STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM MENGGUNAKAN STRATEGI SHUFFLING. Rida SNM *

(1)

Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir: 6-7 Agustus 2008(43-53)

STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM MENGGUNAKAN

STRATEGI SHUFFLING Rida SNM^*

ABSTRAK

STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM MENGGUNAKAN STRATEGI SHUFFLING. Studi desain reaktor cepat berpendingin Pb-Bi (Lead-bismuth cooled Fast Reactor-LFR) berbasis bahan bakar uranium alam telah dilakukan pada penelitian ini. Reaktor ini menggunakan UN-PuN sebagai bahan bakar dan timbal- bismuth sebagai pendingin serta dapat dioperasikan tanpa pengisian ulang bahan bakar selama 15 tahun dengan initial excess reactivity 9%. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan kode sistem SRAC dan JENDL-32 library, dengan model teras cylindrical cell dua dimensi R-Z. Optimasi desain reaktor dilakukan agar reaktor dapat beroperasi dengan bahan bakar uranium alam. Caranya dengan membakar uranium alam selama 90 tahun dan meletakkan hasil burn up masing-masing tahun dalam reaktor dengan konfigurasi tertentu. Penempatan bahan bakar dalam teras reaktor diatur sedemikian sehingga uranium alam yang di burn cukup untuk operasi reaktor selama 15 tahun dalam 6 region reaktor. Hasil burn up tahun ke-1 sampai tahun ke-15 ditempatkan di region ke-6, hasil burn up tahun ke-16 sampai tahun ke-30 ditempatkan di region ke-1, hasil burn up tahun ke-31 sampai tahun ke-45 ditempatkan di region ke-2, dan seterusnya, sehingga hasil burn up tahun ke-75 sampai tahun ke-90 ditempatkan di region ke-5.

Uranium alam ini awalnya dibakar dengan power level burn up tebakan setiap tahun. Setelah CITATION calculation, akan diperoleh power level baru yang akan digunakan untuk cell calculation berikutnya.

Proses diulangi hingga nilai power level yang diperoleh konvergen. Untuk menjaga agar reaktor dapat beroperasi dalam 15 tahun, dilakukan survey fuel-to-coolant ratio yang sesuai. Dengan tinggi dan diameter teras aktif masing-masing 250 cm dan 200 cm, volume fraction yang tepat untuk desain reaktor ini adalah 51% fuel, 14% cladding dan 35% coolant.

Kata-kata kunci: LFR, Uranium alam, Plutonium-239, enrichment, excess reactivity.

ABSTRACT

DESAIN STUDY OF Pb-Bi COOLED FAST REACTOR WITH NATURAL URANIUM FUEL BASE USING SHUFFLING STRATEGY. Design study of Lead-bismuth cooled fast reactor with natural uranium fuel base has been done. The reactors utilize UN-PUN as fuel and timbale-bismuth as coolant and can be operated without refueling for 10 years with initial excess reactivity 9%.

Calculation has been done by using SRAC system code and JENDL-32 library, with cylindrical cell two dimensional R-Z core models. Reactor design optimization is evaluated to utilize natural uranium as reactor fuel. Optimization evaluated by burning natural uranium for 90 years and put each of its burn up result per year in reactor with certain configuration. The placement of fuel in core arranged so that the result of natural uranium burnt sufficient for 15 years reactor operation in 6 core region. The 1^st year to 15^th year of burn up result placed at region 6, the 16^th year to 30^th year of burn up result placed at region 1, the 31^st year to 45^th year of burn up result placed at region 2, and so on so that the 75^st year to 90^th year of burn up result place at region 5. This natural uranium initially being burned by guessed power level of

(2)

burn up. After CITATION calculation, new power level will be obtained to be used for the next cell calculation. The process is repeated until the power level value is convergent. To maintain the reactor for 15 years operation, fuel-to-coolant ratio survey has been done. With height and diameter core 250 cm and 200 cm respectively, the appropriate volume fraction for this design is 51% fuel, 14% cladding and 35%

coolant.

Keywords: LFR, natural uranium, Plutonium-239, enrichment, excess reactivity.

