1
1
Prodi Fisika, FMIPA, Universitas Sebelas Maret, Surakarta
2
Bidang PRND, PPSTPIBN, Badan Pengawas Tenaga Nuklir, Jakarta e-mail: [email protected]
ABSTRAK
Telah dilakukan simulasi HTR-10 dengan metode berbasis Monte Carlo menggunakan perangkat lunak kode MVP. Tujuan simulasi ini untuk menentukan nilai shutdown margin dari variasi batang kendali serta melakukan kajian status keamanan HTR-10 jika ditinjau dari nilai shutdown marginnya. HTR-10 merupakan jenis reaktor yang berbahan bakar pebble dengan lapisan TRISO. Bahan bakar HTR-10 adalah uranium oksida (UO2). Pengayaan 235U di dalam
UO2 sebesar 17%. Moderator dan reflektor bermaterial grafit. Pendingin HTR-10
bermaterial gas helium. Batang kendali HTR-10 bermaterial boron karbida dengan tinggi 258,764 cm dan berdiameter 13 cm. Simulasi dilakukan menggunakan variasi batang kendali dengan posisi fully up dan fully down untuk dikaji nilai
nya. Dari nilai kemudian dapat dihitung nilai reaktivitas dan shutdown margin. Hasil penelitian menunjukkan nilai SDM sebesar 4,24 % ∆k/k.
Kata kunci : HTR-10, kode MVP, reaktivitas, shutdown margin
ABSTRACT
Neutronic simulation of HTR-10 has been performed with Monte Carlo based method of MVP Code. The purpose of this simulation is to determine the shutdown margin value from control rod variation and to assess about safety state of HTR-10 if in term of shutdown margin value. HTR-HTR-10 is fueled with pebble with TRISO layer. Pebble bed of HTR-10 is a Uranium oxide (UO2). Enrichment of 235U in
the UO2 fuel is 17%. Graphit isi a material of Moderator and reflector. Helium gas is a material coolant of HTR-10. Control rod HTR-10 have a Boron Carbide material, control rod height is 258.764 cm dan diameter is 13 cm. simulation are performed using fully up and fully down control rod variation to assess value. From value, and then can be calculation of reactivity and shutdown margin value. From the result can be observed that SDM value about 4.24 % ∆k/k.
PENDAHULUAN
Meningkatnya permintaan
akan energi yang bersih dan efisien
di dunia sangat tinggi. Implementasi
teknologi baru yang dapat digunakan
adalah pembangkit listrik tenaga
nuklir (PLTN). Salah satu tujuan
penerapan PLTN untuk mengurangi
pengoperasian dan pemeliharaan
guna membantu mengimbangi
ekonomi dunia[2]. Untuk dapat mencapai salah satu tujuan tersebut
adalah dengan memanfaatkan energi
dari reaktor nuklir. Salah satu jenis
reaktor yang dapat dimanfaatkan
energinya adalah High Temperature
Reactor (HTR). HTR
diklasifikasikan oleh International
Atomic Energy Agency (IAEA)
sebagai reaktor generasi ke-IV.
Reaktor Gen IV ini tidak hanya
memiliki keselamatan pasif tetapi
juga mempunyai keselamatan
inheren[1].
High Temperature Reactor
(HTR) merupakan jenis reaktor
berpendingin gas helium. Salah satu
jenis HTR adalah HTR-10 yang
dioperasikan dengan daya 10 MW.
Pengoperasian HTR – 10 pertama
kali di Intitute of Nuclear Energy
Technology (INET), Tsinghua
University, China. Suhu rerata
helium inlet dan outlet adalah 250oC
dan 700oC. HTR – 10 mempunyai
diameter teras 1,8 m dan ketinggian
rata-rata teras adalah 1,97 m yang
berisi sekitar 27.000 pebbles[5]. Bahan bakar HTR-10 berbentuk
pebble yang di dalamnya berisi
lapisan TRISO.
Salah satu komponen utama
HTR-10 adalah batang kendali.
Batang kendali berfungsi untuk
mengendalikan reaksi fisi di dalam
reaktor. HTR-10 mempunyai 10
batang kendali, dimana
masing-masing batang kendali terdiri dari
lima segmen cincin B4C (Boron
carbide). Batang kendali terletak
diantara bagian sisi dalam dan luar
stainless steel reflektor. Ukuran
diameter bagian dalam dan luar
cincin adalah 6 cm dan 10,5 cm [3].
HTR-10 didesain dengan tingkat
keselamatan yang tinggi.
Ketika dalam kondisi darurat,
reaktor harus dipadamkan dengan
cara menjatuhkan batang kendali ke
dalam teras. Untuk mengetahui jarak
dari kondisi kritis ke kondisi
kendali dijatuhkan, maka diperlukan
nilai shutdown margin. Shutdown
margin (SDM) dapat didefinisikan
sebagai pengurangan antara
reaktivitas total batang kendali
dengan reaktivitas lebih. Nilai SDM
akan bervariasi untuk tiap-tiap
reaktor. Nilai batas minimum SDM
reaktor riset sekitar 0,5 % .
Nilai SDM yang diperoleh dari
penelitian ini, harus lebih besar sama
dengan nilai minimum desain yang
yang ditetapkan (SDM 0,5 %
[6]
. Penentuan nilai SDM
dilakukan saat posisi batang kendali
fully up dan fully down.
