Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan PLTN serta Fasilitas Nuklir
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG, PPTKR • BATAN
ANALISIS FLUKS NEUTRON DI FASILITAS PWR
IN-PILE LOOP
Oleh Tagor M.Sembiring
Alumni Teknik Nuklir FT -UGM, Y ogyakarta Sri Kuntjoro, Iman Kuntoro
Pusat Reaktor Serba Guna - Badan Tenaga Atom Nasional
ABSTRAK
ANALISIS FLUKS NEUTRON DI FASILITAS PWR IN-PILE LOOP. Telah dilakUkan analisis fluks neutron di fasilitas PWR in-pile loop dengan menggunakan paket program MGCL-PROCESSOR (MAIL- 137, REMAIL).ANISN-JR. dan CITATION. Fasilitas PWR in-pile loop berada di teras RSG-GAS pada posisi iradiasi pusat (CIP). Setelah pemasukan fasilitas PWR in-pile loop ke dalam CIP, besar fluks neutron termal rerata di bundel bahan bakar PWR adalah 4,267* 1013neutron cm·2S·I •Daya yang dihasilkan bundel PWR sebesar 233 ,8425 kW. Perbandingan
antara hasil perhitungan dan syarat keselamatan pengujian fasilitas PWR in-pile loop menunjukkan bahwa fasilitas PWR in-pile loop layak dimasukkan di Teras RSG-GAS.
ABSTRACT
ANALYSIS OF NEUTRON FLUX IN PWR IN-PILE LOOP FACILITY. Analysis ofneu-tron flux in PWR in-pile loop facility has been done using MGCL-PROCESSOR (MAIL-137, REMAIL).ANISN-JR. and CIT AnON codes. PWR in-pile loop facility will be inserted at Central Iradiation Position (CIP) in RSG-GAS core. After inserting the PWR in-pile loop facility into Central Iradiation Position, the average thermal neutron flux in the PWR bundle was 4.267* 1013neutron
cm·2s·l.
The power produced in the PWR bundle was 233,8425 kW. The comparison between the result of calculation and safety criterion of the testing PWR in-pile loop shows that the PWR in-pile loop is aIIowed to insert in RSG-GAS core.PENDAHULUAN
Salah satu program kegiatan yang akan dilaksanakan di Reaktor Serba Guna G .A.Siwabessy (RSG-GAS) adalah pengujian perangkat bahan bakar reaktor daya PWR dengan menggunakan fasilitas uji untai bahan bakar di dalam teras (in-pile loop facility), yang disebut juga sebagai fasilitas PWR in-pile loop.
Fasilitas PWR in-pile loop terdiri atas tiga bagian, yaitu kotakair (water box), tabungtekan (pressure tube), clan bundel bahan bakar PWR. Kotak air merupakan bagian terluar dari fasilitas PWR in-pile loop, dengan ukuran 160 mm * 152 mm. Kotak air terdiri dari tiga lapisan yakni lapisan terluarterbuat dari alumunium, dan lapisan dalam terbuat dari SS-316L. Diantara kedua lapisan terdapat air. Tabung tekan berdiameter luar berukuran 67 mm, terdiri dari lapisan SS-316L, lapisan CO2, dan Inconnel-600. Diameter bagian dalam tabung tekan 95 mm. Bundel bahan bakar PWR terdiri atas 16 buah yang disusun di dalam bentuk bujur sangkar 4 * 4. Bahan bakarterbuat dari U02 dengan pengkayaan 3,2
wi
o. Bundel bahan bakar PWR dikelilingi selubung yang berbentuk bujur sangkar, yang terbuat dari SS-316L. Dimensi terluar selubung 5,83 cm * 5,83 cm, dengan ketebalan sebesar 0,5 cm.
Fasilitas PWR in-pile loop dimasukkan di fasilitas posisi iradiasi pusat (CIP). Syarat minimum fluks neutron termal rerata di daerah bundel bahan bakar PWR harus sesuai dengan fluks neutron termal rerata PWR yakni 3*1013 neutron cm·2s·l, yang setara dengan pembangkitan daya sebesar 100 kW setiap liter volume teras PWRI). Pembangkitan daya maksimum bundel bahan bakar PWR yang diizinkan adalah 250 kW2). Fasilitas PWR in-pile loop yang akan ditempatkan di teras RSG-GAS didesain mampu mensimulasi kondisi PWR2). Pemasukan fasilitas PWR in-pile loop mengakibatkan perubahan parameter-parameter operasi RSG-GAS, khususnya distribusi fluks neutron. Analisis fluks neutron di fasilitas PWR in-pile loop dilakukan untuk mengetahui kelayakan pemasukan fasilitas PWR in-pile loop ditinjau dari fluks neutron tem1al rerata di bundel bahan baka.r PWR, dan kuantitas pembangkitan daya yang dihasilkan bundel bahan bakar PWR. TEOR!