PENDAHULUAN

Pengembangan dan pemanfaatan energi nuklir selalu disertai oleh tiga isu global, yaitu Nuclear Safety atau keselamatan reaktor nuklir, Radioactive Waste Management atau pengaturan sampah radioaktif, dan Nuclear Non-proliferation atau pembatasan penggunaan bahan nuklir. Isu keselamatan reaktor nuklir dan pengaturan sampah radioaktif telah dipercaya akan tidak menjadi masalah lagi, mengingat sekitar 438 Nuclear Power Plant yang sudah beroperasi hingga tahun 2002 telah membuktikan bahwa energi nuklir sangat aman dan tidak menghasilkan racun yang berbahaya ke atmosfir. Yang masih menjadi permasalahan adalah Nuclear Non- proliferation, yang berkaitan dengan pengaturan dan pembatasan penggunaan bahan bakar nuklir. Seperti yang terjadi di Iran, pengayaan uranium akan menjadi permasalahan politik internasional.

Pada penelitian ini dilakukan studi awal untuk melihat kemungkinan merancang reaktor cepat yang berbasis bahan bakar uranium alam. Dengan konsep ini, kita dapat menyediakan bahan bakar nuklir sendiri tanpa memerlukan proses pengayaan uranium yang dapat mengundang kontroversi internasional seperti pada kasus Iran.

METODOLOGI

Perancangan reaktor cepat berpendingin Pb-Bi ini dilakukan dengan menggunakan kode program SRAC yang dikembangkan oleh JAERI. Uranium alam yang akan digunakan untuk bahan bakar reaktor terlebih dahulu di burn dalam jangka waktu tertentu sehingga menghasilkan bahan bakar fissile yang dapat berfisi di dalam reaktor.

Penempatan bahan bakar dalam teras reaktor diatur sedemikian sehingga uranium alam yang di burn selama 90 tahun dalam cell calculation cukup untuk operasi reaktor selama 15 tahun dalam 6 region reaktor. Hasil burn up tahun ke-1 sampai tahun ke-15 ditempatkan di region ke-6, hasil burn up tahun ke-16 sampai tahun ke-30 ditempatkan di region ke-1, hasil burn up tahun ke-31 sampai tahun ke-45 ditempatkan di region ke-2, dan seterusnya, sehingga hasil burn up tahun ke-75 sampai tahun ke-90 ditempatkan di region ke-5. Gambaran penyusunan ini diberikan pada gambar berikut:

(3)

Gambar 1. Penampang Lintang Konfigurasi Teras Reaktor dengan Strategi Shuffling

Spesifikasi desain reaktor yang digunakan dalam penelitian ini adalah

Tabel 1. Spesifikasi Umum Desain Reaktor

Parameter Spesifikasi

Daya (Termal) 1500 MWt

Periode Refueling 15 tahun

Geometri Teras Cylinder Balance

Karakteristik Teras Small-long life core

Bahan Bakar (fuel) UN dan PuN

Struktur(cladding) SS316

Pendingin (coolant ) Pb-Bi eutectic

Tipe Pin cell Cylinder cell

Pin pitch/diameter 1.41 cm

Tinggi teras aktif 2.5 m

Diameter teras aktif 2 m

Untuk selanjutnya, perancangan desain reaktor cepat berpendingin Pb-Bi berbasis bahan bakar uranium alam dengan umur operasi reaktor 15 tahun dilakukan dengan proses sebagai berikut:

(4)

Gambar 2. Flowchart Perhitungan

Perhitungan tersebut dilakukan hingga nilai power yang diperoleh konvergen.

Selain mencapai konvergensi, parameter yang harus dicapai adalah agar reaktor tersebut dapat beroperasi selama 15 tahun. Untuk mencapai tujuan ini, dilakukan perubahan-perubahan fuel-to-coolant ratio yang akan memberikan gambaran fraksi bahan bakar paling tepat untuk metoda ini.

(5)

HASIL DAN PEMBAHASAN

Dengan menggunakan metoda perhitungan seperti pada flowchart di atas, diperoleh hasil faktor multiplikasi efektif untuk beberapa fuel-to-coolant ratio sebagai berikut:

Tabel 2. hasil berbagai perbandingan bahan bakar

perbandingan k eff awal k eff akhir fuel cladding coolant

61 10 29 1.159964E+00 1.091751E+00

50 15 35 1.080570E+00 9.914589E-01

51 14 35 1.089905E+00 1.002885E+00

52.5 12.5 35 1.103046E+00 1.019040E+00

Perhitungan mencapai konvergensi pada iterasi ke-6 dengan 0<ε <10⁻⁶. Rincian hasil yang diperoleh disajikan dalam grafik-grafik berikut ini

