EV ALUASI EKSKURSI DAY A AKIBAT PERUBAHAN PARAMETER KINETIK REAKTOR CANDU
Surian Pinem
StafBPTR-P2TRR BAT AN, Serpong
ABSTRACT
EV ALUA TION OF THE POWER EXCURSION DUE TO CHANGE OF THE KINETIC PARAMETERS AT CANDU REACTOR. Evaluation of the power excursion due to change of the kinetic parameters ofCANDU reactor has been done. Fuel elements used in the calculation is Canflex type. This fuel element is still under development so that evaluation of power excursion due to change of the kinetic parameters is very important for safety of the reactor operation. WIMS-CNRL and KINETIC codes were used for kinetics parameter calculation whereas ExKIN code was used for power sensitivity calculation due to change of the kinetic parameters. The power sensitivity was calculated for reactivity insertion nearly the prompt critical condition. Power transient goes slowly particularly near prompt criticality because the values of delay neutron fraction and prompt neutron lifetime after operating until maximum burn-up are still great enough. Power sensitivity calculations show that the result of the largest power peaking is 7.7 times the operating power level. The result of calculation shows despite of the reduction of the kinetics parameters due to burn-up fuel in the reactor core after long operation the reactor is still safe against power excursion event. Key Words: Power excursion, kinetic parameter, bum-up, CANDU reactor
ABSTRAK
EVALUASI EKSKURSI DAYA AKIBAT PERUBAHAN PARAMETER
KINETIK REAKTOR CANDU. Telah dilakukan evaluasi ekskursi daya akibat perubahan parameter kinetik reaktor CANDU. Elemen bakar yang digunakan dalam perhitungan adalah jenis Canflex. Elemen bilkar ini masih dalam tahap penelitian sehingga evaluasi ekskursi daya akibat perubahan parameter kinetik sangat renting untuk keselamatan operasi reaktor. Program WIMS-CRNL dan KINETIC digunakan untuk menghitung' parameter kinetik sebagai fungsi fraksi bakar sedangkan program ExKIN digunakan untuk perhitungan sensitivitas daya akibat perubahan parameter kinetik. Sensitivitas daya dihitung dengan insersi reaktivitas dekat kondisi kritis serempak. Transien daya sangat lambat khususnya dekat daya kritikal serempak karena harga konstanta peluruhan neutron kasip dan umur neutron serempak setelah beroperasi sampai fraksi bakar maksimum masih cukup besar. Perhitungan sensitivitas daya menunjukkan bahwa harga puncak daya yang paling besar adalah 7,7 kali tingkat daya operasi. Dari basil tersebut terlihat bahwa meskipun ada penurunan parameter kinetik akibat timbulnya fraksi bakardalam teras, reaktor masih tetap aman terhadap kejadian ekskursi daya.
Kata Kunci: Ekskursi daya, parameter kinetik, fraksi bakar, reaktor CANDU
PENDAHULUAN
Untuk reaktor berbahan bakar uranium alam seperti reaktor CANDU, setelah lama beroperasi di dalam teras reaktor akan timbul Plutonium cukup besar akibat reaksi fisi cepat isotop U-238. Dengan bertambahnya Plutonium dalam teras reaktor mengakibatkan berkurangnya harga fraksi neutron kasip
clan umur neutron serempak karena harga fraksi neutron kasip U-235 lebih besar dibandingkan Pu-239. Untuk itu sangat penting dilakukan evaluasi ekskursi daya akibat perubahan parameter kinetik sebagai fungsi fraksi bakar.
Ada tiga faktor yang menguntungkan pada ekskursi daya karena insersi reaktivitas pad a reaktor CANDU. Ketiga hal tersebut adalah rangkaian pendingin terdiri beberapa bagian, umur neutron serempak yang panjang clan harga fraksi neutron kasip yang besar akibat kontribusi photoneutron. Perbedaan yang cukup penting antara beberapa jenis reaktor adalah umur neutron serempak. Pada reaktor termal baik yang menggunakan air berat (CANDU) maupun air ringan (L WR), laju rata-rata neutron lebih kecil dibandingkan dengan reaktor cepat sehingga umur neutron serempak lebih besar dibandingkan reaktor cepat. Sementara itu umur neutron serempak untuk PWR lebih kecil 10 -100 kali dibandingkan dengan reaktor CANDU. Sebagai fraksi neutron kasip efektif yang relatif penting adalah timbulnya Pu dalam teras reaktor CANDU sehingga harganya cenderung berkurang [I].
