RANCANGAN NEUTRONIK REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb DAYA 200 MW(T)

RANCANGAN NEUTRONIK REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb DAYA 200 MW(T) Epung Saepul Bahrum *, Zaki Su ud *, Abdul waris *, Bambang Ari Wahjoedi ** ABSTRAK RANCANGAN NEUTRONIK REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb DAYA 200 MW(T). Telah dilakukan rancangan neutronik reaktor cepat berpendingi Pb dengan daya 200 MW(t) dengan lama operasi 20 tahun. Perancangan menggunakan perangkat lunak FI-ITBCHI. Paramater yang menjadi acuan pada saat perancangan adalah excess reactivity tidak lebih dari 0.2 k/k %. Hasil rancangan diperoleh excess reactivity maximum 0.174 k/k % dengan dimensi ukuran tinggi teras reaktor lebih besar dari diameter teras. ABSTRACT 200 MW(T) Pb COOLED FAST REACTOR NEUTRONIC DESIGN. Neutronic design of 200 MW(t) Pb cooled fast reactor which life time 20 years have been performed using FI-ITBCHI software package. The constraint parameter of the design is excess reactivity not exceeded 0.2 k/k %. The excess reactivity of this design is 0.174 k/k % and the dimension in the axial direction is greater than radial direction. PENDAHULUAN Penelitian tentang reaktor cepat berpendingin Pb ataupun PbBi telah dilakukan Zaki Su ud dkk. mereka telah berhasil merancang reaktor cepat berpendingin Pb maupun PbBi dengan daya 400 MWth dan lama operasi 40 tahun tanpa pengisian bahan bakar (1). Penelitian lain yang telah dilakukan oleh Zaki Su ud dkk tentang reaktor cepat berumur panjang meliputi aspek termohidraulik [2], studi kasus daya reaktor 150 MW(t) dengan lama operasi 12 tahun [3], Analisa keselamatan untuk daya 150 MWt berpendingin Pb maupun PbBi dengan bahan bakar berbasis metalik maupun nitrida[4], analisa keselamatan reaktor untuk berbagai bentuk ukuran geometri teras[5], analisa keselamatan untuk kasus transient[6], analisa keselamatan untuk daya reaktor 150 MW(t), 450 MW(t), 1500 MW(t), 2500 MW(t) berbahan bakar * Jurusan Fisika ITB ** Jurusan Kimia ITB 349

nitrida[7], optimasi reaktor daya kecil dan sangat kecil untuk penggunaan di Indonesia[8]. Perkembangan teknologi reaktor telah melahirkan reaktor Generasi IV yang salah satunya adalah reaktor berpendingin PbBi. Selain itu perkembangan pemanfaatan reaktor dimasa yang akan datang bukan saja untuk pembangkit tenaga listrik akan tetapi untuk proses temperatur tinggi seperti pembuatan gas hidrogen[9], [10]. Tujuan ahir penelitian yang ingin dicapai adalah merancang reaktor cepat Pb berdaya menengah atau kecil yang dapat digunakan untuk proses produksi hidrogen. Sedangkan tujuan penelitian saat ini adalah membuat rancangan neutronik reaktor cepat berpendingin Pb berdaya 200 MW(t) dengan lama operasi 20 tahun. Parameter yang menjadi acuan adalah excess reactivity tidak lebih dari 0.2 k/k %. Nilai tersebut merupakan nilai batas maksimum reaktor tahan terhadap kecelakaan UTOP (Unprotected Rod Runout Transinet Overpower)[7]. METODA PENELITIAN METODA Seluruh perhitungan yang dilakukan menggunakan perangkat lunak FI-ITBCHI yang dikembangkan oleh Zaki Su ud[11]. Data Nuklir yang menjadi acuan perangkat lunak FI-ITBCHI berasal dari data Nuklir ENDF/B VI. Perhitungan kali ini memakai grup energi sebanyak 8 grup dengan model geometri reaktor berbentuk silinder.persamaan Difusi multigrup pada analisa ini diselesaikan menggunakan metoda SOR (successive over relaxation). Analisa burnup pada program FI-ITBCHI menggunakan metoda analitik yang dikembangkan oleh Bateman. Metoda ini menggunakan deret analitik untuk mengganti deret tranmutasi yang komplek dan banyaknya inti yang dilibatkan sebanyak 3 sampai 5 inti. Inti-inti yang dianalisa pada perhitungan burnup sebanyak 28 inti berat yaitu mulai U-234 sampai dengan Cm-248. Tahapan-tahapan perhitungan pada saat perancangan adalah sebagai berikut. Tahap awal perhitungan adalah memberikan tebakan awal untuk geometri teras, fraksi volum dan fraksi masa bahan bakar, struktur dan pendingin. Dengan data awal tersebut selanjutnya program akan menghitung faktor multiplikasi, power density serta burnup. Dari hasil perhitungan yang diperoleh kemudain dilihat faktor multiplikasi hasil perhitungan, bila faktor multiplikasi belum mencapai nilai yang diinginkan maka nilai-nilai seperti ukuran geometri teras, fraksi volum dan fraksi masa bahan bakar, struktur dan pendingin serta konfigurasi susunan teras diubah-ubah. Demikian seterusnya hingga diperoleh nilai multiplikasi faktor yang dikehendaki. 350

