SIMULASI MODIFIKASI REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG
DENGAN BAHAN BAKAR JENIS PELAT
Gede Ardana Mandala
11
BAPETEN, Jl. Gajah Mada No. 8, Jakarta Pusat, Kode Pos 10120
Magister Sistem & Teknologi Energi, Fak. Teknik, Univ. Gadjah Mada, Jl. Grafika No. 2, Yogyakarta
Abstrak
SIMULASI MODIFIKASI REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG DENGAN BAHAN BAKAR JENIS PELAT. Latar belakang penelitian, yaitu bahan bakar di TRIGA Mark 2000 akan habis, dan PT. Batan Teknologi mampu memproduksi bahan bakar reaktor penelitian dan PLTN, serta mengekspor radiasi yang akan dimasukkan ke dalam tubuh pasien (tracer). Tujuan penelitian adalah menghitung parameter neutronik dan termal hidrolik (konveksi alami). Metode penelitian berupa simulasi menggunakan software SRAC dalam sistem operasi Windows Vista, ukuran teras tetap, reflektor (Grafit) tidak diganti, bahan bakar berbentuk pelat, komposisi UMo kerapatan 8,5 gram U.cm-3, batang kendali Boron Karbida (B4C), daya 2 MWth, pembuangan panas secara konveksi alami. Hasil penelitian menyatakan, reaktor kritis k-eff > 1,071, fluks neutron lambat 1,61E+12 n.cm-2.s-1, dengan koefisien reaktifitas void pendingin -5,4E-3 dk.k-1/%, koefisien reaktifitas suhu bahan bakar -2,0E-5 dk.k-1.Celcius-1, koefisien reaktifitas suhu pendingin -6,0E-5 dk.k-1.Celcius-1, batang kendali empat buah, pembuangan panas secara konveksi alami, DNBR > 2.
Katakunci: TRIGA, SRAC, UMo, konveksi alami
Abstract
SIMULATION OF MODIFICATION TRIGA 2000 REACTOR IN BANDUNG USING PLATE TYPE FUEL. Background of this research are Uranium-235 inventory in nuclear fuel at TRIGA MARK 2000
Bandung will reach its usage limit, and PT. Batan Teknologi able to produce fuel for research reactor and nuclear power plant, also export radiation for tracer. Aim of the research are computing neutronic and termal hydraulic parameter (natural convection). Method of the research are simulation using SRAC operate in Windows Vista, core dimension does not change, Grafit as reflector, fuel type is plate, meat composition UMo 8,5 g U.cm-3, control rod Boron Carbida (B4C), operating power 2 MWth, using natural convection. Result of the research are reactor able to critical with k-eff > 1.071, thermal neutron flux 1,61E+12 n.cm-2.s-1, coolant void reactivity coefficient -5,4E-3 1/%, fuel temperature reactivity coefficient -2,0E-5 dk.k-1.Celcius-1, coolant temperature reactivity coefficient -6,0E-5 dk.k-dk.k-1.Celcius-1, using four control rod, DNBR > 2.
Keywords: TRIGA, SRAC, UMo, natural convection
PENDAHULUAN
Selain mampu memodifikasi 100 % teras reaktor nuklir di Bandung, Indonesia juga mampu menghasilkan bahan bakar nuklir. Baik itu berupa bahan bakar nuklir untuk reaktor daya, maupun bahan bakar untuk reaktor penelitian. Bahan bakar
reaktor nuklir produksi Indonesia telah dipakai selama bertahun-tahun di RSG-GAS dengan hasil yang sangat memuaskan. Jika bahan bakar TRIGA 2000 Bandung habis, diusulkan dalam penelitian ini untuk menggunakan bahan bakar produksi dalam negeri.
Keberhasilan Indonesia dalam penguasaan IPTEK nuklir telah terbukti, di antaranya:
memproduksi bahan bakar, memodifikasi reaktor, diikuti pula dengan keberhasilan meng-ekspor zat radioaktif yang akan dimanfaatkan untuk kedokteran nuklir. Jika daya reaktor makin besar, maka fluks neutron akan makin besar, akhirnya produksi zat radioaktif akan meningkat.