Dalam makalah ini dilakukan evaluasi terhadap ekskursi daya akibat perubahan parameter kinetik dengan insersi reaktivitas dekat kritis serempak. Jenis elemen bakar yang digunakan dalam penelitian ini adalah jenis Canflex yang pada saat ini masih dalam tahap pengembangan. Selama ini CANDU 6 menggunakan jenis uranium alam yang mempunyai 37 elemen clan setiap ring mempunyai diameter ring yang sarna. Sedangkan elemen bakar jenis
CANFLEX mempunyai 43 elemen clan dua ring terluar mempunyai diameter yang lebih kecil [2,3].
Perhitungan parameter kinetik sebagai fungsi fraksi bakar dilakukan dengan menggunakan program KINETIC clan menggunakan data keluaran WIMS-CNRL. Data tam pang lintang clan laju reaksi yang diperlukan dihitung dengan mengunakan teori transport yang dilakukan oleh program WIMS-CNRL. Untuk evaluasi pengaruh parameter kinetik terhadap ekskursi
daya digunakan program ExKIN. Program ExKIN menggunakan data
keluaran program KINETIC yaitu parameter kinetik sebagai fungsi fraksi bakar [4,5,6]. Dengan skenario insersi reaktivitas dekat kritis serempak maka dievaluasi ekskursi daya sebagai fungsi beberapa parameter kinetik.
TEORI
Persamaan kinetika titik diperoleh dari persamaan kinetik fungsi waktu yang diturunkan dari persamaan difusi adalah [2,7]:
dengan
p(t) = daya reaktor fungsi waktu p = reaktivitas
fJ = fraksi total neutron kasip
A = fraksi neutron kasip kelompok ke-k
Ck = konsentrasi prekursor neutron kasip kelompok ke-k 4 = konstanta peluruhan neutron kasip kelompok ke-k A = umur generasi neutron serempak
Untuk perubahan reaktivitas undak (step reactivity), persamaan kinetika titik dapat diselesaikan secara analitik. Penyelesaian persamaan tersebut adalah: 6 A) ellli I + L A2e(tJ21 k=1 (3) p(t) = p. dengan
&.
(4) (5)dimana Wl-{i>2 ditentukan dengan menyelesaikan persamaan per jam,
(6)
p(W) =
A + I- -.!!!-
]
{J) -k (J) + A-k -PoUntuk menguji penyelesaian p(t) pada persamaan 3 dimulai dengan dua persamaan diferensial biasa clan penyelesaiannya sebagai jumlah dua eksponensial. Dengan kata lain persamaan tersebut sangat berpengaruh terhadap bagaimana eksponensial sebagai fungsi parameter reaktor po, A, A clan p.
Jika Po > 0 salah satu akamya (WI) positif dan akar kedua (Wl) adalah negatif sehingga daya naik dan hila Po < 0 kedua akar akan negatif yang berarti daya berkurang. Ketika po jauh berbeda dari p, dua akar terse but sangat berbeda satu sarna lain. Kerniringan asimtatis p = Aw + p sangat kecil, sehingga. salah satu akar rnendekati -)., dan harga yang lain sangat berbeda dengan harga ini. Konsekuensinya :
I»
(J)
jikapo > P
2 «
{J)I
jikapo
<fJ
Jika terjadi perubahan reaktivitas yang tiba-tiba maka akar pada
A
-persamaan (6) adalah OJI = p() untuk p() < l clan OJ) =!!!!-!!- untuk
p-p() 2 p() -/3 A ).Po
..