Jika sifat interaksi neutron diganggu (berubah), misalnya dimasukkannya suatu material asing ke dalam teras, maka dapat mengubah faktorpelipatan efektif dan distribusi neutron di teras reaktor3), yang dapat dinyatakan
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamalan PLTN serla Fasi/ilas Nuklir
dengan hubungan :
k' - k
f
v(VOLe - OL,) dVk' k V
f
v Le <I><1>'dV dengan:k'=
faktorpel ipatan efektifsetelah mengalami gangguan. k=faktorpelipatan efektifsebelum mengalami gangguan. <I>= fluks neutron sebelum mengalami gangguan. <1>'=fluks neutron setelah mengalami gangguan.OLe
=
perubahan tampang lintang makroskopispembe-lahan.
oL.
= perubahan tampang lintang makroskopis serapan. V=jumlah neutron yang dihasilkan setiap rcaksipembelahan.
Nilai faktorpelipatan efektif(k) dapat diperoleh dengan menyelesaikan persamaan difusi banyak kelompok tenaga.
Untuk mendapatkan harga k dilakukan perhitungan dengan menggunakan paket program CITATION.
Berubahnya fluks neutron akibat pemasukan bahan (materi) ke dalam reaktordiikutijuga dengan perubahan pembangkitan daya yang dihasilkan oleh bahan bakar di teras, karena fluks neutron berbanding lurus dengan pembangkitan daya.
TAT A KEIUA
Analisis fluks neutrondi fasilitas PWR in-pile loop dilakukan dengan paket-paket program MGCL PRO-CESSOR (MAIL-137.REMAIL).ANISN-JR. dan CI-TATION. MGCL PROCESSOR adalah paket program yang memproses pustaka tam pang lintang 137 kelompok tenaga, dan dengan tampang lintang hamburan di dalam orde p4>.Pustaka tam pang lintang MGCL-PROCESSOR diperoleh dari ENDF-B/IV dan JENDL-2. ANISN-JR adalah paket program hasil pengembangan lanjutan dari paket program ANISN yang dilakukan oleh JAERI, dan digunakan untuk menyelesaikan persamaan transport neutron banyak kelompokdengan hamburan takisotropis, dengan perhitungan satu dimensi untuk geometri bola, lempeng (slab), dan silinder>. Paket program CIT A-TION adalah paket program yang menyelesaikan persamaan difusi banyak kelompok dengan satu, dua, dan tiga dimensi perhitungan dengan geometri balokdan silinder6>.
Tata kerja yang digunakan di dalam menghitung fluks neutron di fasilitas PWR in-pile loop (Lampiran I) ialah:
I.Pembangkitan konstanta kelompok( empat kelom-pok tenaga) seluruh material Teras RSG-GAS, dan material penyusun fasilitas PWR in-pile loop. Pembangkitan konstanta kelompok mate-rial dilakukan dengan MGCL P·ROCESSOR dan ANISN-JR. Batas-batas kelompok tenaga yang digunakan adalah 16,487 MeV, 820,85 keY, 5,5308 keY, 0,60236 eV, dan 0,000331 eV. ANISN-JR mengkondensasi dari 137 kelompok tenaga menjadi 4 kelompok tenaga.
210
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG, PPl"KR - BATAN
2. Perhitungan fluks neutron di daerah bundel ba-han bakar PWR dilakukan dengan paket program CITATION, dan dilakukan untuk dua dimensi ke arah X dan Y. Perhitungan pertama kali dilakukan dengan kondisi fasilitas PWR in-pile loop tidak dimasukkan di CIP (CIP terisi air), dan yang kedua ialah fasilitas PWR in-pile loop dimasukkan ke dalam CIP. Dari kedua hasil perhitungan tersebut dapat diperoleh jumlah dan perubahan fluks neutron di fasilitas PWR in-pile loop. Daya Teras RSG-GAS yang dipilihdi dalam perhitungan adalah sebesar 30 MW, dengan konfigurasi teras kerja.
HASIL DAN PEMBAHASAN
Pemasukan fasilitas PWR in-pile loop ke CIP mengakibatkan fluks neutron bertenaga cepat mengalami' kenaikan jika dibanding dengan fluks neutron sebelum pemasukan fasilitas PWR in-pile loop (Gambar-l). Hal yang sarna juga dialami oleh fluks neutron bertenaga lambatan (G,ambar-2), dan bertenaga resonansi (Gambar-3). Peristiwa kenaikan fluks neutron di dalam kelompok cepat diakibatkan karena adanya proses pembelahan neutron bertenaga termal di bundel bahan bakar PWR yang menghasilkan neutron bertenaga cepat. Naiknya fluks neutron di kelompok lambatan dan resonansi diakibatkan bertambahnya neutron bertenaga cepat yang mengalami penurunan ke kelompok lambatan dan resonansi sebagai akibat moderasi. Gambar-4 menunjukkan bahwa dengan masuknya fasilitas PWR in-pile loop ke dalam teras RSG-GAS, maka terjadi penurunan. Terjadinya penurunan fluks neutron termal disebabkan karena sifat penyerapan yang dimiliki bahan
bakar7>, yaitu pemasukan (penambahan) bahan bakar ke dalam teras diikutijuga dengan peningkatan perubahan nilai tampang lintang serapan3>. Besar fluks neutron termal rerata di daerah bundel bahan bakar PWR adalah 4,26723 neutron cm·2s·J (Tabel-l).
