ANALISIS PASCA-KRITIKALITAS PERTAMA REAKTOR TEMPERATUR TINGGI HTR-10 CHINA. Ferhat Aziz dan As Natio Lasman *

(1)

ANALISIS PASCA-KRITIKALITAS PERTAMA

REAKTOR TEMPERATUR TINGGI HTR-10 CHINA

Ferhat Aziz dan As Natio Lasman

*

ABSTRAK

ANALISIS PASCA KRITIKALITAS PERTAMA REAKTOR TEMPERATUR TINGGI HTR-10 CHINA. HTR10 adalah reaktor temperatur tinggi dengan daya 10 MWth yang dioperasikan

oleh INET, Tsinghua University, Beijing, China. Reaktor yang menggunakan bahan bakar tipe bola ini mencapai kritikalitas pertamanya pada 1 Desember 2000 yang lalu. Sebelumnya INET telah meminta para peneliti yang tergabung dalam CRP-5 (5th Co-ordinated Research Program) IAEA untuk menghitung kritikalitas pertama sebagai problem benchmark. Perhitungan benchmark yang dilakukan oleh berbagai negara terdapat beberapa perbedaan hasil, baik antar-perhitungan maupun antara perhitungan dan hasil eksperimen, karena ternyata ada prbedaan pada data impuritas dan temperatur yang diberikan oleh INET dengan kenyataan. Analisis pasca-kritikalitas ini dilakukan dengan menggunakan data yang diperbarui sebagaimana diberikan oleh pihak INET pada pertemuan RCM di Oarai Maret 2001 yang lalu. Pada analisis ini, perhitungan sel dilakukan dengan.menggunakan SRAC Code dengan mengadakan perbaikan pada modelling bahan bakar. Perhitungan eigenvalue teras dilakukan dengan CITATION. Hasil perhitungan terakhir menunjukkan kritikalitas HTR10 tercapai pada ketinggian pemuatan 120 cm. Dibandingkan dengan hasil dari negara lain dan kenyataan bahwa kritikalitas pertama dicapai pada ketinggian 126 cm, hasil ini menunjukkan perbaikan berarti.

ABSTRACT

POST-CRITICAL ANALYSIS OF CHINA’S HIGH TEMPERATURE REACTOR HTR-10. HTR-10 is a 10 MWth high temperature reactor operated by INET, Tsinghua University, Beijing

China. The pebble bed reactor reached its first criticality on December 1, 2000. Prior to it, INET requested researchers under IAEA’s CRP-5 (5th_{Co-ordinated Research Program) to calculate its first} criticality as a benchmark problem. The Benchmark problem calculations performed by several institutions showed different results, either between calculations, or between calculation and experimental results, because of discrepancies between data supplied by INET and realities. This post-critical analysis was performed using updated data as provided by INET at Oarai RCM in March 2001. In the analysis, cell calculation was performed using SRAC Code by incorporating improvement in fuel modeling. Core eigenvalue calculation was performed using CITATION. Results of latest calculation showed that initial criticality of HTR10 can be achieved at loading height of 120 cm. Compared to the results from other countries and to the experimental results of 126 cm, our results showed good improvement.

*

(2)

PENDAHULUAN

Reaktor temperatur tinggi semakin mendapatkan perhatian dewasa ini. Ciri

keselamatannya yang aman secara melekat (inherent) dan dapat menghasilkan energi

secara ekonomis semakin menarik minat berbagai negara di dunia untuk menelitinya,

khususnya di Asia. Dewasa ini Asia merupakan salah satu kawasan dunia yang

menaruh minat paling tinggi bagi pengembangan HTGR (High Temperature Gas

Reactor), yang ditunjukkan dengan telah dibangunnya HTTR di Jepang dan HTR-10

di China, serta terlibatnya berbagai negara Asia termasuk Indonesia dalam working

group maupun penelitian bersama tentang HTGR.

