling parameter in this research is a major part of tokamak geometry design. Keywords : Tokamak, fusion reactor, plasma, MCNPX, structure, geometry Abstrak Tokamak (toroidal chamber with magnetic coil) merupakan dasar untuk reaktor fusi masa depan yang menggunakan medan magnet untuk membatasi plasma panas dalam bentuk torus dengan bahan bakarnya menggunakan campuran deuterium dan tritium. Medan magnet kuat digunakan untuk menjaga plasma panas dari dinding yang diproduksi oleh kumparan superkonduktor di sekitar vessel oleh arus listrik yang didorong plasma. Pada penelitian ini telah dilakukan pemodelan geometri tokamak menggunakan program Monte Carlo N-Particle extended (MCNPX) sebagai tahap awal sebelum dilakukan analisis lebih lanjut. Parameter pemodelan pada penelitian ini adalah desain geometri bagian utama tokamak. Kata kunci :Tokamak, reaktor fusi, plasma, MCNPX, struktur, geometri I. Pendahuluan Plasma Tokamak sementara merupakan satu-satunya model untuk mengusahakan terjadinya reaksi termonuklir. Tokamak (toroidal chamber with magnetic coil) adalah perangkat yang menggunakan medan magnet untuk membatasi plasma panas dalam bentuk torus dengan bahan bakarnya menggunakan campuran deuterium dan tritium. 1 Medan magnet kuat digunakan untuk menjaga plasma panas dari dinding yang diproduksi oleh kumparan

2 superkonduktor di sekitar vessel oleh arus listrik didorong oleh plasma. Untuk terjadi reaksi fusi, plasma tokamak dikondisikan memenuhi kriteria Lawson : n T > dengan n adalah densitas m -3, adalah waktu dalam detik, dan T adalah energy atau temperature dalam KeV. 2 Bagian-bagian utama dari tokamak terdiri atas magnet, bejana vakum (vacuum vessel), selimut (blanket), divertor, silinder magnetik, toroidal magnetik, dan poloidal magnetik. Tokamak merupakan dasar untuk desain reaktor fusi masa depan, yaitu ITER. ITER (International Thermonuclear Experimental Reaktor) merupakan sebuah megaproyek penelitian internasional dibidang fusi nuklir yang berpusat di Cadarache, Prancis selatan. Proyek ITER merupakan fase transisi dari studi eksperimental fisika plasma ke teknologi fusi untuk pembangkit listrik yang didanai dan dijalankan oleh tujuh badan anggota - Uni Eropa, India, Jepang, Cina, Rusia, Korea Selatan, dan Amerika Serikat. 3 Disamping pembangunan ITER, kajian teoritik dengan transdisiplin dilakukan. Kajiankajian untuk plasma tokamak dilakukan melalui pemodelan. Pemodelan tentang tokamak dapat dilakukan dengan menggunakan program komputer, salah satunya adalah MCNPX. Berbagai penelitian yang menggunakan MCNP telah dilakukan, yang sangat terkait dengan geometri, antara lain Sato, dkk (2003) telah melakukan kajian analitik terhadap produksi Helium dalam vacuum vessel. Kajian analitik ini telah dapat melakukan estimasi produksi Helium dan ketergantungan blanket terhadap komposisi pelindung vacuum vessel. 4 Iida, dkk (2005) telah mencoba melakukan beberapa kajian terhadap neutron, kajian modifikasi desain yang dilakukan terkait model blanket dan vacuum vessel. 5 Sato, dkk (2006) mengembangkan prototype antar muka dengan program CAD/MCNP untuk memudahkan perhitungan desain fusi nuklir dengan metode Monte Carlo. 6 Penelitian ini bertujuan untuk mendesain geometri tokamak menggunakan MCNPX sebagai tahap awal sebelum dilakukan analisis lebih lanjut. II. Metode Penelitian Pemodelan geometri plasma tokamak dilakukan dengan menggunakan MNCP. Hal-hal yang mendasari parameter desain tokamak antara lain : ukuran tokamak dengan tinggi 15 meter dan diameter 29 meter. MCNP menggunakan file input meliputi kartu sel, kartu data, dan spesifikasi material tokamak. Running program menggunakan VISED MCNPX. Hasil dari pemanfaatan MCNPX ini merupakan geometri tokamak.

