Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir: 6-7 Agustus 2008(55-64)
STUDI DESAIN REAKTOR TEMPERATUR TINGGI BERUMUR PANJANG BERPENDINGIN Pb-Bi DAN Pb
MENGGUNAKAN BAHAN BAKAR THORIUM Deby Mardiansah*, Zaki Su’ud**
ABSTRAK
STUDI DESAIN REAKTOR TEMPERATUR TINGGI BERUMUR PANJANG BERPENDINGIN Pb-Bi DAN Pb MENGGUNAKAN BAHAN BAKAR. Reaktor temperatur tinggi
ini pada dasarnya menggunkan konsep dari High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) adalah salah satu jenis reaktor temperatur tinggi berpendingin gas helium (High Temperature Gas-cooled
Reactor, HTGR) yang didesain dengan low-enriched uranium (LEU), kesamaan terdapat pada susunan
teras dan geometri bahan bakar. Sebagai reaktor test yang memiliki karakteristik khusus dalam bidang keselamatan, HTTR dirancang dengan daya 30 MW dan dijaga keadaannya agar temperatur pusat bahan bakar maksimum 1600 oC. Hanya saja pada studi kali ini dilakukan perubahan pada pendingin dari gas menjadi menggunakan pendingin Pb-Bi (timbal-bismuth) dan Pb (timbal). Reaktor ini menggunakan bahan bakar berbasis Thorium dengan enrichment U-233 sekitar 3.0 wt% - 10 wt%. Dengan kombinasi bahan bakar tertentu titik kritis pertama kali dicapai pada saat pengisian bahan bakar 19 kolom dengan pendingin Pb-Bi memiliki harga faktor multiplikasi 2.681514 dan ekses reaktifitas 1.70135 (%∆k/k), sedangkan yang menggunakan pendingin Pb mencapai kekritisan pertama pada pengisian bahan bakar 18 kolom dengan harga faktor multiplikasi 1.00165dan ekses reaktifitas 0.164828(%∆k/k) dengan lama operasi 10 tahun.
Kata-kata kunci: Thorium , HTTR, kekritisan, reaktivitas, timbal-bismuth (Pb-Bi).
ABSTRACT
DESIGN STUDY OF LONG LIFE HIGH TEMPERATURE REACTOR WITH Pb-Bi AND Pb COOLANT USING THORIUM CYCLE.The High Temperature Reactor base on it is using idea
from The High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) is the type of High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) which use low-enriched uranium, as well as to core structure and fuel geometry. As a test reactor owning special safety characteristics, HTTR has designed with thermal output of 30 MW, and the maximum fuel temperature shall not be exceed 1600 oC. Although, In this study gas coolant in HTTR is changed lead–bismuth (Pb-Bi) and lead (Pb) as coolant. . This reactor is thorium based fuel with various enrichment about 3.0 wt% - 10 wt%. With certain fuel combination the first criticality could be achieved at 19th column of fuel loading for lead-bismuth coolant with effective multiplication factor is 2.681514 and excess reactivity is 1.70135 (%∆k/k), and the first criticality could be achieved at 18th column of fuel loading for lead coolant with effective multiplication factor is 1.00165 and excess reactivity is 0.164828(%∆k/k) with 10 years reactor operation time.
Keywords: Thorium, HTTR, critical point, reactivity, lead-bismuth (Pb-Bi).
* Jurusan Fisika, FMIPA Institut Teknologi Bandung, email: deby.mardiansah@gmail.com ** Jurusan Fisika, FMIPA Institut Teknologi Bandung, email: szaki@fi.itb.ac.id
PENDAHULUAN
Pada penelitian kesempatan ini membuat desain reaktor temperatur tinggi dengan berpendingin Pb-Bi dan Pb yang menggunakan konsep secara umum yaitu HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor) khususnya dalam hal susunan teras dan geometri bahan bakar. Salah satu Pengembangan HTGR dilakukan oleh JAERI dengan membuat HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor) di jepang. Reaktor ini sebagai fasilitas uji coba bahan bakar, iradiasi material dan untuk mendemonstrasikan aplikasi pemanasan. HTTR dari jenis moduler memiliki keistimewaan dalam hal kemampuan keselamatan inheren/pasifnya, temperature gas keluaran yang tinggi, serta ekonomis. Temperatur keluaran yang tinggi menghasilkan efisiensi yang tinggi dalam konversi ke listrik, dapat diaplikasikan pada produksi hidrogen, untuk pemompaan sumur minyak, ataupun untuk proses-proses kimia lainnya.