HTR-10 adalah sebuah modul reaktor uji yang dibangun dan dioperasikan oleh

INET (Institute of Nuclear Energy Technology) Universitas Tsinghua di timur laut

Beijing, Cina. Tujuan umum pembangunannya adalah untuk memverifikasi dan

mendemonstrasikan ciri teknis dan keselamatan HTGR modular, dan memantapkan

basis eksperimental bagi pengembangan aplikasi panas proses nuklir dan daur turbin

gas untuk menghasilkan listrik. Tujuan khusus pembangunan HTR-10 dapat

dituliskan sebagai berikut:

- Meningkatkan kemampuan dan keahlian dalam desain, konstruksi dan

pengoperasian HTGR

- Memantapkan fasilitas iradiasi dan eksperimental untuk elemen bakar nuklir

- Mendemonstrasikan ciri keselamatan melekat pada HTGR modular.

- Mengujicoba teknologi kelistrikan, ko-generasi panas dan gas turbin

- Melaksanakan litbang dalam aplikasi panas proses temperatur tinggi.

Ciri teknis khusus yang terdapat pada desain HTR10 adalah menggunakan

elemen bakar berbentuk bola (spherical) dari jenis buatan Jerman. Setiap bolanya

tersusun dari ribuan partikel berlapis (coated particles). Dalam reaktor ini dapat

diyakinkan bahwa temperatur maksimum elemen bakar sebesar 1600

°

C tidak akan

dapat terlampaui dalam kecelakaan apapun (IAEA-TECDOC-881, 1996). Reaktor dan

pembangkit uap masing-masing dikungkung dalam bejana tekan terpisah. Posisi

keduanya diatur dan diletakkan bersebelahan dan dihubungkan oleh bejana

penghubung yang berisi pipa saluran (duct) gas panas bertekanan. Gambar 1

menunjukkan tampang lintang sirkuit sistem primer pada reaktor temperatur tinggi

HTR-10.

Dengan tercapainya kritikalitas pertama pada tanggal 1 Desember 2000 yang

lalu, para pengamat dan peneliti HTR dunia, khususnya yang tergabung sebagai

peneliti dalam “Coordinated Research Project on the Evaluation of High Temperature

Gas Cooled Reactor Performance” dapat membuktikan ketepatan perhitungan mereka

dalam memprediksi kekritisan pertama dan berbagai ciri fisika teras utama pada saat

awal kekritisan (fresh core) reaktor ini. Dalam makalah ini para penulis melaporkan

(3)

hasil perhitungan mutakhir P2SRM dalam mengevaluasi unjuk kerja teras HTR-10,

dan menyajikan analisis pasca-kekritisan pertama HTR-10, yang mengulas hasil-hasil

perhitungan para peneliti dari institusi litbang dunia sebelumnya dan hasil perhitungan

P2SRM sendiri.

DESKRIPSI UMUM HTR-10

HTR-10 adalah reaktor temperatur tinggi berbahan bakar bola. Bila terjadi

kecelakaaan, reaktor ini tidak memerlukan sistem pendinginan teras secara aktif.

Panas sisa (residual) dapat didisipasikan dengan mekanisme pemindahan panas pasif

ke atmosfir sekitarnya. Keseluruhan konstruksi teras reaktor terbuat dari grafit. Tidak

ada satupun komponen metal di sana.

Teras keseimbangan HTR-10 nantinya diprediksi memuat 27.000 elemen bakar

yang mengisi sumur dengan diameter 180 cm dan ketinggian rata-rata 197 cm. Elemen

bakar akan dimasukkan dalam reaktor dengan pola “multi-pass”. Bahan bakar bola

dengan diameter 6 cm dengan partikel berlapis TRISO mengisi teras. Desain bahan

bakar bola ini dapat dilihat pada Gambar 2. Sistem penanganan bahan bakar

pneumatic digunakan secara terus menerus untuk mengisi dan mengeluarkan elemen

bakar. Grafit digunakan sebagai material utama struktur teras yang terdiri atas

reflektor atas, bawah dan sisi. Struktur teras keramik ini dikungkung oleh bejana tekan

dari baja.

Di dalam reflektor samping yang tebalnya 100 cm, kanal helium dingin

dirancang sedemikian rupa agar helium mengalir ke atas setelah memasuki reaktor

dari antara bejana penghubung dan pipa gas panas. Aliran helium berbalik ke bawah

setelah mencapai puncak teras untuk menuju bagian bawah teras, sehingga terbentuk

pola aliran ke bawah. Setelah dipanasi dalam teras (bed), helium melewati suatu ruang

gas panas (hot gas plenum) di dalam reflektor bawah. Dari sini gas mengalir melewati

pipa gas panas menunju komponen penukar panas.