TRIGA 2000 dioperasikan oleh BATAN cabang Bandung. Reaktor ini digunakan untuk memproduksi zat radioaktif, analisa aktivasi neutron, pabrikasi paduan logam, dan penelitian mengenai reaktor nuklir.
Reaktor TRIGA 2000 Bandung mulai beroperasi di tahun 1964 dengan daya 250 kW. Kemudian daya dinaikkan menjadi 1000 kW di tahun 1971. Modifikasi selanjutnya dilakukan untuk menaikkan daya reaktor menjadi 2000 kW pada tahun 2000, yang dimulai dari tahun 1996. Dengan daya yang lebih besar, maka reaktor TRIGA 2000 Bandung makin mampu menjadi cadangan untuk Reaktor Serba Guna GA Siwabessi (RSG-GAS) di Serpong, Jakarta.
METODE
Modifikasi di teras TRIGA 2000 diusahakan seminimal mungkin. Dengan diameter teras 53 cm, dan ukuran bundel bahan bakar pelat 8,1 cm, maka diameter teras dibagi menjadi 53 cm/8,1 cm = 6 satuan. Karena penampang teras berbentuk lingkaran, dan di pusat teras tetap menyediakan 4 posisi kosong, maka jumlah bahan bakar yang mungkin dimasukkan ke teras menjadi 20 buah, sebagaimana tampak pada Gambar 1.
Gambar 1. Konfigurasi teras dengan 4 posisi batang kendali
Setelah dihitung dengan CITATION, jika kemudian teras tidak bisa mempunyai reaktifitas lebih 1,071, maka akan ada 2 pilihan: (1) mengganti bahan
reflektor dari Grafit ke Beryllium; (2) jika penggantian bahan reflektor tetap tidak menghasilkan reaktifitas lebih 1,071, maka ukuran teras harus diperbesar, misal diameter dijadikan cukup untuk menampung 8 satuan. Maka akan didapatkan teras yang sangat mirip dengan RSG-GAS.
Konsekuensi dari memperbesar ukuran teras adalah (1) pembungkus (casing) reflektor harus diganti; (2) ujung beam port harus dipotong, karena ujung reflektor mencapai teras aktif. Karena beam port terbuat dari pipa aluminium dan isinya cuma udara kosong, diharapkan pemotongan ujung beam port tidak menimbulkan kesulitan baru. Penggantian reflektor Grafit menimbulkan pekerjaan baru: (1) bagaimana memproduksi Grafit dengan grade nuklir; (2) apakah teknologi pengelasan di dalam negeri mampu menghasilkan kualitas hasil yang sesuai syarat tertentu. Kedua pekerjaan baru ini tidak akan dibahas di penelitian ini.
HASIL DAN PEMBAHASAN Aspek Neutronik
Konfigurasi Teras Terbaik
Target dari konfigurasi teras ada dua, pertama k-eff < 0.987 di saat satu batang kendali macet, dan tujuh batang kendali yang lain semuanya masuk (fully down). Kedua, k-eff < 1,071 di saat semua batang kendali ditarik (fully up). Jika semua batang kendali ditarik, maka akan didapatkan reaktifitas lebih.
Dengan batas tingkat muat U7Mo 8,5 gram U.cm-3 , TRIGA 2000 standard dapat dibuat kritis. Riset U7%Mo di laboratorium di luar negeri sudah hampir selesai, yang perkembangannya dapat dilihat di www.euronuclear.org.
Batang kendali yang digunakan berjumlah empat buah. Kurva S yang menggambarkan pengaruh kedalaman pemasukan batang kendali terhadap k-eff tampak pada Gambar 2.
Gambar 2. Perubahan k-eff terhadap posisi batang kendali, dengan 4 batang kendali
Perkiraan Burnup
Fraksi bakar yang digunakan di dalam usulan modifikasi ini terdiri dari dua, yaitu fraksi bakar ke-1 dan ke-8. Karena adanya fisi, maka bahan bakar akan menyusut, fraksi bakar akan berubah, yaitu dari fraksi ke-1 menjadi ke-3. Hal ini akan menurunkan k-eff. Diasumsikan batas yang masih dianggap mampu mengatasi pengaruh peningkatan suhu pendingin dan Xenon k-eff > 1,052.