Dalam studi ini dikaji aplikasi siklus thorium pada reaktor temperatur tinggi ini untuk memperpanjang siklus operasinya sehingga dapat dihasilkan reaktor berumur panjang yang tak memerlukan pengisian ulang bahan bakar dalam perioda 10 tahun atau lebih. Reaktor semacam ini cocok untuk menghasilkan tenaga listrik di daerah/pulau terpencil.
Hampir seluruh reaktor di dunia menggunakan uranium alam dengan pengayaan tertentu sebagai bahan bakar. Di alam terdapat bahan lain yang bias digunakan sebagai bahan bakar reaktor yaitu thorium. Thorium mempunyai kemampuan yang sangat istimewa diantaranya jumlah yang sangat melimpah di bumi yaitu sekitar 3 kali lebih banyak dari uranium atau sekitar sekitar 1.200.000 ton dan juga semua elemen thorium yang ditambang berpotensi dapat digunakan seluruhnya dalam reaktor. Selain itu juga, thorium mempunyai keunggulan dapat memberikan faktor kapasitas pembangkit yang lebih tinggi, hasilnya dalam bentuk lebih stabil dan insoluble., sangat resistan terhadap penghasilan material–senjata (weapon-material proliferation) sehingga dapat mengurangi biaya pemerintah dalam hal pembuangan limbah bahan bakar.
Dalam pembuatan reaktor sangat dibutuhkan desain yang dapat memberikan suatu sistem yang aman, efektif dan ekonomis dalam hal energi dan waktu operasi. Untuk membuat suatu desain reaktor diperlukan analisis yang komprehensip, salah satunya yaitu analisis neutronik yang meliputi penentuaan kekritisan, reaktivitas dan analisis bahan bakar pada teras. Untuk menganalisis desain teras reaktor digunakan program komputer yang dapat mensimulasikan perilaku nuklir di teras.
Perhitungan dilakukan dengan menggunakan program SRAC-EWS (Standart termal Reactor Analysis Code system - Engineering Work Station), program yang dikembangkan oleh JAERI (Japan Atomic Energy Reasearch Institute). Program ini dapat membantu dalam mendesain dan menganalisa reaktor, khususnya reaktor termal. SRAC-EWS memanfaatkan data nuklida yang berasal dari JENDL3.2 untuk menghasilkan data penampang mikroskopik dan makroskopik yang efektif dari masing-masing komposisi material teras reaktor.
METODOLOGI
Guna memperpanjang umur siklus operasi tanpa mengisi ulang bahan bakar maka diperlukan teras yang memiliki rasio konversi internal tinggi (sekitar satu). Untuk reaktor termal seperti ini maka siklus bahan bakar yang memungkinkan dicapainya rasio konversi internal yang cukup tinggi adalah siklus Thorium (Th232 – U233). Rasio moderasi, yang bergantung pada jumlah moderator grafit relatif terhadap jumlah inti berat akan mempengaruhi spektrum neutron secara keseluruhan dan ini akan mempengaruhi rasio konversi internal. Selain itu, untuk menghasilkan reaktor berumur panjang digunakan pula pendingin timbal-bismut (Pb-Bi) dan timbal (Pb) sebagai pengganti pendingin gas helium. Konsep teras yang digunakan ditunjukkan pada Gambar 1. yang merupakan bentuk modifikasi dari teras HTTR.
Pertama-tama dilakukan survey parameter di level perhitungan sel untuk mempelajari karakteristik dasar siklus thorium selama proses burnup. Beberapa parameter seperti linear power, pengayaan bahan bakar serta komposisi bahan baker dikaji karakteristknya melalui survey parameter ini. Selanjutnya dilakukan analisis dan optimasi dalam level teras secara penuh. Fokus perhitungan dalam studi ini adalah analisis netronik.
