STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM DENGAN BAHAN BAKAR URANIUM ALAM
TUGAS AKHIR
Karya tulis sebagai salah satu syarat untuk memperoleh gelar Sarjana dari
Institut Teknologi Bandung
oleh : MERI YANTI
102 05 068
PROGRAM STUDI SARJANA FISIKA
FAKULTAS MATEMATIKA DAN PENGETAHUAN ALAM
LEMBAR PENGESAHAN
STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM DENGAN BAHAN BAKAR URANIUM ALAM
Oleh : MERI YANTI
102 05 068
Tugas Akhir ini Telah Diperiksa dan Disetujui
Bandung, 29 Juni 2009 Dosen Pembimbing
Dr. Zaki Su’ud NIP 131 679 353
‘’Dengan menyebut nama Allah Yang Maha Pengasih lagi Maha Penyayang’’
Sebuah persembahan kecil dariku untuk Allah SWT, keluargaku, dan segenap bangsa dan negara Indonesia yang sangat ku
cintai . . .
ABSTRAK
Studi Desain Reaktor Cepat Berpendingin Helium dengan Bahan Bakar Uranium Alam
Oleh :
Meri Yanti 10205068
Gas Cooled Fast Reactor (GFR) adalah salah satu dari reaktor generasi IV.
GFR mempunyai siklus Brayton, menggunakan neutron cepat dan beroperasi pada suhu yang tinggi yaitu pada suhu 850˚C. Kondisi ini sangat menguntungkan dalam produksi hidrogen. Kita tahu bahwa hidrogen adalah salah satu energi yang menjanjikan karena tidak menghasilkan gas-gas pencemar CO2, CO, SO2 dan lain- lain yang akan berakibat pada terjadinya hujan asam dan pemanasan global (global warming). GFR mempunyai tingkat keselamatan yang tinggi, proliferation resistant dan ekonomis. Pada penelitian ini, uranium alam (U-238) digunakan sebagai bahan bakar selama 60 tahun dan meletakkannya pada 6 region yang mempunyai volume sama. Setiap 15 tahun kita akan melakukan proses refueling. GFR akan menghasilkan plutonium dan plutonium ini akan kita pindahkan dari region pertama ke region kedua, dari region kedua dipindahkan ke region 3 dan seterusnya. Pada makalah ini, kita menggunakan GFR dengan daya 2400 MWth, helium sebagai coolant and Stainless Steel 316 (SS316) sebagai cladding. Kita melakukan simulasi dengan program SRAC, program yang dikembangkan oleh Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI) untuk mengetahui desain neutronik. Kemudian dari hasil yang diperoleh, kita akan memplotnya ke dalam bentuk grafik dengan Microsoft Excel.
Kata kunci : GFR, helium, pin
ii
ABSTRACT
Design Study of Helium Cooled Fast Reactor with Natural Uranium Fuel Base
By:
Meri Yanti 10205068
Gas Cooled Fast Reactor (GFR) is one of six selected of IV generation reactor. GFR has direct Brayton cycle, uses fast neutron and operates in the high temperature (850˚C).This condition gives benefit to produce hydrogen. As we know that hydrogen is the one of promising energy because it cannot produce CO2, CO, SO2 and global warming. GFR has high safety, proliferation resistant and economical.
In this case, we will burn natural uranium (U-238) for 60 years and put them in 6 regions which have same volume. Hence, in the next 15 year, GFR produce plutonium and this plutonium will be moved from first region to the second region, the fuel from second region is moved to the third region etc. In this experiment, we use GFR with 2400 MWth, helium as coolant and Stainless Steel 316 (SS316) as cladding. In this research, we did some simulation with SRAC, a code developed by the Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI), to know the neutron design, and then we will present the result using Microsoft Excel.
Keywords: GFR, helium, pin
PEDOMAN PENGGUNAAN TUGAS AKHIR
Tugas akhir S1 yang tidak dipublikasikan terdaftar dan tersedia di Perpustakaan Institut Teknologi Bandung, dan terbuka untuk umum dengan ketentuan bahwa hak cipta ada pada pengarang dengan mengikuti aturan HaKI yang berlaku di Institut Teknologi Bandung. Referensi kepustakaan diperkenankan dicatat, tetapi pengutipan atau peringkasan hanya dapat dilakukan seizin pengarang dan harus disertai dengan kebiasaan ilmiah untuk menyebutkan sumbernya.
Memperbanyak atau menerbitkan sebagian atau seluruh tesis haruslah seizin Direktur Program Sarjana, Institut Teknologi Bandung.
iv
PRAKATA
Puji syukur kepada Allah SWT atas berkat rahmat dan hidayah-Nya penulis dapat menyelesaikan Tugas Akhir ini dengan lancar.Shalawat serta salam semoga selalu dilimpahkan kepada manusia terbaik sepanjang zaman, Rasulullah SAW. Pada kesempatan kali ini, penulis memilih judul untuk Tugas Akhir ini adalah Studi Desain Reaktor Cepat Berpendingin Helium dengan Bahan Bakar Uranium Alam.