Pembuangan panas peluruhan HTR-10 didesain seluruhnya atas dasar sistem

pasif. Bila terjadi kecelakaan kehilangan tekanan (loss of pressure) di mana tidak

tersedia pendinginan, panas peluruhan akan terdisipasi melalui struktur teras dengan

cara konduksi dan radiasi panas ke luar bejana tekan reaktor (reactor pressured vessel,

RPV.) Panas ini kemudian akan didispasikan melalui sistem pendinginan permukaan

yang terdapat pada dinding bangunan beton. Sistem ini bekerja secara prinsip alamiah

sirkulasi air dan melepaskan panas peluruhan tersebut melalui pendingin udara ke

atmosfir.

HTR-10 menerapkan dua sistem pemadaman reaktor. Pertama adalah sistem

batang kendali yang terdiri atas sepuluh batang. Kedua adalah sistem bola kecil

penyerap yang disebut juga sebagai KLAK. Masing-masing dari kedua sistem dapat

(4)

memadamkan reaktor. Karena reaktor memiliki koefisien temperatur negatif yang

sangat kuat dan pembuangan panas peluruhannya tidak membutuhkan sirkulasi

pendingin helium, reaktor juga dapat dipadamkan dengan cara mematikan sirkulator

helium.

Fase pengujian HTR-10 direncanakan dalam dua tahap. Dalam tahap pertama

reaktor akan dioperasikan dengan temperatur keluaran 700

°

C dan temperatur masukan

250

o

C. Sirkuit sekundernya terdiri atas siklus turbin uap untuk menghasilkan listrik

dengan kemampuan pemanasan distrik. Pembangkit uapnya dapat menghasilkan uap

pada temperatur 440C dan tekanan 4 MPa cukup untuk menyuplai unit turbin

generator standar. Diagram alir fase pertama ini ditunjukkan pada Gambar 3.

Pada fase pengujian kedua, HTR-10 direncanakan dioperasikan pada temperatur

keluaran 900

o

C dan temperatur masukan 300

o

C. Pada tahap ini didesain akan

dioperasikan sebuah turbin gas dan turbin uap sebagai combined cycle. Rancangan

diagram alir untuk fase ini ditunjukkan pada Gambar 4. Keberadaan sebuah penukar

panas menengah (intermediate heat exchanger, IHX) dengan daya termal 5 MW dapat

menyediakan gas nitrogen pada temperatur 850

o

C untuk siklus turbin gas. Pembangkit

uap dengan daya 5 MW yang tersisa dapat menghasilkan uap pada temperatur 435

o

C

untuk siklus uap.

PEMODELAN ELEMEN BAKAR DAN TERAS

Teras HTR-10 yang diamati menggunakan moderator grafit dan pendingin gas

helium dengan temperatur outlet 700

o

C dan daya termal output 10 MW. Bahan bakar

yang digunakan adalah bola UO

2

dengan perkayaan

235

U 17% dan rasio bahan bakar

terhadap moderator dalam teras: 57/43 (X. Jing and Y. Sun, 1998).

Perhitungan-perhitungan untuk mengevaluasi HTR-10 dilakuan menggunakan

sistem kode difusi SRAC-95. Paket program in telah berhasil dipasang pada PC

dengan basis sistem operasi LINUX Slackware. Sistem kode komputer yang

digunakan ini terdiri atas modul-modul CELL dan CITATION.

Data nuklir yang

digunakan adalah JENDL3.2 dari Jepang.

Perhitungan konstanta kelompok rata-rata untuk campuran bahan bakar

(fuel mixture), bola moderator dan reflektor dilakukan sebagai berikut.

Sel campuran bahan bakar (fuel mixture)

Konstanta nuklir untuk campuran antara bola elemen bakar dengan

bola-bola moderator di dalam teras dihitung dengan memodelkan campuran bahan bakar

sebagaimana ditunjukkan pada Gambar 5. Material penyusun model bahan bakar ini

(5)

dari dalam ke luar berturut-turut adalah: matriks bahan bakar, tempurung (shell) grafit,

dan campuran pendingin dan moderator.

Jari-jari sel campuran ini dapat ditentukan menggunakan hubungan berikut.

