358
DESKRIPSI KONDISI AT ONE STUCK ROD HTR-10 DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN
Rizki Budi Rahayu
1, Riyatun
1, Suharyana
1, Azizul Khakim
21
Group Riset Nuklir dan Radiasi, FMIPA, Universitas Sebelas Maret, Surakarta
2
Bidang PRND, PPSTPIBN, Badan Pengawas Tenaga Nuklir, Jakarta e-mail: riyatun@staff.uns.ac.id
ABSTRAK
Telah dilakukan simulasi komputasi HTR-10 dengan kode MVP (Monte Carlo Visual Program) dari JAERI. Kode ini dipilih karena lebih sederhana dalam menyusun input geometri reaktor. Data library kode MVP adalah JENDL-3.3, yang diisikan pada geometri reaktor yang telah disusun. HTR-10 merupakan jenis reaktor berbahan bakar pebble bed, berisi bola bola uranium oksida (UO2) dengan pengayaan 17%, dibalut dengan lapisan TRISO. HTR-10 dimodelkan menggunakan grafit sebagai moderator dan reflektor, berpendingin gas helium, dan batang kendali terbuat dari boron karbida. HTR-10 dioperasikan dengan daya 10 MW dengan suhu rerata helium inlet dan outlet adalah 250oC dan 700oC, berukuran diameter teras 1,8 m dan ketinggian teras 1,97 m, berisi sekitar 27.000 pebbles. Simulasi difokuskan pada variasi posisi batang kendali, yaitu at one stuck rod (OSR) dari 10 batang kendali yang terdapat pada HTR-10. Hasil simulasi adalah nilai keff sehingga dapat dihitung nilai reaktivitas dan shutdown margin (SDM). Hasil simulasi menunjukkan pada OSR diperoleh reaktivitas positif dan SDM $1,9215 0,0009. Karena batas minimum nilai SDM adalah $0,7, maka secara teori HTR-10 aman untuk menuju kondisi pemadaman reaktor jika terjadi OSR.
Kata kunci : HTR-10, kode MVP, OSR, shutdown margin
ABSTRACT
Neutronic simulation of HTR-10 has been performed with MVP (Monte Carlo Visual Program) code by JAERI. This code is chosen because it is the most simple to draw up reactor geometry inputs. The MVP code library data is JENDL- 3.3, which is filled on the reactor geometry that has been arranged. HTR-10 is a type of a pebble bed reactor, containing uranium oxide spherical ball (UO2) with 17% enrichment, covered by a layer of TRISO. HTR-10 is modeled using graphite as a moderator and reflector material, helium gas as a coolant material, and control rod is a boron carbide material. HTR-10 is operated at a power of 10 MW with average temperature of helium inlet and outlet is 250oC and 700oC, the diameter of core is 1.8 m and the height of core is 1.97 m, containing about 27000 pebbles. This simulation is focused on the variation of control rod position, which at one stuck rod of the 10 control rods is found on the HTR-10. The simulation result is value, so it can be calculated the value of reactivity, , and shutdown margin (SDM). The simulation result show that the OSR is obtained by positive reactivity and SDM $1.9215 0.0009. Since the minimum value of SDM is $0.7, according the theoretical of HTR-10 is safe to be shutdown OSR case.
Keywords : HTR-10, MVP code, OSR, shutdown margin
I. PENDAHULUAN
Meningkatnya permintaan akan energi yang bersih dan efisien di dunia sangat tinggi. Implementasi teknologi baru pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN) adalah sebagai energi yang efisien dan bersih polusi, serta mengimbangi ekonomi dunia[1]. Reaktor nuklir tipe High Temperature Reactor (HTR) merupakan penghasil energi, oleh International Atomic Energy Agency (IAEA) dikategorikan sebagai reaktor generasi ke-IV yang memiliki keselamatan pasif juga keselamatan inheren[2].
HTR-10 dioperasikan dengan daya 10 MW, pertama kali dioperasikan di Intitute of Nuclear Energy Technology (INET), Tsinghua University, China. Suhu rerata helium inlet dan outlet adalah 250oC dan 700oC, berpendingin gas helium. HTR-10 berukuran diameter teras 1,8 m dan ketinggian rata-rata teras 1,97 m, berisi sekitar 27.000 pebbles. Bahan bakar HTR-10 adalah
UO2, dibalut dengan lapisan TRISO terdapat di dalam pebble bed[3].