PERHITUNGAN Pada saat menggunakan program FI-ITBCHI teras reaktor dibagi menjadi beberapa interval ruang yang masing-masing interval besarnya tertentu. Selain membagi-bagi berdasarkan dimensi ruang, teras reaktor juga dibagi-bagi berdasakan material penyusunnya. Konfigurasi bahan bakar dan penampang lintang teras seperti pada gambar 1 sedangkan material penyusun dan komposisi tercantum pada tabel 2 dan 3. Penampang vertical teras diperlihatkan gambar 2. Ukuran total diameter dan tinggi teras 257.84 cm dan 434 cm sedangkan ukuran diameter dan tinggi teras aktif 157.84 cm dan 334 cm. Pembagian interval ruang teras reaktor terdapat pada tabel 3. Bahan bakar yang dipakai dari jenis UN dan PuN dengan komposisi masa tertentu. Perbandingan komposisi masa Uranium dan Nitrogen pada UN adalah 0.00658 U-235, 0.93413 U-238, 0.05929 N-15. Sedangkan perbandingan masa Plutonium dan Nitrogen pada PuN 0.02198 Pu-238, 0.63627 Pu-239, 0.256300 Pu- 240, 0.02640 Pu-241, dan 0.05905 N-15. Stainless steel tipe HT-9 merupakan bahan struktur yang dipakai sedangkan material shielding yang digunakan dari bahan B 4 C HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil perhitungan yang diperoleh untuk faktor multiplikasi, excess reactivity, peak dan average burnup, distribusi power densiti di dalam teras serat power density arah radial terlihat pada gambar 3 8. Dari hasil pehitungan diperoleh excess reactivity maksimum sebesar 0.174 k/k %. Nilai excess reactivity sebesar itu memenuhi syarat keselamatan reaktor. Excess reactivity yang kecil serta reaktor mampu beroperasi selama 20 tahun sebagai akibat dari penempatan blanket ditengahtengah teras[1] (untuk kasus ini kode nomor 2 pada konfigurasi teras dengan komposisi 0.00658 U-235, 0.93413 U-238, 0.05929 N-15). Pengaruh dari penempatan blanket ditengah-tengah teras adalah sebagai berikut. Pada saat awal operasi bahan bakar yang ditempatkan diteras reaktor menjadi dominan akan tetapi dengan terus berlangsungnya proses burnup Pu-239 dan Pu-241 jumlahnya bertambah banyak di bagian blanket sedangkan bahan bakar yang diletakkan di teras utama menjadi berkurang sehingga pada saat ahir operasi bagian tengah reaktor menjadi sumber bahan bakar reaktor. Hal tersebut menjadi penyebab bentuk power density yang terus menurun hingga tahun ke 11 kemudian naik lagi hinga tahun ke 15 kemudian turun lagi hingga ahir operasi. 351

Hasil rancangan yang diperoleh masih perlu dianalisa dari aspek termohidraulik terutama untuk melihat temperatur maksimum keluaran pendingin. Parameter-parameter yang dapat mempengaruhi temperatur keluaran pendingin adalah daya reaktor, rapat daya, geometri teras serta kecepatan alir pendingin. Besarnya temperatur keluaran pendingin menjadi salah satu faktor pertimbangan apakah reaktor tersebut mampu digunakan untuk proses temperatur tinggi seperti untuk produksi hydrogen. KESIMPULAN Telah diperoleh disain reaktor cepat dengan daya 200 MW(t) waktu operasi 20 tahun berpendingin Pb dengan excess reactivity lebih sebesar 0.174 k/k % UCAPAN TERIMA KASIH Penelitian ini dibiayai oleh KMNRT melalui program Doktor Puspiptek. 352