Gambar 1. Konfigurasi teras HTTR
Perhitungan multigrup difusi dan burnup dilakukan dengan program komputer SRAC. Model matematisnya dapat diuraikan sebagai berikut.
PERSAMAAN MULTIGROUP
Persamaan difusi secara numerik diselesaikan dengan metode numerik beda hingga SOR (successive over relation) untuk silinder berdimensi dua arah radial dan axial.
Persamaan difusi multigrup,
∑
∑
∑∑
∑
= + + ∇ ∇ − i i i i i i g g g sg g g fg g eff g Rg g g g k D φ φ χ υ φ φ . (1)Setelah dilakukan diskritisasi, maka persamaan di atas dapat dipecahkan dalam bentuk inversi matriks
M
φ
= SFlux neutron dapat diketahui dari pemecahan persamaan tersebut dengan menginversikan matriks M. Selain didapatkan distribusi fluks terhadap ruang, harga Keff dapat dicari dengan langkah-langkah sebagai berikut:
1. Tebak harga
φ
(0) dan k(0), 2. Hitung sumber neutron∑ ∑
+∑∑
= i i i i i g fg g sgg j i g j i g g g k S(0) χ(0) υ φ , (0) φ , (0)3. Hitung
φ
(0) dengan menyelesaikan matriks pentadiagonal dengan menggunakan metode SOR sampai konvergen, syarat konvergen<∈ − + + ) 1 ( ) ) ) 1 ( m i m i m i φ φ φ 4. Hitung
∑∑ ∑
∑∑ ∑
= j i g fg j i j i g g j i g fg j i j i g g i i i i i i i V V k k , , ) 0 ( , , , ) 1 ( , ) 0 ( ) 1 ( φ υ φ υ5. Ulangi langkah 2 sampai tercapai syarat konvergen,
<∈ − + + ) 1 ( ) ( ) 1 ( n n n k k k ANALISIS BURNUP
Selanjutnya untuk mendapatkan informasi perubahan komposisi bahan bakar maka dilakukan analisa burnup. Secara matematis:
C g g C cg B B A g g A ag A A A N N N N dt dN + + − − = λ
∑
σ φ λ∑
σ φ (2)di mana :
A AN
λ hilang karena peluruhan radioaktif A
A g g A ag N σ φ
∑ hilang karena tangkapan neutron oleh A
B BN
λ masuk karena peluruhan dari B ke A C g g C cg N
∑
σ φ masuk karena perpindahan dari C ke A melalui tangkapan neutron Secara teori penggunaan enrichment yang besar akan meningkatkan nilai k-eff sehingga dapat beroperasi lebih lama. Mendapatkan bahan bakar yang ber-enrichment tinggi bukanlah hal yang mudah karena masalah fabrikasi yang sulit. Kedua hal tersebut merupakan tantangan untuk mendapatkan kombinasi bahan bakar pada teras dengan waktu operasi yang cukup lama (10 tahun).Kombinasi tersebut ditentukan dengan menggunakan enrichment yang relatif kecil. Kombinasi tersebut disusun dengan lebar sebagai arah radial dan tinggi sebagai arah h (tinggi). Penempatan bahan bakar dengan enrichment tertentu dilakukan dengan menempatkan enrichment tertinggi pada posisi terluar dan teratas. Hal tersebut dilakukan untuk antisipasi kecelakaan reaktor, karena konduktifitas panas radial ke arah luar.