Salah satu komponen utama HTR-10 adalah batang kendali yang berfungsi untuk mengendalikan daya atau kritikalitas suatu reaktor dengan cara mengatur posisi batang kendali tersebut. Kritikalitas merupakan parameter yang digunakan untuk memantau perubahan jumlah neutron tiap siklus. HTR-10 mempunyai 10 batang kendali yang terbuat dari boron karbida. Batang kendali terletak di bagian samping reflektor[4]. Jumlah populasi neutron dikendalikan dengan batang kendali.
Faktor multiplikasi efektif merupakan ukuran perubahan fraksi populasi neutron pada setiap generasi yang disebut dengan reaktivitas. Reaktivitas, , dapat dihitung jika diketahui jumlah generasi awal neutron N0 dan jumlah generasi neutron selanjutnya N0 .
359
=
(1)
Reaktor nuklir selalu didesain memiliki nilai tambahan reaktivitas pada tingkat daya tertentu. Tambahan reaktivitas tersebut dinamakan sebagai reaktivitas lebih teras (excess reactivity). Excess reactivity disimbolkan dengan excess[5] . Reaktivitas negatif diperlukan agar pengoperasian reaktor dapat dipadamkan setiap saat pada sembarang tingkat daya. Reaktivitas negatif tersebut disediakan oleh pengendali reaktivitas yaitu batang kendali. Parameter yang menunjukkan kemampuan pemadaman operasi reaktor dari sistem pengendali reaktivitas dinamakan shutdown margin[6]. Nilai SDM dapat dihitung dari pengurangan antara reaktivitas total batang kendali dengan reaktivitas lebih. Penentuan nilai SDM at one stuck rod (OSR) ditentukan dengan Persamaan (3). Nilai SDM akan bervariasi untuk tiap-tiap reaktor. Nilai batas minimum SDM reaktor riset sekitar 0,5 % atau setara dengan $0,7[7]. SDM = (2)
SDM (OSR) = SDM (3)
(4)
(5) Pada kondisi normal, reaktor berada pada kondisi kritis dengan tingkat daya konstan. Ketika dalam kondisi darurat, tingkat daya reaktor harus segera diturunkan dengan cara mengatur posisi batang kendali. Jika batang kendali dimasukkan ke dalam teras, maka nilai
akan menurun.
Terdapat tiga dasar fungsi keselamatan reaktor nuklir yaitu reaktor dapat dipadamkan, bahan bakar yang dapat didinginkan dan radiasi zat radioaktif pada reaktor tidak melebihi batas[8]. Pada penelitian ini hanya ditinjau pada fungsi keselamatan reaktor dapat padamkan. Pada fungsi tersebut, ketika laju reaksi fisi di dalam teras meningkat, maka jumlah neutron yang dihasilkan dari reaksi fisi tersebut juga akan meningkat. Untuk mengendalikan laju reaksi fisi dilakukan dengan mengurangi jumlah neutron, sehingga diperlukan batang kendali sebagai penyerap neutron.
Dalam pengkajian neutronik, pemanfaatan simulasi komputer mutlak diperlukan. Tersedia cukup banyak kode neutronik, diantaranya kode MCNP, MORSE, 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. Salah satu kelebihan dari MVP yakni geometri yang digunakan langsung menggunakan volume[9]. II. METODE
Parameter HTR-10 mengacu pada penelitian Terry et al. (2006) tertulis pada Tabel 1.
Tabel 1. Parameter HTR-10
Tahap pertama adalah input material penyusun HTR-10 pada geometri reaktor yang telah dibuat. Format input material sebagai berikut:
& IDMAT(material-ID) Nuclide-ID (number - denstity) Nuclide-ID (number - denstity)
Tahap kedua yaitu pembuatan geometri reaktor yang diawali dengan membuat bodies, zones dan tally region. 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 mengacu pada Gambar 1.
Gambar 1. Penampang melintang HTR-10[10]
Tahap ketiga adalah pengaturan posisi 10 batang kendali fully down dan fully up, yang ditunjukkan pada Gambar 2 di bidang XZ. Tahap selanjutnya dapat dilakukan variasi posisi batang kendali at one stuck rod. Variasi pada batang kendali dengan posisi at one stuck rod di bidang XY dapat
360 ditampilkan menggunakan CGVIEW seperti yang terlihat pada Gambar 3.