Pembangkitan daya (panas) di daerah bundel bahan bakar PWR sebesar 233,8425 kW.
Tabcl - 1 Perubahan Fluks Neutron Termal ReraLa Sebelum <Ian Scsudah Pemasukan Fasilitas In·Pile Loop PWR Fluks Neutron Termal Rerala (x10U neutron cm-2s·I)
DAERAH
SEBELUMSESUDAHPENURUNAN PEMASUKAN PEMASUKANFLUKS (%) KOTAK AIR 22,82440 7,6150566,64 TABUNG TEKAN 29,41930 4,4001185,04 BUNDEL PWR 30,27120 4,2672385,90
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan PLTN serta Fasilitas Nuklir
KESIMPULAN
Hasil analisis fluks neutron tennal rerata dan pembangkitan daya di bundel bahan bakar PWR menunjukkan bahwa fasilitas PWR in-pile loop layak dimasukkan ke dalam Teras RSG-GAS, karena:
1. Fluks neutron termal rerata di bundel bahan ba-kar PWRadalah4,267* 1013neutron cm·2s-', berarti
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG, PPTKR - BATAN
lebih besar dari pada nilai minimum fluks neu-tron tennal rerata yang diharapkan yaitu 3*10'3 neutron cm·2s·'.
2. Daya yang dibangkitkan bundel bahan bakar PWRadalah 233,8425 kW, dandaya ini lebih ke-cil dari pada pembangkitan panas maksimum yang diizinkan, yaitu 250 kW.
DAFfAR ACUAN
1. KESSLER,
G.,
Nuclear Fission Reactors, Springer-Verlag, Austria (1983). 2. BAT AN, Safety Analysis Report, BATAN, Jakarta (1989).3. LAMARSH,J.R., Introduction to Nuclear Reactor Theory, Addison-Wesley, Massechussets (1972).
4. NAITO,Y., et.a!., MGCL-PROCESSOR: A Computer Code System for Processing Multigroup Constants Library
MGCL, JAERI, Japan (1981). I
5. KOY AMA,K., et.a!., ANISN-JR One Dimensional Discrete Ordinates Code for Neutron and Gamma-RayTrans-port Calculations, JAERI, Japan (1977).
6. FOWLER,T .B., et.a!., Nuclear Reactor Core Analysis Code: CITATION, ORNL, Tennessee (1971).
7. DUDERSTADT,J.J., dan HAMILTON, L.J., Nuclear Reactor Analysis, John Wiley& Sons, New York (1976).
DISKUSI
BAMBANG HERUTOMO :
1. Kriteria-kriteria apa yang saudara ambil untuk menyederhanakan kelompok konstanta dari seratus sekian men-jadi empat kelompok. Berapa range energi tiap kelompok ?
2. Seperti diketahui bahwa dalam perhitungan transport/difusi, ketelitian hasil spektrum/fluks sangat dipengaruhi oleh 'mesh point'. Berapa 'mesh point' yang saudara gunakan dalam perhitungan ini, dan apa alasannya ?
TAGOR M. SEMBIRING :
1. Kriteria yang dipakai untuk menyederhanakan konstanta kelompok dari 137 menjadi 4 kelompok ialah : a. Terwakilinya seluruh tenaga neutron di teras.
b. Dipilih konstanta kelompok yang batas tenaganya mirip dengan pemasok INTERA TOM. Range energi tiap kelompok adalah sbb :
1) 16,487 MeV
<
E<
820,85 keY 2) 820,85 keY<
E<
5,5308 keY 3) 5,5308 keY<
E<
0,60236 eV 4) 0,60236 eV<
E<
0,00033 eV2. Mesh point yang digunakan adalah 99 (ke arah X) dan 98 (ke arah Y)
RPH ISMUNTOYO:
1. Bagaimana mem-verifikasi cross-section yang dihasilkan oleh MGCL processor ?
2. Berapa kali siklus operasi untuk mensimulasi seperti kondisi kerja PL TN yang dialami oleh sebuah elemen bakar ?
TAGORM. SEMBIRING:
1. Telah dilakukan verifikasi cross-section dengan hasil JAERI untuk benchmarking MTR berdaya 10 MW dan di-peroleh hasil faktor pelipatan tak hingga yang sesuai dengan hasil JAERI terse but. Lalu verifikasi dilakukanjuga untuk menghitung faktor pelipatan teras I RSG-GAS dengan menggunakan CROSS-SECTIOM haasil MGCL processor diperoleh persentase perbedaan sebesar 0,4 % antara hasil ekperimen dan perhitungan.