Tabel .2 Kombinasi bahan bakar (enrichment) Posisi Blok Bahan
Bakar dari atas
No. Zona Bahan Bakar
1 2 3 4
1
Pengayaan Thorium (wt%) Jumlah Batang Bahan Bakar Tipe Racun Dapat Bakar
8.5 33 H-I 9 33 H-I 9.5 31 H-I 10 31 H-I 2 Pengayaan Thorium (wt%) Jumlah Batang Bahan Bakar Tipe Racun Dapat Bakar
5.5 33 H-I 7 33 H-II 7.5 31 H-II 8 31 H-II 3 Pengayaan Thorium (wt%) Jumlah Batang Bahan Bakar Tipe Racun Dapat Bakar
5 33 H-I 5.5 33 H-II 6 31 H-II 6.5 31 H-II 4 Pengayaan Thorium (wt%) Jumlah Batang Bahan Bakar Tipe Racun Dapat Bakar
3 33 H-I 3.5 33 H-I 4 31 H-I 4.5 31 H-I 5 Pengayaan Thorium (wt%) Jumlah Batang Bahan Bakar Tipe Racun Dapat Bakar
3 33 H-I 3.5 33 H-I 4 31 H-I 4.5 31 H-I
HASIL DAN PEMBAHASAN Pendingin Pb-Bi
30 kolom
tahun k-eff reaktivitas 0 1.162066 13.946368 1 1.138432 12.159883 2 1.124906 11.103683 3 1.111958 10.068546 4 1.098598 8.974893 5 1.084213 7.767201 6 1.068477 6.408842 7 1.051371 4.886096 8 1.033074 3.201513 9 1.013839 1.365010 10 0.993920 -0.611689
Effective Multification Factor
0.900000 0.950000 1.000000 1.050000 1.100000 1.150000 1.200000 0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 years k-ef f Reactivity -5.000000 0.000000 5.000000 10.000000 15.000000 0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 years react iv it y
Pendingin Pb
30 kolom
tahun k-eff reaktivitas 0 1.171364 14.629441 1 1.146285 12.761660 2 1.133215 11.755492 3 1.120767 10.775389 4 1.107873 9.736946 5 1.093885 8.582712 6 1.078474 7.276392 7 1.061628 5.805047 8 1.043543 4.172612 9 1.024498 2.391220 10 1.004766 0.474339
Effective Multification Factor
0.900000 0.950000 1.000000 1.050000 1.100000 1.150000 1.200000 0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 years k-ef f Reactivity 0.000000 0.020000 0.040000 0.060000 0.080000 0.100000 0.120000 0.140000 0.160000 0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 years re a c tiv ity
Elemen bahan bakar dengan pengayaan tertinggi ditempatkan pada bagian teratas dan terluar dari kolom bahan bakar pada teras reaktor untuk menghasilkan distribusi suhu yang merata.
Dari grafik di atas terlihat bahwa reaktor dapat beroperasi selama 10 tahun tanpa pengisian bahan bakar, karena selama waktu tersebut reaktor memiliki nilai faktor multiplikasi effektif di atas 1, yang menunjukkan reaktor tidak shutdown akibat kekurangan neutron selama kurun waktu 10 tahun.
Kemudian jika dilihat antara pendingin timbal-bismut dan timbal terdapat perbedaan yang cukup jelas, bahwa pada pendingin Pb-Bi reaktor secara otomatis pada ke-10 mengalami shutdown, sedangkan pada pendingin Pb reaktor mulai mengalami shutdown secara alami karena kekurangan neutron setelah tahun ke-10.
KESIMPULAN
Pada disain reaktor berbahan bakar thorium ini titik kritis pertama didapatkan pada saat pengisian bahan bakar 19 kolom dengan pendingin Pb-Bi memiliki harga faktor multiplikasi 2.681514 dan ekses reaktifitas 1.70135 (%∆k/k), sedangkan yang
menggunakan pendingin Pb mencapai kekritisan pertama pada pengisian bahan bakar 18 kolom dengan harga faktor multiplikasi 1.00165 dan ekses reaktifitas 0.164828
) / %
( ∆k k dengan lama operasi 10 tahun.
Pemilihan komposisi yang tepat dilakukan untuk mendapatkan reaktor yang cukup baik. Kombinasi dilakukan dengan memberikan bahan bakar dengan enrichment berbeda dengan sebaran arah tinggi dan arah radial. Dari hasil percobaan dengan mengubah kombinasi enrichment tiap bahan bakar didapatkan hasil yang cukup baik seperti yang tertera pada tabel 4.2, kombinasi ini mampu beroperasi selama 10 tahun dengan enrichment tertentu. Elemen bahan bakar dengan pengayaan tertinggi ditempatkan pada bagian teratas dan terluar dari kolom bahan bakar pada teras reaktor untuk menghasilkan distribusi suhu yang merata.