Volume unit sel campuran bahan bakar yang berpusat pada satu bola elemen bakar,

V

c

= V

p

(1+m)/f (1)

di mana, m adalah rasio moderator terhadap bola bahan bakar dan Vp adalah volume

bola. Untuk HTR-10, nilai m dan f masing-masing adalah 43/57 dan 0,61. Sehingga,

radius sel ekuivalen, R

2

, untuk sel campuran bola bahan bakar dapat dihitung

menggunakan hubungan,

V

c = 4

π

/3

×

R

23

, (2)

Persamaan ini menghasilkan harga R

2

sama dengan 4,2663 cm. Nilai R

1

pada model

ini tetap sama dengan radius luar tempurung, 3,0 cm, dan nilai R

0

adalah 2,5 cm.

Sel Moderator

Untuk sel moderator, konstanta kelompoknya dihitung menggunakan model

yang mirip dengan campuran bahan bakar. Bola moderator terdiri atas grafit yang

radiusnya sama dengan bola elemen bakar. Konstanta untuk bola moderator ini

diperlukan untuk daerah berbentuk kerucut (cone) di bagian bawah teras, di mana

pada teras pertama HTR-10 ini diisi penuh hanya dengan bola-bola moderator saja.

Volume unit sel pada bola moderator sama dengan Vp

/f, di mana, V

p adalah

volume bola, dan f adalah fraksi pengisian (filling fraction.)

Volume ruang kosong yang diasosiasikan dengan sebuah bola dari jenis

manapun adalah = Vp

(1-f) /f.

Dalam perhitungan konstanta kelompok untuk bola moderator (dummy balls),

frasksi volume CFP dalam bola moderator diambil sangat kecil, sehingga nyaris

seluruh volume ditempati oleh grafit. Fraksi pengisian f untuk bola moderator

diasumsikan sama dengan yang di daerah teras, yaitu 0,61. Karena itu volume sel bola

moderator sama dengan Vc

=V

p

/f. Dari sini dapat dihitung jari-jari ekuivalennya, R

2

,

yaitu 3.5373 cm.

Sel reflektor

Guna mendapatkan konstanta untuk refflektor dan material struktur lainnya,

diperlukan pemodelan sel yang sesuai. Untuk itu dapat digunakan pemodelan sel yang

mirip dengan bola moderator. Dalam hal ini nilai f dipilih sama dengan 1.0. Dan

radius ekuivalen sel reflektor sama dengan bola, yaitu 3,0 cm.

(6)

Dalam seluruh perhitungan sel, konsentrasi boron alam, NB, dalam matriks

grafit dapat dihitung langsung dari nilai impuritas dalam grafit.

N

B = impuritas (ppm)

×

ρ

×

A/M , (3)

di mana,

ρ, densitas grafit,

A, bilangan Avogadro (0.6022045x10

24

/mol).

M, berat molekul grafit (12.011 gr./mol).

Sedangkan untuk daerah matriks bahan bakar, boron alam dari uranium dan

grafit harus diperhitungkan. Konsentarsi boron alam, NB, menjadi,

N

B =

f

UM

×

N

BU

+(1-f

UM

)

×

N

BG (4)

Di mana,

f

UM adalah fraksi volume yang ditempati oleh semua inti uranium (kernels)

dalam daerah bahan bakar,

N

BU dan NBG masing-masing adalah densitas boron dalam uranium dan grafit.

ANALISIS HASIL PERHITUNGAN

Dengan menggunakan parameter utama fisika teras reaktor HTR-10

sebagaimana ditunjukkan dalam Tabel 3, konstanta multi-kelompok untuk reaktor ini

dapat dihitung, yaitu menggunakan CELL modul dari SRAC95 dangan pustaka data

nuklir yang dipilih JENDL3.2. Konstanta nuklir kemudian dibangkitkan menggunakan

107 grup energi, masingmasing 61 grup cepat dan 46 grup termal. Data nuklir

multi-grup yang dihasilkan lalu diperas (condensed) menjadi 3 multi-grup, masing-masing 2 (dua)

grup cepat dan satu grup termal.

Perhitungan faktor multiplikasi reaktor (eigenvalue problem) dilakukan

menggunakan modul perhitungan diffusi CITATION yang menganalisis teras reaktor

dalam dua dimensi, yaitu dalam geometri R-Z. Pemodelan teras dapat dilakukan

secara sederhana mengingat bentuk reaktor yang silindris dan pemuatan bahan bakar

yang merupakan campuran homogen antara elemen bakar dan bola-bola moderator

grafit.