(a) (b)
Gambar 2. Geometri bidang XZ, (a) posisi batang kendali fully down, (b) posisi batang kendali fully up
Keterangan gambar 2 sebagai berikut:
- Boron karbida yang melapisi reaktor nomor 1.
- Reflektor nomor 2.
- Top cavity, gambar 2(a) nomor 3, gambar 2(b) nomor 4.
- Teras bahan bakar, gambar 2(a) nomor 4, gambar 2(b) nomor 5.
- Batang kendali, gambar 2(a) nomor 5 posisi fully down, gambar 2(b) nomor 3 posisi fully up.
- Pendingin, gambar 2(a) nomor 6, gambar 2(b) nomor 7.
- Dummy moderator, gambar 2(a) nomor 7, gambar 2(b) nomor 8.
- Carbon bricks, gambar 2(a) nomor 8, gambar 2(b) nomor 9.
- Ruang kosong batang kendali, gambar 2(a) nomor 9 adalah void, gambar 2(b) nomor 6 adalah helium.
(a) (b)
(c) (d)
(e) (f)
(g) (h)
(i) (j)
Gambar 3. Geometri bidang XY untuk at one stuck rod, batang kendali
(a) ke-1 (b) ke-2 (c) ke-3 (d) ke-4 (e) ke-5 (f) ke-6 (g) ke-7 (h) ke-8 (i) ke-9 (j) ke-10
Tahap terakhir adalah running program. Hasil running menunjukkan nilai saat batang kendali fully up dan fully down serta saat di variasi batang kendali pada posisi at one stuck rod. Dari nilai yang diperoleh, dapat dilakukan perhitungan nilai reaktivitas dan perhitungan SDM OSR. Perhitungan nilai shutdown margin menggunakan Persamaan (2) dan (3).
III. HASIL DAN PEMBAHASAN
Benchmark atau perbandingan dengan model serupa dilakukan terhadap penelitian Terry et al.
(2006). Nilai penelitian ini adalah (0,981 0,001) yakni dengan kode MVP, sedangkan Terry et al. menggunakan ketentuan INET memiliki nilai berada pada rentang 0,952 – 1,044. Nilai yang diperoleh dari penelitian ini, berada di dalam batas rentang nilai referensi tersebut.
Pada Tabel 2 disajikan hasil running untuk 10 batang kendali fully up dan fully down. Dari hasil tersebut, dapat dilihat bahwa nilai yang diperoleh dari penelitian dan referensi sedikit berbeda. Perbedaan tersebut dimungkinkan karena nilai packing fraction
361 bahan bakar yang digunakan dalam simulasi berbeda.
Packing fraction merupakan besaran yang menunjukkan jumlah total ruang yang diisi oleh suatu material. Nilai packing fraction dapat ditentukan dengan perbandingan antara jumlah volum dari seluruh bahan bakar dan volum total teras. IAEA (2006) menggunakan packing fraction sekitar 0,6. Struktur bahan bakar yang disimulasikan tersebut sangat renggang dengan sisa 0,4 diisi oleh pendingin helium.
Pada penelitian ini, bahan bakar reaktor dianggap berada pada keadaan terkompaksi. Kompaksi bahan bakar disimulasikan dengan merapatkan struktur bahan bakar HTR-10.
Tabel 2. posisi 10 batang kendali Posisi
Batang Kendali
peneliti referensi (IAEA, 2001) Fully up (K2) 1,1167 ± 0,0008 0,9974 Fully down (K1) 0,9723 ± 0,0008 0,8277
Dari nilai batang kendali fully down dan fully up dapat dihitung nilai reaktivitas total batang kendali dan reaktivitas lebih menggunakan Persamaan (4) dan (5), diperoleh hasil yang ditunjukkan seperti Tabel 3.
Tabel 3. Hasil perhitungan nilai dan
Hasil
perhitungan (% ) ($)
13,301 0,001 19,002 0,001 10,4520 0,0006 14,9315 0,0006
Nilai hasil simulasi dengan variasi batang kendali OSR tertulis pada Tabel 4.
