BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Pada masa mendatang penggunaan bahan bakar berbasis minyak bumi harus dikurangi karena semakin menipisnya cadangan minyak bumi dan dampak lingkungan yang ditimbulkannya. Dampak lingkungan terpenting dewasa ini adalah emisi CO 2 yang dapat menimbulkan pemanasan global. Sementara itu kebutuhan energi semakin tinggi dengan peningkatan jumlah penduduk dunia dan peningkatan kebutuhan energi per kapita. Oleh karena itu, diperlukan sumber energi alternatif. [1] Sehubungan dibutuhkan sumber energi alternatif, diantara sumber energi alternatif adalah PLTN (reaktor nuklir), sedangkan bahan bakar alternatif yang sangat potensial adalah bahan bakar hidrogen. Keunggulan dari pembangkit listrik tenaga nuklir adalah daya yang dihasilkan lebih stabil dan efisiensi yang tinggi serta memiliki penanganan dan pengolahan limbah yang terjamin. Saat ini penggunaan reaktor nuklir jauh lebih baik dalam hal operasi maupun penanganan limbah radioaktif, bahkan saat ini telah dilakukan pengembangan untuk dapat memanfaatkan kembali limbah radioaktif untuk energi listrik. Sementara, kelebihan bahan bakar hidrogen adalah ramah lingkungan bila dibanding bahan bakar minyak karena hasil pembakaran dari bahan bakar hidrogen adalah uap air yang tidak menimbulkan polusi. Hidrogen dapat diproduksi dari air (terutama air laut) yang ketersediaanya sangat melimpah. Permasalahannya adalah bahwa proses produksi hidrogen dari air merupakan proses padat energi dan menjadi lebih efisien jika dilakukan pada suhu tinggi. Hidrogen dapat diproduksi dari air, terutama dari air laut yang ketersediannya sangat melimpah. Dengan demikian tidak terdapat masalah dalam hal penyediaan bahan baku untuk produksi hidrogen. Masalah timbul berkaitan dengan fakta bahwa proses produksi hidrogen dari air merupakan proses yang -1-
BAB I PENDAHULUAN - 2 - sangat banyak memerlukan energi per satuan massa hidrogen yang dihasilkan. Selain itu, proses ini akan lebih efisien jika dilakukan pada suhu tinggi. Oleh karena itu, diperlukan suatu sistem pembangkit daya (listrik atau termal) yang dapat mencapai suhu tinggi dan tingkat daya tinggi. Sistem pembangkit berbahan bakar batubara, minyak atau gas (dengan siklus kombinasi) dapat mencapai hal ini. Akan tetapi produksi hidrogen dengan cara ini tidak menyelesaikan permasalahan yang dijadikan alasan untuk menggunakan bahan bakar hidrogen yaitu mengurangi emisi CO 2 serta metode produksi konvensional membutuhkan biaya yang cukup besar sehingga jika digunakan untuk konsumsi massal sebagai pengganti bahan bakar minyak (BBM) belum mencapai tahap yang ekonomis. [1] Hal inilah yang mengurangi produksi dan pemanfaatan hidrogen selanjutnya, tetapi dengan meningkatnya perhatian yang serius terhadap polusi global dan mendesaknya kebutuhan sumber energi baru maka salah satu alternatifnya adalah dengan pengembangan metode produksi hidrogen konvensional ke arah yang lebih baik. Dengan demikian, perlu sumber energi alternatif untuk memproduksi bahan bakar alternatif yaitu hidrogen. Energi nuklir menawarkan keuntungan dalam produksi hidrogen, ramah lingkungan karena tidak menghasilkan karbondioksida, sulfur atau nitrogen oksida yang mencemari lingkungan, disamping itu juga mempunyai hasil yang intensif, berkelanjutan dan ekonomis. Energi nuklir digunakan sebagai energi input dalam produksi hidrogen. Salah satu jenis reaktor yang dikembangkan untuk keperluan ini adalah HTGR (High Temperatur Gas-cooled Reactor) karena reaktor ini dapat menghasilkan suhu tinggi yang sesuai dengan kebutuhan pada produksi hidrogen. 1.2 Rumusan Masalah Salah satu aktifitas untuk pengembangan HTGR pada abad 21 ini adalah HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor), reaktor yang dibangun di