Perhitungan eigenvalue untuk teras yang mengandung daerah void (kosong),

yaitu di bagian atas teras memerlukan perlakuan khusus agar dapat mencapai

konvergensi lebih cepat. Problem yang dikenal sebagai neutron streaming effect ke

arah-z ini, dalam analisis ini diatasi dengan cara mengintroduksi grafit dengan densitas

rendah (graphite of low density). Dalam hal ini telah digunakan pendekatan teori

difusi, di mana sebuah kavitas dianggap sebagai daerah difusi dengan tampang lintang

reaksi sama dengan nol. (Gerwin and Scherer, 1987). Konstanta difusi yang cocok

(7)

untuk daerah ini dapat diperoleh dengan memasukkan sejumlah grafit densitas rendah,

yang dicampur-adukkan dengan helium atau udara yang mengisi daerah void tersebut.

Dengan menggunakan pendekatan ini, konvergensi dalam perhitungan teras

dapat dicapai jauh lebih cepat. Sebelumnya, konvergensi untuk perhitungan teras baru

bisa dicapai setelah mendekati batas 999 iterasi. Bahkan kadang-kadang masih belum

juga mencapai konvergensi setelah batas iterasi tersebut. Namun dengan

memperkenalkan pendekatan Gerwin dan Scherer ini, konvergensi dapat dicapai

kurang dari 100 iterasi.

Kekritisan Pertama

HTR-10 mencapai kekritisan pertamanya pada 1 Desember 2000 yang lalu,

dengan ketinggian pemuatan 126 cm dengan teras yang berisi udara. Hasil perhitungan

pencarian kritikalitas untuk HTR-10 yang dilakukan dalam analisis ini ditunjukkan

dalam Tabel 4. Di sini dapat dilihat bahwa kekritisan pertama berdasarkan

perhitungan SRAC95 dengan menggunakan pustaka data nuklir JENDL3.2 dapat

dicapai setelah pemuatan bahan bakar campuran antara bola-bola elemen bakar dan

bola-bola moderator mencapai ketinggian 120 cm. Pada saat itu harga faktor

multiplikasi efektif, keff, adalah 0.9973. Dengan interpolasi linear, harga ketinggian

loading saat kekritisan pertama diperoleh pada ketinggian h =120,0262 cm. Hasil

perhitungan ini berbeda kira-kira -4.9% dari realitas.

Tabel 5 menunjukkan karakteristik pemuatan bahan bakar di sekitar kritikalitas

pertama itu, yaitu sekitar ketinggian campuran bahan bakar 120 cm. Jumlah bola

bahan bakar pada ketinggian pemuatan ini adalah 9387 bola dan jumlah bola-bola

moderator adalah 7131. Massa logam berat uranium adalah 46.9 kg, yang menempati

volume 3,06 m

3

. Dari karakteristik pemuatan ini dapat diketahui jumlah campuran

bola minimal yang harus disiapkan sebelum eksperimen kekritisan dimulai.

(8)

Faktor multiplikasi k

eff

pada berbagai temperatur

Selain menghitung kekritisan pertama, studi ini juga mempelajari faktor

multiplikasi efektif HTR-10 pada keadaan teras penuh, yaitu volume 5 m

3

. Faktor

multiplikasi HTR-10 pada temperatur. at 15

°

C, 250

°

C dan 500

°

C ditunjukkan pada

Tabel 6 untuk lingkungan udara dan helium. Tampak bahwa faktor multiplikasi

menjadi lebih tinggi dalam lingkungan helium, dan nilainya semakin menurun dengan

kenaikan temperatur. Untuk lingkungan helium, k-eff pada 15

°

C adalah 1,1381 dan

pada 500

°

C adalah 1.0844. Sedangkan untuk lingkungan udara k-eff pada 15

°

C

adalah 1,1281 dan pada 500

°

C adalah 1,0752.

Dari sini dapat dilihat bahwa efek Doppler dapat memberikan koefisien

reaktivitas temperatur seketika yang negatif pada reaktor temperatur tinggi ini. Bila

terjadi ekskursi daya, fissi yang berlebihan segera mengakibatkan kenaikan pada

temperatur bahan bakar. Kenaikan temperatur pada isotop fertil seperi pada

238

U

mengakibatkan kenaikan yang relatif tinggi pada tampang lintang tangkapan parasitik

efektif untuk isotop ini.