DAFTAR PUSTAKA 1. ZAKI SU UD, HIROSHI SEKIMOTO, Conceptual Design of Ultra Long Life Fast Reactor, Proceeding Pertemuan Ilmiah Tenaga Atom Karyasiswa Indonesia di Jepang I, Kyushu University, Fukuoka, Jepang, 19 Oktober 1991. 2. ZAKI SU UD, HIROSHI SEKIMOTO, Thermal Hydraulic Analysis of Ultra Long Life Fast Reactors, Proceeding Pertemuan Ilmiah Tenaga Atom Karyasiswa Indonesia di Jepang II, Universitas Nagoya, Jepang, 24 Oktober 1992. 3. HIROSHI SEKIMOTO, ZAKI SU UD, Design Study of Lead and Lead Bismuth Cooled Small Long Life Nuclear Power Reactors Using Metallic and Nitride Fuel, Nuclear Technology, Vol. 109, 1995. 4. ZAKI SU UD, HIROSHI SEKIMOTO, Accident Analysis of Lead or Lead- Bismuth Cooled Small Safe Long-Life Fast Reactor Using Metallic or Nitride Fuel, Nuclear Engineering and Design 162 (1996), 205-222 5. ZAKI SU UD, HIROSHI SEKIMOTO, Design and Safety Aspect of Lead and Lead Bismuth Cooled Long Life Small Safe Fast reactors for Various Core Configuration, J. Nuclear Science And Technology, 32[9], (1995) 834-845 6. ZAKI SU UD, HIROSHI SEKIMOTO, Safety Aspect of long Life Small Safe Power Reactors, Ann. Nucl. Energy, 22[11]. (1995) 711-722 7. ZAKI SU UD, Comparative Study On Safety Performance Of Nitride Fueled Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor With Various Power Levels, Progress in Nuclear Energy, 32(3/4) (1998) 571-577 8. ZAKI SU UD, BAKRIE ARBIE, Optimization of Small and Very Small Nuclear Liquid Metal Cooled Energy System for The Use in Indonesia, GENES4/ANP 2003 Conference, Kyoto, Jepang, 2003. 9. D.C. WADE, STAR-H2: A Bettery-Type Lead-Cooled Fast Reactor for Hydrogen Manufacture in a Sustainable Hierarchical Hub-Spoke Energy Insfrastructure, GENES4/ANP2003, 2003. 10. BILGE YIDDIZ, MUJID S. KAZIMI, Efficiency of Hydrogen Production Systems Using Alternative Nuclear Energy Technologies, Hydrogen Energy, 2005. 11. ZAKI SU UD, FI-ITBCHI Program Sistem Simulasi Reaktor Nuklir, Laboratorium Nuklir, Jurusan Fisika ITB. 353

Gambar 1. Penampang lintang dan konfigurasi teras reaktor Gambar 2. Penampang vertikal teras 354

Faktor Multiplikasi 1.0021 Keff 1 0 5 10 15 20 Tahun Gambar 3. Faktor multiplikasi terhadap waktu operasi reaktor Excess Reactivity 0.2 0.15 % 0.1 0.05 0 0 5 10 15 20 Tahun Gambar 4. Excess reactivity terhadap waktu operasi reaktor 355

Peak dan Average Burnup 14 12 10 8 % 6 4 2 0 0 5 10 15 20 25 Tahun burnup avrburnup Gambar 5. Peak dan Average Burnup terhadap waktu operasi reaktor Power Density 86 Watt/cc 82 78 74 0 5 10 15 20 Tahun Gambar 6. Power density terhadap waktu operasi reaktor 356

Power Density Arah Axial (It=0) 100 80 Watt/cc 60 40 20 0 1 4 7 Axial 10 13 16 S1 S10 Radial S19 Gambar 7. Distribusi power density di dalam teras reaktor Power Densitiy Arah Radial (it=0) Watt/cc 21 18 15 12 9 6 3 0 0 30 60 90 120 150 Radial (cm) Gambar 8. Power density pada arah radial 357