Untuk perhitungan burnup yang sederhana, maka dicari fraksi bakar yang akan menyebabkan k-eff < 1,052. Didapatkan hasil reaktor mampu beroperasi selama 7 tahun 1 bulan 25 hari.
Pengaruh Suhu Terhadap k-eff
Tekanan di dasar teras = 24,4791 psia, sedangkan suhu jenuh untuk 24,4791 psia adalah 238,8084 Fahrenheit. Maka massa jenis untuk campuran air dan uap air menjadi
(4-1) di mana
= massa jenis campuran air dan uap air = massa jenis air dalam bentuk uap di
tekanan 24,4791 psia = 61,513193 lbm/ft3
= massa jenis air dalam bentuk uap di tekanan 24,4791 psia = 0,059889 lbm/ft3
= fraksi void di campuran air dan uap air Dengan variasi fraksi void 0 % sampai dengan 90 %, kemudian dihitung massa jenis campuran air dan uap air. Pada Gambar 3 tampak pengaruh fraksi void terhadap k-eff, dan pada Gambar 4 dan 5 tampak masing-masing pengaruh suhu pusat bahan bakar dan moderator terhadap k-eff.
Gambar 3.Pengaruh fraksi void terhadap k-eff pada
tekanan jenuh 24,475 psia dan suhu 114,85 oC.
Gambar 4. Pengaruh suhu pusat bahan bakar terhadap k-eff
Gambar 5. Pengaruh suhu pendingin terhadap k-eff
Dengan koefisien reaktifitas suhu moderator dan bahan bakar yang negatif, serta koefisien reaktifitas void yang juga negatif, maka reaktor akan bersifat stabil. Karena kenaikan suhu yang timbul akibat fisi, justru menurunkan daya reaktor.
Dari rumus k-eff =
, sebelum terjadi fisi di energi rendah, neutron disaring oleh faktor p. Maka secara kronologis, rumus k-eff menjadi k-eff
= . Dari sini dapat
diterangkan versi sederhana dari umpan balik negatif, sebagai hasil dari pemuaian fluida pendingin, yang menyebabkan s = dari air itu turun.
(4-2)
SF adalah luas kontak yang mirip dengan wetted
perimeter di saat mencari diameter ekuivalen, MF
adalah massa bahan bakar, yang sebanding dengan luas. Reaktor di Chernobyl dan CANDU, s masing-masing disumbangkan oleh air dan grafit serta air dan D2O. Pemuaian grafit lebih kecil dari
air. Pemuaian D2O tidak spontan, karena air karena
D2O terpisah oleh dinding pipa. Tapi, CANDU
memiliki reaktifitas lebih yang kecil, sehingga tidak akan punya cukup energi untuk meledak.
Dengan susunan seperti tadi, maka reaktor Chernobyl dan CANDU memiliki nilai p yang lebih sulit untuk diubah dari reaktor yang moderator dan pendingin jadi satu. Sehingga untuk mematikan reaktor perlu gerakan batang kendali. Tentu saja, gerakan batang kendali kalah cepat dari pada pemuaian air. Dengan demikian reaktor yang moderator dan pendinginnya jadi satu lebih aman dari reaktor yang moderator dan pendinginnya terpisah-walaupun masalah ini sudah berhasil diatasi dengan moderator ganda.
Distribusi Fluks dan Daya
Daya reaktor dibatasi sampai 2 MWth, supaya radiasi gamma yang sampai di permukaan air tidak melebihi batas. Gambar 6 menampilkan format 3D reaktor. Gambar 7 menampilkan fluks neutron cepat dan termal. Terlihat fluks neutron termal maksimal 2.8E+13 n.cm-2.s-1di pusat teras.
Gambar 6. Format 3D dari reaktor (MVilla, 2007)
Gambar 7. Distribusi fluks neutron (a) cepat dan (b) termal
Fluks neutron cepat lebih besar di daerah bahan bakar, karena bahan bakar adalah tempat produksi neutron. Di tengah teras, tidak diisi bahan bakar. Maka fluks neutron cepat menjadi nol. Sementara itu, fluks neutron termal di tengah teras menjadi maksimum, karena ada proses perlambatan (slowing-down) oleh air.