Perbandingan Hasil Perhitungan

Untuk mengetahui tingkat reliabiltas hasil perhitungan, hasil-hasil perhitungan

ini dibandingkan secara langsung dengan hasil yang diperoleh para peneliti lain.

Tabel 7 menunjukan hasil perhitungan keseluruhan pada partisipan problema

Benchmark HTR-10.

Di sini tampak bahwa hasil-hasil perhitungan itu sangat bervariasi. Baik sesama

menggunakan metode difusi maupun bila dibandingkan dengan metode Monte Carlo.

Hasil yang terdekat dengan realitas selain dari China adalah metode Monte Carlo yang

dilakukan Amerika Serikat. Hasil Amerika Serikat ini berbeda hanya +2,9% dari

realitas. Berikutnya dengan metode Monte Carlo ini yang terdekat dengan kenyataan

adalah Rusia, dengan +9,0%, yang diikuti oleh Perancis dengan –9,5%.

Sementara di antara partisipan yang menggunakan metode diffusi, hasil

perhitungan ini merupakan yang terdekat selain China sendiri. Hasil perhitungan

metode difusi dari Rusia merupakan yang terdekat berikutnya, dengan ketinggian

pemuatan 136 cm, atau +7,9% dari realitas. Berikutnya hasil perhitungan dari

Jepang/Indonesia, yaitu merupakan kelanjutan dari perhitungan penulis ketika

mengikuti program STA di Jepang pada tahun 1999 yang lalu, yaitu –10,32%. Hasil

perhitungan yang dilakukan oleh Perancis lebih konservatif lagi, mereka berbeda

sekitar -15,9% dari kenyataan.

Dibandingkan dengan metode Monte Carlo, tampak bahwa secara umum hasil

difusi kurang baik. Tapi untuk melakukan estimasi metode ini jamak dipakai

mengingat kesederhanaan dan kecepatan perhitungan.

(9)

Metode Monte Carlo diyakini merupakan cara yang paling tepat untuk

mengestimasi kekritisan. Kelemahannya adalah kerumitan pada persiapan input untuk

program komputer tersebut, yang bila tidak hati-hati justru dapat memberikan

kesalahan yang lebih besar. Selain itu tentu saja metode Monte Carlo biasanya

membutuhkan waktu CPU komputer yang lebih besar.

KESIMPULAN

Kekritisan awal untuk reaktor temperatur tingghi HTR-10 telah dihitung

menggunakan sistem kode komputer SRAC-95. Berdasarkan perhitungan ini,

kekritisan pertama HTR-10 didapat pada ketinggian pengisian bahan bakar 120 cm

dari puncak kerucut di bagian bawah teras. Faktor multiplikasi efektif untuk teras

penuh pada berbagai temperatur telah pula dihitung dan disajikan. Hasilnya

menunjukkan bahwa HTR-10 memiliki koefisien reaktivitas temperatur yang negatif.

Hasil-hasil perhitungan ini menunjukkan bahwa dibandingkan dengan realitas

kekritisan pertama HTR-10, perhitungan yang dilakukan P2SRM memberikan hasil

yang cukup dekat. Hasil perhitungan negara partisipan lain memberikan hasil yang

cukup beragam.

UCAPAN TERIMA KASIH

Para penulis mengucapkan terimakasih kepada Dr. Zaki Su’ud atas saran dan

sumbangan pemikirannya dalam penulisan makalah ini, serta kepada Sdr. Abu Khalid

Rivai dan Sdr. Sidik Permana yang telah membantu memasang basis sistem operasi

LINUX Slackware untuk PC yang memungkinkan paket program SRAC95 ini

digunakan.

DAFTAR PUSTAKA

1. X. JING and Y. SUN, “Benchmark Problem of HTR-10 Initial Core”, Draft

Version, INET, Beijing (1998)

2. IAEA-TECDOC-881, “Design and development status of small and medium

reactor systems 1995”, IAEA, (1996)

(10)

3. K. YAMASHITA et al., “Nuclear Design of the High-Temperature Engineering

Test Reactor (HTTR),” Nucl. Sci. Eng. 122, (1996) 212-228

4. K. TSUCHIHASHI, et al., Revised SRAC Code System, JAERI 1302, (1986)

5. K. OKUMURA, “SRAC95: The comprehensive neutronics calculation code

system”, JAERI (unpublished)

6. GERWIN, H. & SCHERER, W., “Treatment of Upper Cavity in a Pebble-Bed

High Temperature Gas-Cooled Reactor by Diffusion Theory,” Nucl.Sci.Eng., 97,

(1987) 9-19

(11)

Tabel 1. Data utama reaktor temperatur tinggi HTR-10.