3 Spesifikasi desain geometri tokamak yang digunakan dalam penelitian ini secara umum disajikan pada Tabel 1. Tabel 1. Spesifikasi parameter desain tokamak 7 Pada penelitian ini, desain geometri dilakukan dengan menggunakan program MCNPX (Monte Carlo N-Particle extended) yang merupakan kode perhitungan serba guna untuk transport neutron, foton, dan elektron yang bersifat energi kontinyu, generalized geometry, dan bergantung waktu yang dikembangkan oleh Los Alomos National Laboratory, University of California United States. MCNPX merupakan inovasi dari beberapa versi MCNP yang saat ini sudah dilengkapi dengan fasilitas burnup, yaitu dengan menggunakan CINDER 90 code yang terintegrasi di dalamnya. Dengan menggunakan data nuklida dari ENDF/B-VI, MCNPX akan melakukan perhitungan dan menghasilkan data penampang lintang mikroskopik dan makroskopik dari masing-masing material bagian tokamak secara probabilistik. 8 III. Hasil dan pembahasan Pada penelitian ini telah dihasilkan desain geometri tokamak dengan tinggi 15 meter dan diameter 29 meter dengan tampilan seperti pada Gambar 1, Gambar 2a dan 2b di bawah ini:

4 Cryostat Poloidal Gambar 1. Struktur tokamak pada arah radial Gambar 1 menunjukkan struktur tokamak dimana plasma yang terjadi dalam kungkungan medan listrik toroidal dan poloidal bersentuhan langsung dengan first blanket diikuti dengan second blanket. Diantara second blanket dengan koil toroidal terdapat lapis pendingin. Pada toroidal bagian luar dipasang poloidal dan seluruh system diselimuti dengan system pendingin cryostat. Cryostat Toroidal coils Coolant wall Coolant Second blanket First blanket (a) (b) Gambar 2(a). Tampilan tampang lintang 2D geometri tokamak tampak depan (b). Tampilan tampang lintang 2D geometri tokamak tampak atas Gambar 2a menunjukkan hasil desain dengan tampilan tampang lintang 2D geometri plasma tokamak tampak depan dan Gambar 2b menunjukkan tampang lintang 2D geometri tokamak dilihat dari atas dengan menggunakan programmcnpx. Terlihat dengan jelas komponenkomponen tokamak seperti cryostat, toroidal coils, coolant wall, coolant, second blanket dan first blanket. Gambar 3 menunjukkan tampang lintang 3D tokamak di ITER. Tampang

5 lintang yang dihasilkan MCNPX telah menunjukkan bentuk yang hampir sama dengan tampang lintang tokamak ITER. Gambar 3. Tampang lintang 3D tokamak di ITER 9 IV. Kesimpulan dan rekomendasi Berdasarkan hasil-hasil penelitian yang telah dilakukan, dapat diambil kesimpulan bahwa MCNPX dapat digunakan untuk mendesain geometri tokamak. Untuk dapat menganalisis aspek neutronik, maka harus dilakukan perhitungan untuk tahap selanjutnya menggunakan dana nuklir FENDL. V. Daftar pustaka Nur, Muhammad., 2011, Fisika Plasma dan Aplikasinya, Universitas Diponegoro Semarang Satoshi Sato, Koichi Maki., Analytical representation for neutron streaming through slits in fusion reactor blanket by Monte Carlo calcullation, Fusion Engineering and Design 65 (2003) H. Iida, L. Petrizzi, V. Khripunov, G. Federici, E. Polunovskiy., Nuclear analyses of some key aspects of the ITER design with Monte Carlo codes, Fusion Engineering and Design 74 (2005) S. Sato, H. Iida, T. Nishitani., Development of CAD/MCNP interface program prototype for fusion reactor nuclear analysis, Fusion Engineering and Design 81 (2006)

6 7. Indah Rosidah M, Zaki Su ud, Putranto Ilham Yazid., 2015, Optimization of tritium breeding and shielding analysis to plasma in ITER fusion reactor, AIP Conference Proceedings 1677, X-5 Monte Carlo Team., 2003, MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5, Volume I: Overview and Theory, United States of America, Los Alamos National Laboratory. 9.