BAB I PENDAHULUAN - 3 - Jepang, sebagai fasilitas uji untuk bahan bakar, iradiasi material, dan untuk mendemontrasikan aplikasi proses pemanasan, seperti produksi hidrogen. Selain itu, HTTR juga digunakan untuk uji inherent safety dari desain HTGR, kualitas struktur material dan komponen serta perilaku bahan bakar dan produk fisi. Sasaran dari perancangan desain HTTR adalah peningkatan teknologi untuk pengembangan HTGR. Dalam perancangan reaktor diperlukan analisis yang komprehensip, salah satunya yaitu analisis neutronik yang meliputi penentuan kekritisan, reaktifitas, power density dan analisis bahan bakar pada teras. Kekritisan pertama dan harga ekses reaktifitas HTTR dianalisis saat pengisian bahan bakar pada tipe teras anular, karena data eksperimen dari tipe teras ini sangat diharapkan untuk validasi kode komputer dan model teras untuk skala yang lebih besar. Saat reaktor beroperasi terjadilah proses pembakaran bahan bakar, sehingga komposisi bahan bakar mengalami perubahan (depletion) dan mengakibatkan berkurang pula isotop fisil. Untuk menganalisis desain teras digunakan program komputer yaitu berupa kode (codes) yang digunakan untuk mensimulasikan perilaku nuklir dalam teras reaktor. 1.3 Tujuan Penulisan Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mempelajari karakteristik desain reaktor temperatur tinggi berpendingin gas helium akan diganti dengan pendingin timbal-bismut (Pb-Bi) khususnya High Temperature engineering Test Reactor (HTTR) dan melakukan perhitungan untuk menentukan jumlah kolom bahan bakar yang menyebabkan kekritisan pertama (HTTR-First Criticality) dan juga untuk menentukan harga ekses reaktifitasnya (HTTR-Excess Reactivity). Perhitungan juga dilakukan untuk menganalisa burn-up dan distribusi daya teras reaktor pada awal reaktor diaktifkan (Beginning of Life).
BAB I PENDAHULUAN - 4-1.4 Batasan Masalah Pembahasan dilakukan pada reaktor temperatur tinggi berpendingin gas yaitu High Temperature engineering Test Reactor (HTTR). Reaktor yang bermoderator grafit dan berpendingin gas helium akan diganti dengan pendingin timbal-bismut (Pb-Bi) dengan elemen-elemen bakar prismatik berupa blok-blok berbentuk heksagonal. Bahan bakar yang digunakan adalah UO 2 dan ThUO 2. Analisis neutronik dilakukan dengan menentukan kekritisan pertama dan harga reaktifitasnya serta distribusi daya pada teras reaktor saat awal reaktor diaktifkan. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan program SRAC-EWS (Standart termal Reactor Analysis Code system - Engineering Work Station), program yang dikembangkan oleh JAERI (Japan Atomic Energy Reasearch Institute). Program ini dapat membantu dalam mendesain dan menganalisa reaktor, khususnya reaktor termal. SRAC-EWS memanfaatkan data nuklida yang berasal dari JENDL3.2 untuk menghasilkan data penampang mikroskopik dan makroskopik yang efektif dari masing-masing komposisi material teras reaktor. Perhitungan cell menggunakan geometri berbentuk hexagonal untuk elemen bahan bakar dan silinder geometri untuk perisai lentari, perisai dapat ganti dan selongsong batang kendali. Keseluruhan perhitungan teras menggunakan CITATION modul dari kode komputer SRAC-EWS dengan geometri θ - R - Z. 1.5 Sistematika Penulisan Penulisan laporan tugas akhir ini dibagi menjadi lima bab. Pada bab pertama berisi latar belakang dan rumusan masalah, tujuan penulisan, batasan masalah serta sistematika penulisan. Bab kedua teori dasar berisi informasi mengenai penelitian dan pengembangan High Temperature Engineering Test Reactor saat ini, kemudian dibahas tentang reaksi fisi yang terjadi di dalam teras reaktor diikuti pembahasan persamaan Transport Boltzman dan persamaan Difusi beserta solusi persamaan Difusi Multigrup, serta parameter nutronik dalam perhitungan.
BAB I PENDAHULUAN - 5 - Adapun pada bab ketiga dibahas karakteristik desain HTTR dan pendingin Pb-Bi, meliputi konfigurasi teras, karakteristik material teras reaktor, dan pendingin Pb-Bi. Pada bab keempat data dan analisa hasil perhitungan desain HTTR berisi komposisi material dan alur perhitungan SRAC-EWS, beserta data dan analisa hasil perhitungan meliputi kekritisan pertama reaktor, faktor multiplikasi efektif, reaktivitas dan power density. Dan bab kelima kesimpulan dan saran berisi kesimpulan-kesimpulan terhadap desain yang dibuat, kemudian saran-saran yang diberikan untuk pengembangan selanjutnya.