PERHITUNGAN DEFLESI BAHAN BAKAR TERAS PWR

(1)

Elfrida Saragi^∗, Tukiran S^∗∗

ABSTRAK

PERHITUNGAN DEFLESI BAHAN BAKAR TERAS PWR. Perhitungan deflesi bahan bakar sangat berkaitan dengan keselamatan tempat penyimpanan bahan bakar bekas sehingga perlu dilakukan perhitungan deflesi bahan bakar dengan program komputer yang akurat. Perhitungan tersebut dilakukan untuk menjaga agar keutuhan bahan bakar bekas dalam penyimpanan terjaga dengan baik tidak ada terjadi kecelakaan reaktivitas dan pelelehan bahan bakar dalam penyimpanannya. Dalam penyimpanan, bahan bakar bekas dimasukkan ke dalam suatu rak dengan konfigurasi tertentu yang terbenam dalam kolam penyimpanan. Sistem penyimpan bahan bakar bekas didesain sedemikian rupa sehingga terhindar dari kecelakaan kritikalitas. Perhitungan deflesi bahan bakar teras tipe PWR dilakukan dengan program komputer SCALE5.1 dengan mengasumsikan perangkat bahan bakar ada di dalam teras selama beroperasi 2,8 tahun dengan daya 3411 MWt. Perangkat bahan bakar dengan grid 17 x 17 yang mempunyai fraksi bakar buang rerata 33 GWd/MTU. Material bahan bakar UO2 dengan pengkayaan 3,3

% dan ukuran pelet sesuai dengan perangkat bahan bakar OFA (Optimazed Fuel Assembly). Hasil perhitungan menunjukkan bahwa jumlah product fisi dan aktinida minor setelah beroperasi 2,8 tahun tidak melampau batas keselamatan hanya 55 % uranium yang terbakar sehingga aman disimpan pada rak penyimpanan bahan bakar bekas tertentu.

Kata kunci: Teras PWR, deflesi bahan bakar, penyimpanan bahan bakar bekas, SCALE5.1

ABSTRACT

DEFLETION CALCULATION OF PWR CORE FUEL. Calculation of fuel depletion has a high relationship with the safety of spent fuel storage. So it is important to do the calculation of fuel depletion with a high accuracy of computer code. The calculation done to make sure that the integrity of fuel cladding in the fuel storage is still good enough and nothing happen to criticality accident fuel melting in the storage. In storage, spent fuel is always put inside of a cask with certain configuration inside of pond. The system of spent fuel storage which it is designed to avoid the criticality accident. The depletion calculation of PWR fuel is done by SCALE5.1 code with assumption the fuel is inside of the core as long 2.8 years with power of 3411MWt. The fuel assembly hasa grid of 17 x 17 and has average burn-up of 33 GWd/MTU. The meat of fuel assembly is UO2 with enrichment of 3,3 %, the pellet size appropriate with OFA fuel. The result of calculation showed that concentration of fission product and minor actinide after 2,8 years in the core is not violated the safety margin only 55% of uranium has gone so it is safe if put in the certain cask of spent fuel storage.

Keywords: PWR core, fuel defletion, spent fuel storage, SCALE5.1

∗ Pusat Pengembangan Informatika Nuklir – BATAN Serpong, e-mail: [email protected]

∗∗ Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir – BATAN Serpong

(2)

PENDAHULUAN

Densitas atom berbagai isotop di dalam teras reaktor secara kontinue berubah dengan adanya proses nuklir seperti reaksi fisi (pembelahan), tangapan neutron, dan peluruhan radioaktif. Proses fisi akan menyebabkan terjadinya deplesi bahan bakar atau pengurangan jumlah uranium atau isotop dapat belah seperti U-233, U-235dan Pu-239 di dalam perangkat bahan bakar secara keseluruhan di dalam teras. Tangkapan neutron akan mengurangi jumlah isotop fertil dan akan menghasilkan nuklida transmutasi seperti Pu-239. Konsentrasi nuklida hasil fisi (fission product) akan bertambah seiring dengan beroperasinya reaktor dan kebanyakan isotopnya bersifat radiokatif serta meluruh menjadi isotop baru. Suatu hal yang penting dalam PLTN adalah menjaga keutuhan perangkat bakar di dalam maupun di luar teras. Hal ini dilakukan dengan melihat jumlah konsentrasi nuklida hasil fisi tidak melampau batas.