Iterasi Power Level untuk fuel 61%

-2.000E-04 0.000E+00 2.000E-04 4.000E-04 6.000E-04 8.000E-04 1.000E-03 1.200E-03

0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100

periode burn up (tahun)

power level (MWt/cm)

tebakan iterasi 1 iterasi 2 iterasi 3 iterasi 4 iterasi 5 iterasi 6

Gambar 3. Grafik hasil iterasi power level untuk fraksi bahan bakar 61%

(6)

-2.000E-04 0.000E+00 2.000E-04 4.000E-04 6.000E-04 8.000E-04 1.000E-03 1.200E-03

0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100

-2.000E-04 0.000E+00 2.000E-04 4.000E-04 6.000E-04 8.000E-04 1.000E-03 1.200E-03

0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100

(7)

Iterasi Power Level untuk fuel 52.5%

-2.000E-04 0.000E+00 2.000E-04 4.000E-04 6.000E-04 8.000E-04 1.000E-03 1.200E-03

0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100

Gambar 6. Grafik hasil iterasi power level untuk fraksi bahan bakar 52.5%

k eff untuk fuel 61%

1.06E+00 1.08E+00 1.10E+00 1.12E+00 1.14E+00 1.16E+00 1.18E+00 1.20E+00 1.22E+00

0 5 10 15 20

k-eff

Series1 Series2 Series3 Series4

Series5 Series6

9.50E-01 1.00E+00 1.05E+00 1.10E+00 1.15E+00 1.20E+00

0 5 10 15 20

k-eff

Series5 Series6

Gambar 7. Grafik k eff hasil semua iterasi untuk fraksi bahan bakar 61% dan 50%

9.80E-01 1.00E+00 1.02E+00 1.04E+00 1.06E+00 1.08E+00 1.10E+00 1.12E+00 1.14E+00 1.16E+00 1.18E+00

0 5 10 15 20

k-eff

iterasi1 iterasi2 iterasi3 iterasi4 iterasi5 iterasi6

k eff untuk fuel 52.5%

9.80E-01 1.00E+00 1.02E+00 1.04E+00 1.06E+00 1.08E+00 1.10E+00 1.12E+00 1.14E+00 1.16E+00 1.18E+00 1.20E+00

0 5 10 15 20

k-eff

Series5 Series6

Gambar 8. Grafik k eff hasil semua iterasi untuk fraksi bahan bakar 51% dan 52.5%

(8)

Reaktor dengan input bahan bakar uranium alam menggunakan strategi shuffling dapat beroperasi selama 15 tahun dengan presentasi bahan bakar : cladding : coolant = 51 : 14 : 35, dengan rentang power density di masing-masing region sebagai berikut:

Tabel 3. Hasil Power Level pada Semua Region

region power (MW/cm) Power density (W/cc)

1 8.912E-04 1.049E-03 571.041 672.152

2 4.690E-04 4.774E-04 300.514 305.897

3 2.031E-04 2.514E-04 130.137 161.086

4 8.811E-05 1.364E-04 56.457 87.399

5 9.241E-06 5.841E-05 5.921 37.427

6 1.578E-05 6.060E-05 10.111 38.830

KESIMPULAN

Dalam penelitian ini telah dirancang sebuah reaktor cepat bertipe LFR berbahan bakar UN-PuN. Dengan memanfaatkan siklus bahan bakar U-Pu dan strategi shuffling, berhasil dirancang sebuah reaktor yang mempunyai masa refuelling period selama 15 tahun. Strategi ini dilakukan dengan mem-burn uranium alam selama 90 tahun yang hasil pembakarannya dijadikan bahan bakar untuk operasi reaktor. Teras reaktor dibagi menjadi 6 region, yang masing-masing region diisi dengan hasil pembakaran masing-masing 15 tahun uranium alam. Reaktor ini memiliki geometri teras silinder 2- D (R-Z) dan menggunakan tipe geometri sel bahan bakar cylindrical cell. Selain itu reaktor ini menggunakan fraksi volum bahan bakar sebesar 51% dengan fraksi volum coolant sebesar 35% dan fraksi volum cladding sebesar 14%.

DAFTAR PUSTAKA

1. DUDERSTADT, JAMES J., Nuclear Reactor Analysis, New York: John Wiley &

Sons., 1976

2. OKUMURA, KEISUKE, The Comprehensive Neutronics Calculation Code System, JAERI. 2002.

3. WALTAR, ALAN E. DAN ALBERT B. REYNOLDS,. Fast Breeder Reactors, New York: Pergamon Press. 1980.

(9)

4. Laboratorium Nuklir, FI-ITBCHI Program Sistem Simulasi Reaktor Nuklir.

Bandung: ITB.