kP
d Jl a Po < -an {J)2 = A 2 P-PoPo > fl. Ketika reaktor kritis serernpak, (1 -fJ)k = 1 atau P = fl, untuk itu reaktivitas yang dil?~rlukan untuk rnernbuat reaktor kritis serernpak sarna dengan total fraksi neutron kasip. Dalarn persarnaan kinetika titik, L;!,kCk
k
bila Po> p. Sementara itu untuk (82 =
BASIL DAN DISKUSI
Dengan menggunakan program komputer WIMS-CNRL clan KINETIC ditentukan parameter kinetik sebagai fungsi fraksi bakar jenis elemen bakar tire Canflex. Dari hasil terhitungan juga dapat ditentukan hubungan antara fraksi bakar clan lama iradiasi. Pada Gambar 1 ditunjukkan hubungan antara fraksi bakar clan iradiasi dimana terdapat hubungan yang linear yang berarti energi fisi selaJu sarna walaupun nuklida yang mengalami fisi dari uranium atau plutonium. Hasil perhitungan parameter kinetik sebagai fungsi fraksi bakar ditunjukkan pada Gambar 2. Dari gambar tersebut terlihat bahwa fraksi neutron kasip efektif, konstanta peluruhan neutron kasip clan umur neutron serempak berkurang dengan bertambahnya fraksi bakar di teras reaktor. Penurunan fraksi neutron kasip dengan semakin bertambahnya fraksi bakar karena berkurangnya U-235 di dalam teras reaktor clan dihasilkannya Pu-239 dari 0-238. Karena fraksi neutron kasip untuk Pu-239 lebih kecil dari 0-235 maka setelah reaktor beroperasi lama Pu-239 di dalam teras reaktor bertambah sehingga besaran fraksi neutron kasip akan berkurang. Harga umur neutron serempak berkurang dengan kenaikan fraksi bakar karena terbentuknya Plutonium clan hasil fisi di dalam teras reaktor.
Ontuk menganalisa ekskursi daya maka digunakan program ExKIN dengan masukan parameter kinetik sebagai fungsi fraksi bakar. Gambar 3 ditunjukkan insersi reaktivitas dekat keadaan kritikal serempak yang
50
daerah kritis serempak pengaruh fJ clan A mempunyai pengaruh yang cukup besar terhadap res pons daya reaktor. Karena pada reaktor CANDU terjadi perubahan parameter kinetik akibat timbulnya fraksi bakar pada teras reaktor maka sangat penting dilakukan evaluasi pada daerah mendekati kritis
serempak.
digunakan sebagai masukan untuk program ExKIN. Hasi.l sensitivitas daya dengan perubahan fraksi bakar ditunjukkan pada Gambar 4. Dari hasil tersebut terlihat bahwa dengan fraksi bakar 0 MWDfr puncak daya hanya 3 kali tingkat daya operasi reaktor. Pada fraksi bakar 3,2 GWDfr puncak daya dengan faktor 5,4 kali tingkat daya operasi. Se angkan pada fraksi bakar 7,2 GWMfr puncak daya adalah 7,7 kali tingkat daya operasi. Untuk mengetahui sensitivitas daya terhadap fraksi neutron kasip maka dilakukan perhitungan dengan menganggap umur neutron serempak sebesar 0,99827 ms dengan variasi fraksi neutron kasip. Hasil perhitungan ditunjukkan pada Gambar 5. Dari hasil tersebut terlihat bahwa dengan fraksi neutron kasip sebesar 7,78xl0.3 maka puncak daya sarna dengan 3,2 kali tingkat daya operasi. Jika fraksi neutron kasip sebesar 5,73xl0.3, puncak daya mencapai 5,1 kali tingkat daya operasi, sedangkan jika fraksi neutron kasip sebesar
4,83x 10-3 puncak daya sarna dengan 6,7 kali tingkat daya operasi. Dari hasil ini menunjukkan bahwa ada perubahan puncak daya pada awal operasi ke akhir operasi daTi 3,2 ke 6,7 kali tingkat puncak daya operasi. Hal ini juga terlihat pada Gambar 2 yang mana harga fraksi neutron kasip terjadi perubahan yang berarti daTi awal operasi ke akhir operasi.