Tabel 1. Fluks Neutron Termal di Fasilitas Irradiasi
Ujung beam port dan posisi iradiasi ada di reflektor, maka fluks neutron termal yang bisa disediakan oleh teras adalah 1.0E+13 n.cm-2.s-1. Ruang kosong di pusat teras susah untuk dimasukkan bahan yang akan diiradiasi, karena terhalang oleh batang kendali. Tabel 1 menampilkan fluks neutron termal di berbagai lokasi. Karena fluks neutron termal maksimal dalam orde 1,0E+13 n.cm-2.s-1 dan k-eff > 1,071, maka dari aspek neutronik usulan modifikasi dinyatakan layak untuk diuji.
Gambar 8 menampilkan distribusi daya reaktor yang beroperasi di 2 MWth. Karena di tengah teras tidak ada bahan bakar, maka daya di tengah teras menjadi nol. Daya secara dominan dihasilkan dari hasil interaksi neutron termal dan bahan bakar. Dengan statistik, dihitung simpangan baku dari q’’’ (x, y, z) di mid plane teras aktif
(4-5) di mana
x = q’’’ di suatu region bahan bakar
= rata-rata dari himpunan yang anggotanya berupa x
N = jumlah bundel bahan bakar
Didapatkan = 16,2313 watt/cm3 dan 3,05.
Aspek Termalhidrolik Profil Suhu Di Kanal Panas
Fluks neutron maksimum di pusat teras 2,88E+13 n.cm-2.s-1. Ini sesuai dengan daya teras 2,0 MWth. Gambar 9 menampilkan hasil perhitungan CITATION. Kanal panas terletak di bahan bakar tanpa batang kendali. Maka, satu pelat bahan bakar rata-rata menghasilkan daya per satuan panjang
Gambar 9. Contoh hasil running CITATION
Gambar 10. Grarik distribusi suhu arah aksial untuk aliran konveksi alami
Hasil perhitungan CITATION sesungguhnya bersifat
stepwise. Kemudian, dengan deret Fourier, fluks panas direkonstruksi, sehingga didapatkan profil panas berbentuk sinusoidal yang kontinyu. Pada Gambar 10 tampak distribusi suhu menurut arah aksial di kanal panas. Terlihat reaktor beroperasi dengan suhu di bawah 450 oC. Tiga suhu yang hampir sama, yaitu garis pusat bahan bakar, antarmuka bahan bakar-kelongsong, permukaan kontak bahan bakar-pendingin. Maka pada grafik yang terlihat cuma suhu permukaan kontak kelongsong dan pendingin. Hal ini menunjukkan, bahwa panas berhasil disalurkan dengan baik oleh bahan bakar itu sendiri dan juga oleh kelongsong. Panas yang diharus dibuang masih kecil, karena daya reaktor cuma 2,2 MWth. Kenaikan suhu pendingin di bawah 10 oC berarti dari sisi termal hidrolik, reaktor masih dalam batas aman.
Fluks Panas Kritis
Fluks panas di tiap titik menurut arah aksial pada kanal panas dinormalisasi, sedangkan angka sebenarnya adalah 10.856,756 watt.cm-2. Fluks panas kritis sepanjang kanal adalah konstan. Didapatkan DNBR minimum lebih besar dari 2, dengan demikian tidak akan terjadi burnout. Selengkapnya tampak pada Gambar 11.
Gambar 11. DNBR di kanal panas
Jika ukuran reaktor itu besar, maka daya per cm3 di tiap titik akan menjadi lebih kecil. Ini akan memudahkan proses pengambilan panas. Penelitian terhadap fluks panas kritis sudah banyak dilakukan, bertujuan untuk mendapatkan pemahaman yang lebih baik untuk sebuah situasi. Tentu saja diharapkan fluks panas kritis yang diizinkan diharapkan makin besar.