Dalam pengkajian neutronik,
pemanfaatan simulasi komputer
mutlak diperlukan. Tersedia cukup
banyak kode neutronik, diantaranya
kode MCNP, kode MORSE, kode
MVP, dan sebagainya. Kode MVP
merupakan metode berbasis Monte
Carlo, yang didasarkan pada model
energi kontinu. Kode MVP
dikembangkan oleh Japan Atomic
Energy Research Institute, yang
dapat digunakan untuk menganalisis
gerakan suatu partikel, baik neutron,
foton, dan lain-lain[4].
METODE PENELITIAN
Metode yang digunakan pada
penelitian ini adalah metode simulasi
HTR-10 menggunakan software
kode MVP. Parameter HTR-10
mengacu pada penelitian Terry et al.
(2006) seperti yang ditunjukkan pada
tabel 1.
Tabel 1. Parameter HTR-10
Tahap pertama adalah
pembuatan geometri reaktor dan
input material penyusun HTR-10.
Geometri HTR-10 berbentuk silinder
yang terdiri dari beberapa komponen,
diantaranya reflektor. top cavity,
teras reaktor, pendingin, dummy
moderator, batang kendali dan
carbon bricks. Geometri HTR-10
untuk batang kendali fully down dan
menggunakan CGVIEW seperti yang
terlihat pada Gambar 1 dan 2.
(a)
[image:4.595.353.479.104.454.2](b)
Gambar 1. Geometri HTR-10 dengan
posisi batang kendali fully down,
(a) Bidang XZ (b) Bidang XY
(a)
(b)
Gambar 2. Geometri HTR-10 dengan
posisi batang kendali fully up,
(a) Bidang XZ (b) Bidang XY
Berdasarkan Gambar 1,
nomor (1) merupakan lapisan boron
karbida (B4C) yang mengelilingi
reflektor, nomor (2) adalah reflektor,
nomor (3) adalah top cavity, nomor
(4) adalah teras berisi pebble bahan
bakar, nomor (5) adalah batang
kendali, nomor (6) adalah pendingin
gas helium, nomor 7 adalah dummy
[image:4.595.125.284.141.552.2]bricks, nomor (9) adalah void, dan
nomor (10 a, b, c) adalah iradiator.
Tahap selanjutnya adalah
running program. Hasil running
menunjukkan nilai saat batang
kendali fully updanfully down. Dari
nilai yang diperoleh, dapat
dilakukan perhitungan nilai
reaktivitas dan perhitungan SDM.
HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil running simulasi
dengan variasi batang kendali fully
up dan fully down adalah nilai
yang ditampilkan pada tabel 2. Tabel
2 terlihat bahwa saat batang
kendali fully down berada pada
kondisi subkritis yang mana kondisi
tersebut menuju ke sistem
pemadaman reaktor. Sedangkan,
ketika posisi batang kendali fully up,
kondisi reaktor adalah superkritis
sehingga reaktivitasnya bernilai
positif. Agar reaktor berada pada
kondisi kritis dan dapat melakukan
reaksi fisi, maka perlu dilakukan
penambahan material, misalnya
penambahan material di dalam teras.
Tabel 2. batang kendali fully
down dan fully up
Posisi Batang
Kendali
Fully down 0,950984
Fully up 1,060020
Kemampuan suatu reaktor
untuk menuju sistem pemadaman
dapat diketahui melalui parameter
SDM. Nilai SDM dari batang kendali
fully up dan fully down diperoleh
nilai sebesar 4,24 % ∆k/k. Nilai yang
diperoleh dari hasil kalkulasi
melebihi batas minimum yang
ditetapkan.
KESIMPULAN
Berdasarkan penelitian yang
telah dilakukan, maka dapat
disimpulkan bahwa dari nilai
yang telah diperoleh, maka hasil
kalkulasi nilai SDM HTR-10 dari
variasi batang kendali fully up dan
fully down sebesar 4,24 % ∆k/k.
Status keamanan HTR-10 jika
ditinjau dari nilai shutdown margin,
dapat dikatakan aman untuk sistem
pemadaman reaktor. Hal tersebut
dikarenakan nilai SDM yang
diperoleh melebihi batas minimum
nilai SDM yang ditetapkan. Akan
tetapi dari segi sistem shutdown
aman jika menuju sistem
pemadaman reaktor saat terjadi
kondisi darurat. Hal tersebut
dikarenakan hanya menggunakan
salah satu dari tiga sistem
pemadaman reaktor yaitu batang
kendali.
DAFTAR PUSTAKA
[1] Abdullah, A. G., & Su’ud, Z., Analisis kecelakaan reaktor akibat kegagalan sistem pembuangan panas pada reaktor nuklir generasi IV, Jurnal Pendidikan Fisika Indonesia, 8, 106-114, 2012.
[2] Hugo, J. V., & Gertman, D. I., A method to select human – system interfaces for Nuclear power plant,. Journal Nuclear Engineering and technology, 48, 87-97, 2015.
[3] IAEA, The high temperature gas cooled reactor test module core physics benchmarks, IAEA Publication, 2003.
[4] JAERI, MVP/GMVP II : General purpose monte carlo codes for neutron and photon transport calculations based on continuous energy and multigroup methods, Tokyo: Japan Atomic Energy Research Institute, 2005.
[5] Nagaya, Y., Okumura, k., Mori, T., & Nakazato, W., Analysis of the HTR-10 initial core with a Monte Carlo code MVP, Journal
Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear systems, April, 25-29, 2004.