Dijaga agar operasi reaktor dapat meminimalkan isotop hasil fisi di dalam perangkat bakar selama reaktor beroperasi. Dengan berubahnya komposisi isotop di dalam teras dapat mempengaruhi faktor multiplikasi teras dan juga fluks neutron dan distribusi daya. Tentunya perhitungan prediksi deflesi bahan bakar di dalam teras sangatlah penting dalam penentuan persyaratan pemuatan bahan bakar baru. Selanjutnya nuklida hasil fisi dan turunannya setelah meluruh mempunyai tampang lintang serapan yang tinggi dan sangat mempengaruhi reaktivitas teras. Sebagai contoh nuklida Xe mempunyai tampang lintas serapan terhadap neutron termal 2,7x10⁶ barns. Hal ini akan sangat mempengaruhi reaktivitas teras secara akumulatif sehingga sering disebut sebagai racun pada teras reaktor. Analisis perubahan komposisi material teras sangatlah rumit karena dalam kenyataannya merupakan fungsi waktu dan posisi sehingga sangat tergantung kepada distribusi fluks neutron. Perubahan komposisi bahan bakar dan material teras relatif lambat sehingga masih dapat dikompensasi dengan menaikkan batang kendali sehingga reaktor tetap terjaga kritis. Dalam arti walaupun perubahan komposisi material teras merupakan fungsi waktu namun perubahan densitas isotop dapat dianalisis secara statik. Karakteristik neutronik teras reaktor dapat dipelajari dngan melakukan perhitungan kritikalitas statik .

Untuk menjawab tantangan di atas maka perlu dilakukan perhitungan deflesi bahan bakar sehingga penanganannya dapat dilakukan dengan baik. Analisis perhitungan deflesi bahan bakar sangat penting dilakukan karena menyangkut keselamatan kritikalitas pada penyimpanan bahan bakar bekas. Diharapkan dengan konfigurasi dan material rak tertentu serta jumlah perangkat maksimum di dalam rak tidak terjadi kecelakaan kritikalitas. Perangkat bahan bakar bekas dapat disimpan dalam waktu yang cukup lama minimal 5 tahun untuk menurunkan radiasinya karena setelah pembakaran di dalam teras reaktor radiasinya sangat tinggi. Dalam makalah ini dilakukan perhitungan deflesi bahan bakar fraksi bahan bakar untuk beberapa perangkat bakar teras PWR. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan program SCALE5.1. Dalam penelitian ini dilakukan pemodelan perangkat bahan bakar teras PWR yang telah beroperasi selama satu siklus. Perangkat bahan bakar tersebut diasumsikan mempunyai posisi yang sama didalam teras dan dimodelkan menjadi

(3)

perangkat bahan bakar homogen. Perhitungan kisi sel bahan bakar sebagai persiapan data tampang lintang makroskopik dilakukan dengan paket program NITAWL, CENTRM dan KENOV.a. Program ini merupakan beberapa modul yang ada di program besar SCALE5.1 [1].

METODE PERHITUNGAN

Modul SAS2H dalam SCALE5.1 mengontrol untuk melakukan perhitungan deflesi dengan menggunakan pustaka tampang lintang 44 group DNF5 dengan menggunakan modul program NITAWL berdasarkan pada persamaan integral Nordheim. Program NITAWL menyelesaikan persamaan integral transport secara numerik dengan metode collision probabilities namun geometrinya sangat sederhana dan terbatas. Metode ini masih dapat digunakan dengan geometri kisi yang sederhana dengan memasukkan faktor Dancoff pada probabilitas kebocoran neutron. Metode integral Nordheim menghasilkan pustaka tampang lintang yang akurat. Program CENTRM (Continuous Transport Module) adalah perhitungan satu dimensi dengan menggunakan persamaan transport Boltzmann. Metode perhitungan ini menitik beratkan pada perhitungan fluks neutron angular yang sangat akurat dengan penyederhanaan model yang digunakan yaitu satuan unit sel. Kemudian dengan penggunaan pembobotan spektrum diperoleh konstanta tampang lintang multi group rerata. Pada umumnya data tampang lintang pustaka CENTRM pada beberapa kondisi temperatur diinterpolasi dengan metode pointwise untuk temperatur yang diinginkan.