5. T. R. ALLEN AND D. C. CRAWFORD, Lead-Cooled Fast Reactor Systems and the Fuels and Materials Challenges. Hindawi Publishing Corporation Science and Technology of Nuclear Installations, 2007.

6. SNM, RIDA.. Studi Desain Reaktor Cepat Berpendingin Pb-Bi Yang Hanya Memerlukan Input Uranium Alam dalam Siklus Operasinya. Program Studi Fisika ITB, 2006.

DISKUSI

DARWIS ISNAINI

Yang saya tahu dari reaktor CANDU, elemen baku U-alam dilakukan refueling tiap hari. Bagaimana di dalam makalah ini disebut tanpa refueling 10 tahun. Jelaskan secara fisisnya ?

RIDA SNM

Uranium alam dalam teras diburn terlebih dahulu selama 90 tahun dengan PIJ burn pada cell calculation SRAC pembakaran ini akan menghasilkan nuklida-nuklida fisil, terutama Pu 239 yang digunakan sebagai bahan bakar reactor cepat. Secara neutronik, perhitungan dengan SRAC ini mungkin dilakukan dengan periode pengisian bahan bakar 15 tahun. Secara fisis belum dianalisis apakah metode ini mungkin atau tidak mungkin direalisasikan.

MAIRING

Asumsi tentang Sistim Pemanas pada teras reaktor . Mohon Penjelasan ?

RIDA SNM

Pada penelitian ini analisis sistem pemanas pada teras reaktor tidak dilakukan.

(10)

ZUHAIR

Tolong diberi penjelasan mengapa menggunakan SRAC dalam studi desain reaktor cepat padahal umumnya memanfaatkan TWOTRAN dan CITATION – FBR dengan library SLAROM.

RIDA SNM

Karena code program yang tersedia di lab kami sejauh ini adalah SRAC dan FI-ITB CH1 (Program buatan Pak Zaki). SRAC digunakan karena menyediakan opsi untuk reaktor cepat (bisa dipakai untuk menghitung dan menganalisis sistem neutronik reaktor)

DAFTAR RIWAYAT HIDUP

1. Nama : Rida Siti Nur’aini M, M.Si 2. Tempat/Tanggal Lahir : Ciamis, 18 Agustus 1984

3. Instansi : Fisika-ITB

4. Pekerjaan / Jabatan : Mahasiswa

5. Riwayat Pendidikan : (setelah SMA sampai sekarang)

• S1 Fisika- ITB (2002 –2006)

• S2 Fisika ITB (2006 - 2008) 6. Publikasi (Makalah) :

• Studi Desain Reaktor Cepat Berpendingin Pb-Bi yang hanya memerlukan Input Uranium Alam dalam Siklus Operasinya. LKSTN 17, BATAN, Agustus 2006

• Rida Siti NM. Design Study of Pb-Bi Cooled Fast Reactors Which Fuel Cycle Input is Natural Uranium. The 10^th International Conference, NPP Safety and Personnel Training. Obninsk, Russia. October 2007.

• Rida Siti NM and Zaki Su’ud. Design Study of Long Life Pb-Bi Cooled Reactors With natural Uranium as Fuel Cycle Input Using Radial Fuel Shuffling Strategy. International Conference on Advances in Nuclear Science and Engineering. Bandung, Indonesia. November 2007.

• Zaki Su’ud and Rida Siti NM. Feasibility Analysis of Nuclear Energy System for Developing Countries Which Can Utilize Natural Uranium/Thorium Efficiently without Embedded Enrichment plant nor Reprocessing plants. International Conference on Advances in Nuclear Science and Engineering. Bandung, Indonesia. November 2007.

(11)

• Zaki Su’ud, Abdul Waris and Rida Siti NM. Development of Long Life Pb-Bi Cooled Fast Reactors FP Group Constant Treatment. The 2^nd Asian Physics Symposium. Bandung, Indonesia. November 2007.

• Iyos Subki, Asril Pramutadi, S.N.M. Rida, Zaki Su'ud, R. Eka Sapta, S.

Muh. Nurul, S. Topan, Yuli Astuti and Sedyartomo Soentono. The utilization of thorium for long-life small thermal reactors without on-site refueling. Progress in Nuclear Energy, Elsevier Volume 50, Issues 2-6, March-August 2008, Pages 152-156.

Daftar Isi