Dengan mengingat kronologi peristiwa sebelum burnout, yaitu: pembentukan gelembung, gelembung lepas dari permukaan, pendidihan inti, pendidihan curah, pendidihan film, burnout, maka di RSG GAS reaktor dioperasikan sampai kondisi “gelembung lepas dari permukaan”. Jadi pada prakteknya, pendingin hanya ada dalam keadaan satu fase. Jadi, dari aspek termal hidrolik, usulan
modifikasi layak untuk diuji.
KESIMPULAN.
1. Dari aspek neutronik, usulan modifikasi dinyatakan layak untuk diuji, karena dengan ukuran teras yang tidak berubah dan komposisi bahan bakar U7Mo sampai tingkat muat 8,05 gram U.cm-3, menghasilkan k-eff > 1,071, reaktifitas suhu bahan bakar -2,0E-5 dk.k-1.Celcius-1, reaktifitas suhu moderator -6,0E-5 dk.k1.Celcius1, reaktifitas void moderator -5,4E-3 dk.k-1/%, fluks neutron termal di dinding luar reflektor 1,61E+12 n.cm-2.s-1, burnup 2,61235E+03 hari.
2. Dari aspek termalhidrolik, usulan modifikasi dinyatakan layak untuk diuji, karena dengan daya 2,0 MWth, DNBR > 2, pembuangan panas dengan cara konveksi alami.
5. UCAPAN TERIMAKASIH
Kami mengucapkan terima kasih kepada BAPETEN (Pak As Natio Lasman, Pak Suhartono Zahir, Pak Martua Sinaga, Pak Heddy Krishyana, Pak Reno Alamsyah, Pak Dedik Eko Sumargo, Bu Andajani, staf), Jurusan Teknik Mesin UGM (Made Suardjaja, staf), Jurusan Teknik Fisika UGM (Pak Sihana, Pak Andang Widi Harto, staf), BATAN (Pak Tagor M. Sembiring, Bu Endiah, staf).
6. DAFTAR PUSTAKA
1. Bozic M., Calculation of Neutron Fluxes in Biological Shield of The TRIGA MARK II Reactor, International Conference Nuclear Energy in Central Europe 2001, Slovenia, (2001).
2. Cailliere I., LTA’s Manufacturing For JHR Fuel Qualification Program in BR2 Reactor, Areva-Cerca, France, (2009).
3. Clark C.R., Update on U-Mo Monolithic and Dispersion Fuel Development, Argonne National Laboratory, USA, (2004).
4. Cooper J.R., Revised Release on the IAPWS Industrial Formulation 1997 for the Thermodynamic Properties of Water and Steam, IAPWS, Swiss, (1997).
5. Duderstadt, J. J. and Hamilton, L. J., Nuclear Reactor Analysis, John Wiley and Sons, New York (1976).
6. El-Wakil, M. M, Nuclear Power Engineering, McGraw-Hill Book Company, Inc., New York (1962).
7. Franck N., Cadmium Wires As Burnable Poison for the BR2 Fuel Element, Areva-Cerca, France (2009).
8. Grant C.N., Operation of the SLOWPOKE-2 reactor in Jamaica, University of the West Indies, Jamaica (2001).
9. Harto, A. W., Konsep Moderator Ganda Untuk Menyederhanakan Pengendalian Daya dan Mencapai Umpan Balik Negatif Pada Reaktor Nuklir Tipe PHWR-CANDU, Yogyakarta (2005).
10. Hong L. P., Depletion Analysis on The Control Rod Absorber of RSG GAS Oxide and Silicide Fuel Cores, Center for Multipurpose Reactor (PRSG), National Atomic Agency (Batan), Jakarta (1995).
11. Horiguchi H., Irradiation Growth of Graphite in Reflector Elements of JRR-4, Department of Research Reactor and Tandem Accelerator, JAEA, Japan (2009).
12. Jaya E. S., Analisis Konfigurasi Teras Kompak Reaktor RSG-GAS Dengan Pengurangan Jumlah Posisi Iradiasi, Jurusan Teknik Fisika, Yogyakarta (2003).
13. Kamajaya K., The Current Status of Bandung TRIGA Mark II Reactor-Indonesia, Center fo Research and Development of Nuclear Techniques, National Nuclear Energy Agency, Bandung, Indonesia (2001).