Sedangkan program KENO-Va adalah perhitungan dengan menggunakan metode Monte Carlo. Tampang lintang dari KENO-V.a digunakan untuk perhitungan deplesi nuklida oleh ORIGEN-S. Semua modul ini ada dalam komputer Scale5.1. Sebagai pembanding digunakan perhitungan deflesi bahan bakar dengan SCALE5.1 dimana perhitungan transport neutronnya menggunakan metode difusi neutron (NEWT code)

Kisi Sel Bahan Bakar & Tabung Pengarah

Kisi sel dimodelkan seperti pada Gambar 1, menunjukkan satu unit kisi sel bahan bakar penyusun perangkat bahan bakar PWR 17×17. Material kisi sel bahan bakar tersusun dari bahan bakar UO2, kelongsong Zr-4 dan moderator H2O. Dalam pemodelannya maka kisi sel bahan bakar dibagi menjadi 8 daerah yang terdiri dari 3 daerah bahan bakar, 1 daerah void yang berisi udara, 1 daerah kelongsong dan bagian terluar 3 daerah moderator. Kisi sel tabung pengarah terbuat dari Al, bagian dalam dan luar tabung berupa air ringan (H2O). Ukuran geometri kisi sel bahan bakar dan tabung pengarah pada Tabel 1. Gambar 2 menunjukkan perangkat bahan bakar UO2 PWR 17×17 yang tersusun dari 264 kisi sel bahan bakar dan 25 tabung pengarah. Di dalam gambar tersebut tabung pengarah ditunjukkan dengan kotak yang diarsir berwarna hitam. Bentuk perangkat bahan bakar PWR berupa bujur sangkar simetris 90° dengan

(4)

ukuran 21,42cm × 21,42cm. Posisi pin rod setiap ¼ perangkat bahan bakar membentuk sudut simetris 45°. Sehingga dalam pembuatan input data, maka penomoran material untuk sub-region (daerah) hanya setengah dari seluruh bagian yang ada.

Tabel 1. Ukuran geometri kisi sel bahan bakar dan tabung pengarah

Kisi sel bahan bakar Tabung pengarah

Bahan bakar R1 = 0,4095 (cm) Moderator R1 = 0,3400 (cm) Void R2 = 0,4180 (cm) Kelongsong R2 = 0,5400 (cm) Kelongsong R3 = 0,4750 (cm Moderator L = 1,3200 (cm) Moderator L = 1,3200 (cm)

Gambar 1. Sel satuan bahan bakar

Tabung Pengarah Sel UO2

TabungInstrumen

Gambar 2. Perangkat bahan bakar teras PWR Desain Perangkat Bakar Teras PWR

Perangkat bahan bakar yang digunakan dalam teras PWR tidak semuanya sama.

Ada beberapa jenis perangkat bahan bakar yang digunakan tergantung pada jenis teras PWRnya. Namun dalam perhitungan ini diambil salah satu saja yaitu perangkat bakar jenis Westinghouse dengan grid 17 x17 OFA.

(5)

Tabel 2. Parameter desain berbagai perangkat bakar PWR

Parameter desain Westinghouse 17 x 17 OFA

ABB CE 16 × 16

Westinghouse 15 x 15

ABB CE 14 x14

FA Pitch (cm) 21.4173 21.4503 21.4503 20.780

Jumlah batang bahan bakar 264 236 208 176

Jumlah tabung instrument 1 1 1 0

Jumlah tabung pengarah 24 24 24 20

Jumlah batang racun dapat bakar

0 0 0 0

Tipe bahan bakar UO2 UO2 UO2 UO2

Pengkayan 4 % 4,6 % 3,4 % 4 %

Densitas bahan bakar 10.412 10.412 10,567 9.44

Material kelongsong Zirkaloy Zirkaloy zirkaloy Zirkaloy Diameter luar batang bahan

bakar

0,7975 0,8262 0,8192 0.9563

Diameter dalam kelongsong 0,8225 0,8432 0,8365 0.9765 Diameter luar kelongsong 0,9385 0,9702 0,9500 1.1176

Pitch batang bahan bakar 1,2675 1,2852 1,3426 1.4732

Radius dalam tabung instrumen

0,5613 1,143 1,156 0.6570

Radius luar tabung instrumen 0,59686 1,2446 1,2432 0.7080 Material tabung pengarah Zirkaloy Zirkaloy Zirkaloy Zirkaloy