Pada Gambar 6 ditunjukkan sensitivitas daya sebagai fungsi umur neutron serempak dimana puncak daya maksimum sekitar 3,3 kali tingkat daya operasi terjadi pada hampir semua harga umur neutron serempak. Jadi tidak ada kenaikan daya yang berarti dengan perubahan umur neutron serempak akibat adanya fraksi bakar dalam teras reaktor. Hal ini terlihat juga pada Gambar 2 dimana perubahan umur neutron serempak tidak begitu besar dengan kenaikan fraksi bakar setelah reaktor lama beroperasi. Dari hasil tersebut terlihat bahwa bahwa sensitivitas daya untuk reaktor CANDU tidak begitu sensitif dengan perubahan parameter kinetik akibat bertambahnya fraksi bakar dalam teras reaktor.
Dari seluruh hasil perhitungan terlihat bahwa faktor puncak daya yang paling besar adalah 7,7 kali daya operasi. Secara eksperimen telah diperoleh bahwa elemen bakar akan pecah apabila terjadi kenaikan puncak daya dengan
faktor 9 kali daya operasi [1]. Jadi daTi hasil tersebut terlihat bahwa dengan penurunan parameter kinetik akibat fraksi bakar, reaktor masih tetap aman. Hal disebabkan karena reaktor CANDU setelah beroperasi dengan fraksi bakar 7,2231 x 1 03 MWDfr harga konstanta peluruhan neutron kasip clan umur neutron serempak masih cukup besar sehingga transien daya berlangsung lambat, khususnya dekat daya kritis serempak.
KESIMPULAN
Untuk seluruh siklus operasi reaktor CANDU terlihat bahwa ekskursi daya yang mungkin terjadi akibat inseTsi reaktivitas pada saat fraksi bakar meningkat menghasilkan puncak daya yang paling besar adalah 7,7 kali daya operasi. Harga ini masih lebih kecil daTi barns keselamatan 9 kali. DaTi hasil
tersebut terlihat bahwa meskipun ada penurunan parameter kinetik akibat timbulnya fraksi bakar dalam teras reaktor setelah lama beroperasi, keselamatan operasi reaktor tetap terjamin, terhadap kejadian ekskursi daya menyusul insersi reaktivitas.
UCAP AN TERIMA KASm
Ucapan terima kasih saya ucapkan kepada Peter Chan, AECL atas diskusi dan bantuannya dalam penyelesaian penelitian ini.
DAFTARPUSTAKA
2.
G. Kugler, Distinctive Safety Aspects of the CANDU-PHW Reactor Design, AECL, January (1980)
Daniel Rozon, Introduction to Nuclear Reactor Kinetics, Polytechnic International Press (1998)
3 4 5
6,
B. Rouben, Introduction to Reactor Physics, AECL, October (1999) J. V. Donnelly, WIMS-CRNL a User Manual For the Chalk River Version ofWIMS, AECL, January (1986)
M. T. van Dyk, J. V. Donnely, FMDP Fuel Table Preparation from WIMS-CRNL Burnup Calculation, AECL, Agust (1985)
M. T. van Dyk, KINETIC-Computer Code to Calculate Kinetics Parameters From WIMS and FMDP, AECL, August (1983)
7. Karl O. Ott, Nuclear Reactor Dynamics, American Nuclear Society,
USA (1985)
Gambar Hubungan antara fraksi bakar dengan iradiasi. ~ :;:; Q) c
~
... Q)-
Q) E co ... co a.Gambar 2. Parameter kinetik sebagai fungsi fraksi bakar.
-
~ E -(/) eo -'> ~ ~ eo Q)~
Gambar 3. Hipotesa insersi reaktivitas dekat kritikal serempak.
Waktu(s)
Gambar 4. Sensitivitas daya sebagai fungsi fraksi bakar.
3 4
1
2
WAKTU(S)
0
Gambar 5. Sensitivitas daya sebagai fungsi beta dengan A = 0,99827 ms.
4
Gambar 6. Sensitivitas daya sebagai fungsi A dengan beta = 7,78561xl0.3.
55