2. Besar fluens (lama siklus) bisa diprediksi dengan membandingkan waktu refueling PLTN (PWR) dengan cara perbandingan fluks
3
-- x waktu refueling PWR sesungguhnya 4,267
Hasil3 diperoleh karena besar fluks tennal rata-rata 3xl0'3 neutron!cm2.sec.
Hasil4,267 diperoleh karena besar fluks tennal rata-rata di fasilitas in-pile loop PWR adalah 4,267x 1013neutron!
cm2.sec.
Dan 1 siklus di RSG-GAS sebesar 25 hari. Dari infonnasi tersebut maka dapat ditentukan siklur RSG-GAS untuk memenuhi fluens seperti PL TN (PWR)
Prosiding Seminar Tdatologi dan Ke.sdamalall PLTN sala Fasililas Nuklir
LAMPIRAN I
DIAGRAM ALIR PERHITUNGAN
MGCL-PROCESSOR
137 KELOMPOK
REMAIL
KONSTANTA KELOMPOK
MATERIAL RSG-GAS
DAN FASILITAS
IN-PILE LOOP PWR
4 KELOMPOK
OUTPUT:
- FLUKSNEUTRON
- DAYA
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG, PPTKR - BATANProsiding Seminar Tekn%gi dati Kesdamatan PLTN serta Fasi/itas Nuklir
rlUW" Hr.UT"CH (l:1. "/1:1",' •• cl
1
•
0.8 .-.
0.6 .-
.
0,4 .- ....0.2 .-...
P08Pti x (OM) Serpotlg, 9-10 Februari 1993 PRSG, PPTKR -BATAN CIP (11111)-I-
CIP (IN-PILE LOOP)OIlMBIIR 1. PERUBIIHAN FLUKS NEUTRON CEPAT
RSO-GAS AKIBAT FIISILITAS IN-PILE LOOP
rlUKf] ur:UTnOH Cr.,. n/CI"IQ •• C)
1
0.8
.-0.6 ,_
.
0,4.-
i··it-'Yi
---:--.---. - : I •...--_
..•..._---~---~--,
CIP (AII1)--1-
CIP (IN-PILE LOOP)0.2
1-·
··.i ..•.•• ;.. .... · .... 1 .....
! .
O·ItIIIHlfltHH
o
20
. . . . .
. : : : :
:',
: : : : :----~I-_I
__
i--L..:1·f.!IH+t II
fIII~1IIIIIf]IIt~---.1
40
60
80
100
120
140
1G0 180
200
220
240
POft'''' x (OM)
GIIMBIIR 2. PEI1U8AHAN FLUKS NEUTI10N
LIIM8ATIIN RSG-GI\S IIKI811T FIISILITAS IN-PILE LOOP
Prosiding Seminar Teknologi dan Kesdamalan PLTN serla Fasililas Nuklir
0.8
.-0.6 .- ..
0.4
.-0.2 .-...
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG, PPTKR - BATAN ~-- CIP (AIR).... -1-
;~ • .-.ri!~~~_CIP (IN-PILE LOOP)...
. . ...•.•. ~ ..••... j ..•.••.•.•.. i· j ....•
1---1
I
I
';'j.HJ+~HfHH~fI4HHifft80
100
120
140
'i60
180
200
220
240
GAMBAR 3. PERUBAHAN fLUKB ~:EUTRON RESONANS\ RBO-GAS AKIBAT FA81L1TAS
IN-PILE LOOP
rl.Ur< ••Hr:UTnON Cr.1-( "'en' •• e)
3.5
2.5
.-2 ..
••••••••• __ />: •••••••••••• ..;
CIP (AIR)-\- CIP (IN-PILE LOOP)
:~~",.... ..._.. ",....
~
.•.. j ••...••.. ; •.•••. ,...,.;
..:
..
...\.~ .."M'I-+-"
:.,. . ..
.
:. :: /r'''+'
:+
'
\<..[
! . O.ftHHff-+I~· II
'Hff+H+HhHHfflflfI
I
o20
40
60
80
100
120
140
160
180
200
220
240
1.6 ...
1.-0.5 .-..
...;. ' -:- -- •... ·..
· .. -··...••...-..
..
•....•..•.••...•... PO"'I'JI X (OM)GAMBAR 4. PERU BAHAN FLUKS NEUTRON TERMAL
RBG-Gf,S AKIBAT FA$ILlTAB IN-PILE LOOP