HASIL DAN PEMBAHASAN

Dari hasil perhitungan terhadap perangkat bahan bakar 17×17 PWR yang tersusun dari 264 batang bahan bakar dan 25 kisi sel tabung pengarah dengan menggunakan program kumputer SCALE5.1 dapat ditunjukkan pada Tabel 3. Hasil perhitungan tersebut menunjukkan bahwa jumlah isotop yang dihasilkan dengan pembakaran selama 2,83 tahun menghasilkan produk fisis dan aktinida minor. Isotop atau nuklida yang berhubungan dengan kredit fraksi bakar adalah :U-234 U-235 U- 238 Pu-238 Pu-239 Pu-240 Pu-241 Pu-242 dan Am-241. Ada tiga isotop atau nuklida yang sangat berpengaruh pada perhitungan kritikalitas reaktor yaitu nuklida U-235, Pu-239 dan Pu-241 karena nuklida ini dapat menyumbangkan reaktivitas positif pada teras reaktor. Nuklida hasil fisi dan aktinida minor ada 28 nuklida yaitu: U-234 U-235 U-236 U-238 Pu-238 Pu-239 Pu-240 Pu-241 Pu-242 Am-241 Am-243 Np-237 Mo-95 Tc-99 Ru-101 Rh-103 Ag-109 Cs-133 Sm-147 Sm-149 Sm-150 Sm-151 Sm-152 Nd- 143 Nd-145 Eu-151 Eu-153 dan Gd-155. Hasil perhitungan menyatakan bahwa nuklida yang dihasilkan oleh karena deflesi bahan bakar tidak ada yang melebihi batas keselamatan konsentrasinya. Prediksi konsentrasi isotop dapat dilihat pada Tabel 3 dan Tabel 4.

(6)

Tabel 3. Hasil perhitungan konsentrasi nuklida dengan SCALE5.1 a

Nuklida Waktu (tahun) dan deflesi (gram)

0 tahun 1,05 tahun 1,85 tahun 2,83 tahun u234

u235 u236 u238 pu238 pu239 pu240 pu241 pu242 np237 am241 am243 cm242 cm243 cs134 cs137 nd143 nd144 nd145 nd146 cm244 cm245 cm246 cm247 ru106 am242m

3.999E+02 4.109E+04 4.270E-13 9.583E+05 4.306E-13 4.324E-13 4.342E-13 4.360E-13 4.378E-13 4.288E-13 4.360E-13 4.397E-13 4.378E-13 4.397E-13 2.424E-13 2.479E-13 2.587E-13 2.184E-29 2.623E-13 2.642E-13 4.415E-13 1.462E-36 0.000E+00 0.000E+00 1.918E-13 1.894E-36

3.240E+02 2.679E+04 2.745E+03 9.481E+05 1.835E+01 4.918E+03 8.601E+02 4.658E+02 4.800E+01 1.458E+02 6.218E+00 4.189E+00 7.940E-01 8.347E-03 2.550E+01 5.500E+02 4.473E+02 2.166E+02 3.383E+02 2.938E+02 4.312E-01 8.064E-03 1.801E-04 8.060E-07 6.507E+01 1.087E-01

2.936E+02 2.204E+04 3.599E+03 9.432E+05 4.798E+01 6.003E+03 1.343E+03 8.350E+02 1.303E+02 2.561E+02 2.141E+01 1.749E+01 3.617E+00 5.407E-02 4.840E+01 7.849E+02 6.206E+02 4.615E+02 4.701E+02 4.294E+02 2.737E+00 7.609E-02 2.550E-03 1.767E-05 8.881E+01 4.600E-01

(7)

Tabel 4. Hasil perhitungan konsentrasi nuklida dengan SCALE5.1 b

Tabel 3 adalah hasil perhitungan konsentrasi nuklida dalam perangkat bahan bakar dengan program SCALE5.1a dimana perhitungan transport neutronnya menggunakan metode difusi neutron (NEWT code). Tabel 4 adalah hasil perhitungan konsentrasi nuklida dengan SCAL5.1b dimana perhitungan transport neutronnya menggunakan metode Monte Carlo (KENO-Va). Pada kedua perhitungan ini model yang digunakan adalah ¼ perangkat bahan bakar. Dari kedua perhitungan tersebut ada perbedaan yang tidak signifikan, misalnya pada Tabel 3 jumlah U-235 pada akhir siklus adalah 1,800E04 gram sedangkan pada Tabel 4 adalah 1,805E04 gram. Namun yang digunakan adalah yang menggunakan perhitungan transport neutron dengan metode Monte Carlo yang lebih teliti. Dapat dilihat bahwa besarnya uranium yang

Nuklida Waktu (tahun) dan deflesi (gram)

0 tahun 1,05 tahun 1,85 tahun 2,83 tahun u234

u235 u236 u238 pu238 pu239 pu240 pu241 pu242 np237 am241 am243 cm242 cm243 cs134 cs137 nd143 nd144 nd145 nd146 cm244 cm245 cm246 cm247 ru106 am242m