Penulis membuat makalah Tugas Akhir ini dalam rangka memenuhi syarat kelulusan pada Program Sarjana (S1) di Departemen Fisika, FMIPA, ITB.
Tugas Akhir yang penulis kerjakan pada kesempatan ini memfokuskan diri pada perancangan reaktor nuklir melalui pemodelan pada komputer. Yang mencakup pemecahan persamaan difusi neutron (neutronik) dengan menggunakan metode numerik (diskritisasi) dan sekaligus analisis terhadap hasil pemodelan tersebut.
Penulis sangat berharap bahwa Tugas Akhir yang penulis kerjakan ini dapat berguna bagi masyarakat, bangsa, dan negara, dan untuk mencapai hal tersebut penulis telah berusaha dengan sebaik – baiknya dengan mencurahkan segenap pikiran dan tenaga.
Tugas Akhir ini sebagai hasil karya cipta seorang manusia biasa yang tentu saja memiliki kelebihan dan kekurangan. Oleh karena itu, penulis selalu siap menerima kritik dan saran yang bersifat membangun.
Akhirnya penulis ingin menyampaikan ucapan terimakasih yang sebesar – besarnya kepada orang-orang yang telah membantu dan memberi dukungan kepada penulis, baik secara langsung maupun secara tidak langsung, selama penulis menjalani masa
kuliah di program studi Fisika ITB, dan selama penulis melakukan proses pengerjaan makalah Tugas Akhir ini , yaitu kepada :
1. Ayahanda Nurmansyah (Alm) dan Ibunda Ermi.Walaupun engkau sudah berada di alam sana namun ananda yakin bahwa engkau selalu melihat dan selalu bersama ananda disini. Ibunda Ermi, yang selalu mendoakan setiap langkah dan keputusan yang ananda ambil.
2. Ibu Anita yang selalu memberikan nasihat dan dukungan kepada ananda dan Bapak Hendrisyar yang telah mengajarkan ananda untuk tidak pernah menyerah terhadap segala sesuatunya.
3. Bapak Dr. Zaki Su’ud selaku dosen pembimbing yang tiada henti-hentinya memberikan masukan dan koreksi selama bimbingan Tugas Akhir ini.
4. Bapak Dr.Khairul Basar dan Ibu Dr.Neny Kurniasih selaku dosen penguji 5. Seluruh dosen dan staf di program studi Fisika ITB
6. Keluarga om Heri dan Pak Azis di Jakarta
7. Seluruh kakak-kakakku, Resi, Refi, Bang Zilah, Bang Pian, Arfan dan adik- adikku, Dewi, Iwan, Dhani, Dhio, Dhika, Ulmi, Indra dan saudara sepupuku Bayu, Rina, Adek, Deby dan Adam.
8. Semua teman-teman di ITB baik itu dari Fisika (Agustina, Novita, Aline, Zane, Thomas, Ely, Osi, dll), ARC (Ega, Maya, Aisar, Angga, Ikhsan, Mas Hendra dll), Comlabs (Kris, Ragil, Mas Feri, Fajar,Rama, Andri, Mas Okky, Anita, Della dll) dan Laboratorium Nuklir (Ardita, Aji, Ahmad, Fran, Harji,
vi
Fahmi,Wendra, Kak Ditiya, Pak Ade, Pak Imam, Pak Syafii, bu Yanti dan Bu Menik).
Terima kasih banyak . . . , semoga Allah SWT membalas segala kebaikan kalian . . .
Bandung, 29 Juni 2009 Penulis
Meri Yanti
DAFTAR ISI
ABSTRAK ... i
ABSTRACT ... ii
PEDOMAN PENGGUNAAN TUGAS AKHIR ... iii
PRAKATA ... iv
DAFTAR ISI ... vii
DAFTAR LAMPIRAN ... ix
DAFTAR GAMBAR ... x
DAFTAR TABEL ... xiii
BAB I PENDAHULUAN ... 1
1.1 Latar Belakang Permasalahan ... 1
1.2 Tujuan Penelitian ... 9
1.3 Batasan Masalah ... 10
1.4 Metode Penelitian ... 10
1.5 Sistematika Penulisan ... 10
BAB II TEORI DASAR ... 12
2.1 Reaktor Cepat Berpendingin Gas (Gast Cooled Fast Reactor -GFR) ... 12
2.2 Prinsip Kerja PLTN ... 16
2.3 Beberapa Analisis dalam Perancangan PLTN ... 18
BAB III DESAIN REAKTOR DAN METODE PERHITUNGAN ... 38
3.1 Spesifikasi Umum Desain Reaktor ... 38
3.2 Pembagian Grup Energi Pada Perhitungan ... 39
3.3 Material Teras ... 40
3.5 Spesifikasi Geometri Teras ... 43