Tabel 1: Material Penyusun Teras Kode Material 2 Bahan bakar, Struktur, Pendingin 3 Bahan bakar, Struktur, Pendingin 4 Bahan bakar, Struktur, Pendingin 5 Bahan bakar, Struktur, Pendingin 7 Bahan bakar, Struktur, Pendingin 8 Reflektor 9 Shielding 10 Struktur, Pendingin 11 Struktur, Pendingin 12 Struktur, Reflektor 13 Struktur, Reflektor Tabel II. Fraksi Volume dan Fraksi Masa Penyusun Teras Kode Fraksi Volum % Fraksi Masa Bahan Bakar Bahan Bakar Struktur Pendingin UN PuN 2 49 11 40 100 3 30 44 26 0.87179 0.12821 4 50 15 35 0.91 0.09 5 39 16 45 0.8707 0.1293 7 45 15 40 0.8797 0.1203 8 0 0 100 0 0 9 0 100 0 0 0 10 0 60 40 0 0 11 0 60 40 0 0 12 0 60 40 0 0 13 0 60 40 0 0 Tabel III. Disktritisasi teras pada arah radial ( r) dan axial (z) (untuk arah azil 1/2 tinggi teras) Arah 1 2 3 4 5 6 r(i) (cm) 10.06 15.00 42.00 11.86 10.00 40.00 z(i) (cm) 10.00 15.00 72.00 70.00 10.00 40.00 358

DISKUSI HUDI HASTOWO 1. Seperti yang sudah diketahui, produksi H 2 akan lebih efisien bila digunakan suhu tinggi. Oleh karena itu mengapa penggunaan VHTR yang dapat menghasilkan suhu di atas 950 ºC lebih dipilih dibandingkan dengan LMFBR (Pb-Bi). Mohon kiranya dapat dipertimbangkan untung rugi penggunaan LMFBR untuk produksi H dibandingkan dengan reaktor Cooled. Reaktor atau mungkin kita harus mengacu pada disain reaktor Rusia (Jenis fast Reaktor suhu tinggi) catatan : Saya lupa istilahnya 2. Tolong dipikirkan apakah reaktor dapat dioperasikan bila reaktifitasnya 0 pada saat awal. Setahu saya, perlu reaktifitas > 0 untuk menangani negative reactivity yang timbul pada saat operasi awal dan ini dikompensasi oleh CR. EPUNG 1. Pertimbangan yang digunakan untuk produksi hydrogen adalah jenis reaktor dan metoda produksi hydrogen. Jika akan menggunakan reaktor HTGR maka produksi hydrogen dapat menggunakan Steam Reforming atau Iodine Sulfur. Steam Reforming dan Iodine Sulfur merupakan metoda produksi hydrogen pada temperature tinggi. Akan tetapi jika reaktor Nuklir yang akan digunakan adalah reaktor LMFBR maka metoda Staem Reaforming dan Iodine Sulfur tidak dapat digunakan karena temperatur keluaran pendingin LMFBR lebih rendah dari HTGR. Untuk itu apabila akan mengunakan reaktor LMFBR maka metoda produksi hydrogen dapat menggunakan UT-3 atau Cu-Cl cycle seperti yang sedang dikembangkanoleh grup ANL Alasan pemilihan LMFBR untuk produksi hydrogen karena telah ada konsep Long Life Fast Reactor yang dikembangkan oleh Dr. Zaki Su ud, selama ini konsep tersebut belum dianalisa unjuk kerjanya apabila temperatur keluaran pendingin mencapai 550 0 C 650 0 C selain itu konsep produksi hydrogen menggunakan LMFBR juga mengadopsi konsep STAR-H2 yang dikembangkan oleh grup ANL, peningkatan efisiensi produksi hydrogen pada temperature rendah masih terus dilakukan oleh banyak peneliti di luar negri. 359

2. Dalam perhitungan banyak penyederhanaan yang dilakukan selain itu program computer yang digunakan akan menghitung berapapaun input data yang dimasukkan padahal pada kenyataannya besarnya input data belum tentu sesuai dengan dilapangan sebagai contoh untuk dimensi ukuran teras data masukan bisa mencapai 10-5 cm, padahal pada prakteknya ukuran dimensi sekecil itu sulit diperoleh. Untuk disain kedepan mungkin akan digunakan data-data yang lebih sesuai dengan data di lapangan 360

DAFTAR RIWAYAT HIDUP 1. Nama : Epung Saepul Bahrum 2. Tempat/Tanggal Lahir : Bandung, 14 Maret 1964 3. Instansi : P3IB-BATAN 4. Pekerjaan / Jabatan : Peneliti 5. Riwayat Pendidikan : S2 Material ITB (2001) 6. Pengalaman Kerja : Peneliti di P3IB-BATAN, 1992 - sekarang 7. Makalah yang pernah disajikan : Hydrogen Production by FBR Reactor, Colnes ITB, Bandung(2005) 361