14. Kaminaga M., Improvement of Critical Heat Flux Correlation for Research Reactors using Plate-Type Fuel, JAERI, Japan (1998).
15. Kaminaga M., EUREKA-2/RR: A Computer Code for The Reactivity Accident Analyses in Research Reactors, JAEA, Japan (2008). 16. Lamarsh, J. R., Introduction to Nuclear Reactor
Theory, Addison – Wesley Publishing Company, Inc., Massachusetts (1966).
17. Liaquat A. K., Study of Reactor Design Parameters, Department of Physics University of The Punjab, Lahore (1999).
18. Maas L., Development of a Numerical Tool for Safety Assessment and Emergency Management of Experimental Reactors, IRSN, France (2010).
19. Mosteller R. D., Detailed Analysis of the Second Zeus Critical Experiment with MCNP, International Meeting on Mathematical Methods for Nuclear Applications, Salt Lake City, UT, USA (2001).
20. Okumura K., SRAC (Ver. 2002); The Comprehensive Neutronics Calculation Code System, JAERI, Japan (2002).
21. Okumura K., SRAC2006: A Comprehensive Neutronics Calculation Code System, JAERI, Japan (2006).
22. Pasqualini E., Monolithic UMo Nuclear Fuel Plates With Non Aluminium Cladding, CNEA, Argentina (2008).
23. Primm R. T., Analysis of an LEU Fuel with Spatially-Dependent Thickness in Two Dimensions, Oak Ridge National Laboratory, USA (2007).
24. Ravnik M., Description of TRIGA Reactor. 25. Ravnik M., TRIGA Reactor Power Upgrading
Analysis, 2nd Regional Meeting; Nuclear Energy in Central Europe, Slovenia (1995). 26. Sacristan P., A Full Programme for A World
Wide Qualified UMo Fuel, RRFM, France (2000).
27. Saha D., Phenomena Associated with Natural Circulation, IAEA, Trieste (2007).
28. Sang-Hyun L., Thermal Conductivity of U-Mo/Al Alloy Dispersed with Oxide Materials, Thermophys Prop, Japan (2005).
29. Sembiring T. M., Core Conversion Study from Silicide to Molybdenum Fuel in Indonesian 30 MW Multi Purpose Reactor GA Siwabessy (RSG-GAS), BATAN, Indonesia (2005). 30. Suwardiyono, Analisis Kinematika dan
Dinamika Dismantling Komponen Internal Reaktor TRIGA Mark II, Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif, Bandung (1999).
31. Umar E., Prediction of Mass Flow Rate and Pressure Drop in the Coolant Channel of The Triga 2000 Reactor Core, Atom Indonesia, Jakarta (2001).
32. Utama I., Analisa dan Evaluasi Sistem Termohidrolik Rancangan Reaktor Penelitian Dan Produksi Dengan Daya 5 MW, Departemen Teknik Fisika-ITB, Bandung (2006).
33. Wiencek T., Development of Technology of High Density LEU Dispersion Fuel Fabrication, Argonne National Laboratory, USA (2007).
34. Yazid P. I, Percobaan Kekritisan Teras Reaktor TRIGA 200 Bandung Dengan Program MCNP-4B, Puslitbang Teknik Nuklir, Batan, Bandung (2000).
35. Villa M., The TRIGA Mark-II Reactor, Vienna University of Technology, Austria (2007).
TANYA JAWAB Pertanyaan:
1. Apakah simulasi ini bisa
diterapkan/diaplikasikan di lapangan, mengingat Reaktor Bandung hingga saat ini sedang mengalami masalah teknis? (Syahrudin Yusuf)
2. Dengan harga K eff sebesar 1,071, kira-kira berapa lama waktu operasi yang bisa dicapai bila beroperasi pada daya 2MeV?
Jawaban:
1. Dari aspek teknis, simulasi dapat diterapkan, Dari aspek ekonomis, reaktor Bandung dan juga reaktor Serpong digunakan untuk memproduksi radioisotop, jadi sebaiknya simulasi diterapkan direaktor Kartini Yogyakarta.
2. Dengan software COREBW, bahan bakar bisa dipakai selama satu tahun lima bulan