DAFTAR PUSTAKA
1. JAMES J. DUDERSTADT, LOUIS J. HAMILTON, Nuclear Reactor Analysis, John Wiley and Sons, 1976.
2. KEIKSUKE OKUMURA, TERUHIKO KUGO, KUNIO KANEKO, KEICHIRO TSUCHIHASHI, SRAC(Ver.2002); The Comprehensive Neutronic Calculation Code System, JAERI, 2002.
3. NAOKI NOJIRI, DKK, Benchmark Problems Data for The HTTR’s Start-up Core Physics Experiments, JAERI-memo, 1998.
4. KIYONOBU YAMASHITA, DKK, IAEA Benchmark Calculation Results of The HTTR’s Start-up Core Physics Tests, JAERI-memo, 1999.
5. Present Status of HTGR Research and Development, JAERI, 2000.
6. DEBY MARDIANSAH, Studi Desain HTTR dengan Pendingin Pb-Bi Berbahan Bakar Uranium dan Thorium, Skripsi S1, ITB, 2007.
DISKUSI
UTAJA
1. Bagaimana pengertian mengganti Gas (HTGR) dengan Pb – Bi, padahal Gas (He) sangat berbeda dengan Pb –Bi ?
2. Bagaimana memberi tekanan 4 Mpa pada Pb – Bi ? DEBY MARDIANSYAH
1. HTGR yang digunakan adalah HTTR (High Temperature Test Engineering Reactor) yang memiliki tipe fuel assembly prismatic (bukan bola-bola), sehingga memungkinkan menggunakan liquid, untuk salah satunya Pb-Bi dan Pb.
2. Pada studi kami di ITB, desain reaktor difokuskan kepada studi neutronik, sedangkan untuk thermal hidrolik memang harus dilakukan studi dan penelitian lebih jauh.
RAHAYU KUSUMASTUTI
Bagaimana mekanisme Pb –Bi bersifat korosif terhadap grafit ? DEBY MARDIANSAH
Makin besar temperature pada reaktor khususnya HTGR makin menjadi inklusi Pb Bi kedalam struktur grafit. Masih perlu studi lebih lanjut mengenai sifat Pb Bi yang bersifat korotif terhadap grafit
DAFTAR RIWAYAT HIDUP
1. Nama : Deby Mardiansah
2. Tempat/Tanggal Lahir : Cilacap / 20 April 1985
3. Instansi : Institut Teknologi Bandung
4. Pekerjaan / Jabatan : Mahasiswa S2, Fisika
5. Riwayat Pendidikan : Sarjana Fisika
− Magister, Institute of Technology Bandung (ITB) Department of Physic, Bandung. (2008 – sekarang)
− Undergraduate, Institute of Technology Bandung (ITB) Department of Physic, Bandung (2003 – 2007)
6. Pengalaman Kerja :
− Research in Synthesis and Fungtionalization Nanomaterial ITB (2008-sekarang) − Research in Nuclear Reactor Physics Laboratory ITB (2007 – sekarang)
− Private Course about Calculus and Physics (Maret – Juli 2007)
− Assistant Physics Experiment II Earth Physic Laboratory in ITB (2006)
− Assistant Physics Experiment II Advance Physic Laboratory in ITB (2006 – 2007) − Microsoft Inovation Centre, Training Division (2006)
− Assistant Basic Physics Laboratory in ITB (2005 – 2006)
7. Publikasi (Makalah) :
− Andang Widi Harto, Deby Mardiansah, Passive Compact Molten Salt Reactor (PCMSR) untuk Produksi Hidrogen dengan Bahan Baku Air Laut, Procceding in Seminar Nasional ke-11 “Teknologi dan Keselamatan PLTN serta Fasilitas Nuklir “ by BATAN. 2005.