3.6 Tabel Perbandingan Reaktor ... 47
3.7 Metode Perhitungan SRAC ... 47
BAB IV PERHITUNGAN DAN ANALISIS ... 50
4.1 Survey Parameter ... 50
BAB V KESIMPULAN DAN SARAN ... 69
5.1 Kesimpulan ... 69
viii
5.2 Saran ... 70 DAFTAR PUSTAKA ... 71
DAFTAR LAMPIRAN
LAMPIRAN I CONTOH INPUT PROGRAM SRAC CELL
CALCULATION ...73
LAMPIRAN II CONTOH INPUT PROGRAM SRAC CORE
CALCULATION...78
x
DAFTAR GAMBAR
Gambar 1.1-1 Foto Greenland dari tahun ke tahun ... 2
Gambar 1.1-2 Kenaikan air laut pada tahun 2050 ... 2
Gambar 1.1-3 Perbandingan jumlah gas efek rumah kaca yang dihasilkan oleh berbagai sumber energi ... 5
Gambar 1.1-4 Perbandingan jumlah emisi yang dikeluarkan oleh berbagai sumber energi ... 5
Gambar 1.1-5 Potensi energi Nasional ... 6
Gambar 1.1-6 Peta PLTN didunia ... 6
Gambar 2.1-1Bagan Reaksi Fusi ... 12
Gambar 2.1-2 Bagan Reaksi Fusi ... 13
Gambar 2.2-1 Gas Cooled Fast Reactor ... 17
Gambar 2.3-1 Prinsip Keseimbangan Nuklida A ... 28
Gambar 2.3-2 Nilai Ekonomi dari Gas Cooled Fast Reactor ... 37
Gambar 3.3-1 Rantai Konversi U-Pu ... 41
Gambar 3.5-1 Daerah Pembagian Region Sel ... 44
Gambar 3.5-2 Geometri dan Ukuran Sel ... 45
Gambar 3.5-4 Geometri Fuel Rod ... 46
Gambar 3.5-3 Geometri dan Ukuran Teras ... 46
Gambar 3.7-1 Diagram Blok Perhitungan Desain Reaktor dengan SRAC ... 49
Gambar 4.1-1 K-eff pada saat fraksi cladding 15% dan Rx =0.63 cm ... 52
Gambar 4.1-2 K- inf pada saat fraksi cladding 15% dan Rx =0.63 cm ... 53
Gambar 4.1-3 Burn up pada saat fraksi cladding 15% dan Rx =0.63 cm ... 54
Gambar 4.1-4 Jumlah plutonium pada saat fraksi cladding 15% dan Rx =0.63 cm .. 55
Gambar 4.1-5 Kurva k-eff terhadap waktu saat fraksi cladding 10% dan Rx =0.63 cm ... 56
Gambar 4.1-6 Kurva k -inf terhadap waktu saat fraksi cladding 10% dan Rx =0.63 cm ... 57
Gambar 4.1-7 Kurva burn up terhadap waktu saat fraksi cladding 10% dan Rx =0.63 cm ... 58
Gambar 4.1-8 Kurva densitas Pu terhadap waktu saat fraksi cladding 10% dan Rx =0.63 cm ... 58
Gambar 4.1-9 Kurva perbandingan daya terhadap waktu dengan nilai rx yang sama 59 Gambar 4.1-10 Kurva k-eff dengan Rx yang berbeda ... 60
Gambar 4.1-11 Jumlah Pu saat fuel 60% ... 60
Gambar 4.1-12 Flowchart Perhitungan ... 61
Gambar 4.1-13 . Iterasi power level untuk kasus A ... 64
Gambar 4.1-14 Iterasi power level untuk kasus B ... 65
Gambar 4.1-15 Iterasi power level untuk kasus C ... 65
Gambar 4.1-16 Power Level Iterasi Terakhir untuk Persentasi Bahan Bakar 67% .... 66
xii
Gambar 4.1-17 Perbandingan nilai k-inf pada saat iterasi terakhir dengan fraksi bahan bakar 67% ... 66 Gambar 4.1-18 Hasil k-eff dari Iterasi Power Level yang Konvergen ... 67 Gambar 4.1-19 Jumlah Pu saat iterasi terakhir dengan fuel 67% ... 67
DAFTAR TABEL
Tabel 1.1-1 Potensi energi nasional 2006 ... 1
Tabel 1.1-2 Perbandingan sumber energi utama ... 4
Tabel 1.1-3 Jenis-Jenis reaktor generasi IV ... 8
Tabel 1.1-4 Waktu pengoperasian reaktor generasi IV... 8
Tabel 3.1-1 Spesifikasi Umum Desain Reaktor ... 38
Tabel 3.2-1 Pembagian Grup Energi ... 39
Tabel 3.3-1 Komposisi beberapa Stainless Steel ... 42
Tabel 3.4-1 Komposisi Unsur SS316 yang Digunakan ... 42
Tabel 3.5-1Spesifikasi Teras ... 43
Tabel 3.6-1 Perbandingan Reaktor Penelitian dengan Reaktor Referensi ... 47
Tabel 4.1-1Input Rx pada saat fraksi cladding 15% ... 50
Tabel 4.1-2 Input Rx pada saar fraksi cladding 10% ... 51
Tabel 4.1-3 Iterasi Power Level yang Dihasilkan pada Teras Reaktor ... 63
Tabel 4.1-4 Hasil Power Level pada Semua Region ... 68