Daya Termal Reaktor

10 MW

Tekanan helium primer

3 MPa

Temperatur keluaran teras

700 C

Temperatur masukan teras

250 C

Laju alir massa helium primer

4.3 kg/s

Tekanan keluaran pembangkit uap

4.0 MPa

Temperatur keluaran pembangkit uap

440 C

Aliran uap sekunder

3.47 kg/s

Maksimum daya keluaran

MWe

Tabel 2. Data desain untuk konfigurasi combined cycle GT-ST HTR-10.

Teras

Daya termal

Temperatur outlet

Temperatur inlet

Tekanan primer

MW

C

MPa

10

900

300

3.0 IHX

Daya termal

Temperatur inlet helium primer

Temperatur outlet helium primer

Tekanan primer

Temp. inlet nitrogen sekunder

Tekanan sekunder

Aliran nitrogen

MW

C

Mpa

C

Mpa

Kg/s

5

900

600

3.0

483

850

3.2

11.17 Generator Uap

Daya termal

Temperatur pada sisi helium

Temperatur pada sisi air

Tekanan pada sisi air

MW

C

MPa

5 600/287

435/104

3.43/4.2

Daya

Daya untuk Gas Turbin

Daya untuk turbin uap

Efisiensi total

MWe

%

2.08

1.36

34.4

(12)

Tabel 3. Parameter fisika desain utama HTR-10 (data terbaru) yang digunakan untuk

perhitungan ini.

Fuel

Fuel element

Diameter of ball 6.0 cm

Diameter of fueled zone 5.0 cm Density of graphite in fueled zone and outer shell 1.84 g/cc Heavy metal (uranium) loading per ball 5.0 g

Enrichment of 235_U _17%

Natural boron impurities in grafit 0.125 ppm Volumetric filling fraction of balls in core (f) 0.61 Coated particles

Fuel kernel

Radius of fuel kernel 0.025 cm

UO2 density 10.4 g/cm3

Coatings

Coating layer material(starting from kernel) PyC/PyC/SiC/PyC Coating layer thickness (cm) 0.009/0.004/0.0035/0.004 Coating layer density (g/cm3) 1.1/1.9/3.18/1.9

Moderator Balls

Diameter of ball 6.0 cm

Density of graphite 1.84 g/cm3 Natural boron impurities in graphite 0.125 ppm

Tabel 4. Hasil perhitungan kekritisan HTR-10 mutakhir.

Loading heights (cm) kef f (Helium) kef f (Udara)

100.0 0.9336 0.9261

110.0 0.9722 0.9643

120.0 1.0056 0.9973

130.0 1.0349 1.0262

140.0 1.0606 1.0516

Tabel 5. Karakteristik pemuatan bahan bakar di sekitar kritikalitas pertama.

k

eff

1.000

Loading heights 120.026 cm

Number of fuel balls 9387

Number of moderator balls 7131

Volume of ball mixture in core 3.06x106 cm3

(13)

Tabel 6. Keff teras penuh HTR-10 pada berbagai temperatur.

Effective Multiplication Factor (keff)

Core temperatures

helium

Udara

15 °

C

1.1381

1.1281

250 °

C

1.1149

1.1052

500 °

C

1.0844

1.0752

Tabel 7. Ringkasan hasil perhitungan dari seluruh partisipan Bewnchmark HTR-10.

Kode Benchmark B1 B21 B22 B23 Negara D M D M D M D M China 125.8 126.1 1.1197 1.1104 1.0960 France# 106/Sn 114 1.1606 Germany P2SRM∞∞ Perh. ini 150 120 1.0481 1.1281 1.0441 1.1194 1.0410 1.1052 Japan/Indonesia 113 Netherlands Russia 136 137.3 1.1182 1.1076 1.1079 1.0933 1.0927 1.0794 USA 129.7