3.999E+02 4.109E+04 4.270E-13 9.583E+05 4.306E-13 4.324E-13 4.342E-13 4.360E-13 4.378E-13 4.288E-13 4.360E-13 4.397E-13 4.378E-13 4.397E-13 2.424E-13 2.479E-13 2.587E-13 2.184E-29 2.623E-13 2.642E-13 4.415E-13 1.462E-36 0.000E+00 0.000E+00 1.918E-13 1.894E-36

3.246E+02 2.684E+04 2.734E+03 9.482E+05 1.792E+01 4.894E+03 8.503E+02 4.597E+02 4.714E+01 1.432E+02 6.136E+00 4.094E+00 7.778E-01 8.092E-03 2.511E+01 5.477E+02 4.458E+02 2.157E+02 3.371E+02 2.926E+02 4.185E-01 7.783E-03 1.668E-04 6.108E-07 6.456E+01 1.077E-01

(8)

terbakar selama bahan bakar di dalam teras adalah 55 %. Awalnya jumlah jumlah U-235 41,09 Kg setelah dibakar selama 2,83 tahun maka U-235 tinggal 18,02 Kg artinya bahwa tidak semua bahan bakar uranium bisa dibakar sampai habis, karena keutuhan bahan bakar bisa rusak. Hal ini sudah sesuai dengan kriteria keselamatan bahan bakar. Setelah bahan bakar ini dikelurkan dari dalam teras reaktor maka akan dimasukkan ke rak penyimpanan bahan bakar bekas didinginkan hingga 5 tahun agar panas dan radiasinya meluruh. Setelah itu akan diproses ulang yaitu mengambil uranium dan plutonium yang akan digunakan sebagai bahan bakar nuklir dan keperluan lain.

KESIMPULAN

Hasil perhitungan SCALE5.1 yang menggunakan pustaka tampang lintang 44group energi neutron dari ENDF/B-V menunjukkan bahwa perhitungan deflesi bahan bakar teras PWR merupakan perhitungan yang akurat sehingga program Scale 5.1 dapat digunakan untuk memprediksi jumlah konsentrasi isotop didalam bahan bakar bekas. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa jumlah konsentrasi isotop uranium dalam bahan bakar hanya 55 % yang terbakar sehingga keutuhan perangkat bahan bakar masih terjaga dan jumlah produk fisi dan gas hasil fisi masih tetap ada di dalam perangkat bahan bakar. Jumlah isotop hasil fisi dan aktinida minor di dalam suatu perangkat bakar sangat tergantung pada derajat bakar yang dibakar, daya reaktor dan pengkayaan uranium awal. Namun setelah dihitung maka perangkat bahan bakar tersebut dapat disimpan dalam rak penyimpan sebagai bahan bakar bekas dijamin tidak akan menimbulkan kecelakaan reaktivitas karena sudah sesuai dengan kriteria keselamatan yang ditetapkan.

DAFTAR PUSTAKA

1. SCALE, “A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluations”, ORNL/TM-2005/39, Version 5.1, Vols. I–

III, Available from Radiation Safety Information Computational Center at Oak Ridge National Laboratory as CCC-732, November 2006.

2. SALIMIN, Z, “Pemikiran Pengelolaan Bahan Bakar Bekas Untuk Operasi PLTN Di Masa Yang akan Datang”, Prosiding Seminar XII Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir, 181-188, Yogyakarta, 5 – 6 September 2006.

3. SALIMIN, Z, “Spent Fuel Management Strategy for Future Nuclear Power Plants Operatin in Indonesia”, Proceeding of International Conference on Storage of Spent Fuel from Power Reactor, 230-236, Vienna, Austria, 2 – 6 June 2003.

(9)

4. TUKIRAN S, SURIAN P., “Analisis Perhitungan Desain Teras PWR Pada Konfigurasi Kritis Dengan SCALE5.1”, Proseding Seminar TKPFN-16,77-84, Surabaya 2010.

5. SCALE: “A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation, ORNL/TM-2005/39”, Version 5, Vols. I–III,

“STARBUCS: A SCALE Control Module for Automated Criticality Safety Analyses Using Burnup Credit,” Vol. I, Sect. C10 (April 2005).

6. TUKIRAN S, ROKHMADI, ”Analisis Kritikalitas Pada Sistem Penyimpanan Bahan Bakar Bekas”, Proseding Seminar Fisika Nasional, HFI, DRN-Serpong 2011.