Tabel 4. posisi batang kendali OSR Batang
Kendali ke-
(K3)
(% ) ($)
1 0,9853 ± 0,0008 1,3536 1,9337
2 0,984 ± 0,001 1,2438 1,7768
3 0,9867 ± 0,0009 1,5013 2,1447
4 0,9860 ± 0,0009 1,4317 2,0453
5 0,9861 ± 0,0009 1,4325 2,0493
6 0,987 ± 0,001 1,5044 2,1491
7 0,9841 ± 0,0009 1,2361 1,7671
8 0,9858 ± 0,0009 1,4117 2,0167
9 0,9861 ± 0,0009 1,4352 2,0503
10 0,9866 ± 0,0009 1,4966 2,1371 Ketika salah satu batang kendali ke- macet (kolom ke-1), nilai yang diperoleh berada pada batas minimum dan maksimum sebesar 0,984 dan 0,987 (kolom ke-2). Hal tersebut dapat dikatakan bahwa pada rentang minimum dan maksimum reaktor tetap berada pada kondisi subkritis. Kondisi tersebut dapat dikarenakan sembilan batang kendali yang berhasil dijatuhkan ke dalam teras efektif menyerap neutron hasil generasi selanjutnya.
Nilai tidak selalu konstan selama reaktor dioperasikan. Perubahan nilai tersebut dinyatakan oleh besaran reaktivitas, . Karena nilai
berbanding lurus dengan nilai , maka pada Tabel 4 menunjukkan bahwa nilai dari posisi batang kendali OSR tidak selalu konstan pula. Nilai yang diperoleh berada pada batas minimum dan maksimum sebesar 1,2361 % dan 1,5044 % . Dari nilai
maksimum, dapat ditentukan nilai reaktivitas maksimum ( ) yang akan digunakan dalam perhitungan SDM OSR dan diperoleh hasil yang terlihat pada Tabel 5 menggunakan Persamaan (3).
Tabel 5. Hasil perhitungan nilai SDM dan SDM OSR
Perhitungan Hasil (% ) Hasil ($) SDM 2,849 0,002 4,071 0,002 SDM OSR 1,3450 0,0009 1,9215 0,0009
IV. KESIMPULAN
Berdasarkan simulasi yang dilakukan, maka dapat disimpulkan nilai SDM OSR sebesar $1,9215 0,0009 lebih besar dari batas minimum $0,7. Secara teori simulasi HTR-10 diprediksi aman jika terjadi OSR.
UCAPAN TERIMA KASIH
Grup Riset Nuklir dan Radiasi FMIPA-UNS mengucapkan kepada pihak BAPETEN yang telah bekerja sama dan meminjamkan software MVP.
DAFTAR PUSTAKA
[1] Hugo, J. V., & Gertman, D. I. (2015) A method to select human – system interfaces for Nuclear power plant. Journal Nuclear Engineering and technology, 48, 87-97.
[2] Abdullah, A. G., & Su’ud, Z. (2012). Analisis kecelakaan reaktor akibat kegagalan sistem pembuangan panas pada reaktor nuklir generasi IV. Jurnal Pendidikan Fisika Indonesia, 8, 106- 114.
[3] Nagaya, Y., Okumura, k., Mori, T., & Nakazato, W. (2004). Analysis of the HTR-10 initial core with a Monte Carlo code MVP. Journal Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear systems, April, 25-28.
[4] IAEA. (2003). The high temperature gas cooled reactor test module core physics benchmarks.
IAEA Publication.
[5] Sutondo, T. (2010). Analisis Pengaruh Pengoperasian Terhadap Kemampuan Shutdown Batang Kendali pada Reaktor Kartini, Seminar Nasional VI SDM Teknologi Nuklir, Yogyakarta, November, 813-820, ISSN 1978-0176.
[6] Sutondo, T. (2010). Analisis Pengaruh Pengoperasian Terhadap Kemampuan Shutdown Batang Kendali Pada reaktor Kartini. Seminar Nasional VI SDM Teknologi Nuklir, Yogyakarta, November, 813-820, ISSN 1978-0176.
362 [7] Sutondo, T., & Yulianti, N. (2006). Analisis batas
reaktivitas sampel eksperimen pada reaktor kartini. Prosiding PPI – PDIPTN Pustek Akselerator dan Proses Bahan, Juli, 380-385.
[8] Noeggerath, J., Geller, R. J., & Gusiakov, V. K.
(2011). Fukhusima: The Myth of Safety, the reality of Geoscincce. Bulletin of the Atomic Scientists, 67: 37.
[9] JAERI. (2005). 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.
[10] Terry, W.K., Kim, S.S., Montierth, L.M., Cogliati, J.J., & Ougouag, A.M. (2006).
Evaluation of the HTR-10 Reactor as a Benchmark for Physics Code QSA. Physor-2006 ANS Topical Meeting on Reactor Physics.
