Ke Daftar Isi
EFEK PARAMETER
PENGAYAAN
TERHADAP
DAYA REAKTOR
Ahmat Syaukat Pusat Pengkajian Teknologi Nuklir, SATAN ABSTRAK
Analisa nuklir bagi evaluasi kemampuan reaktor PWR untuk menghasilkan daya tertentu sepanjang daur operasi melibatkan penentuan faktor perlipatan untuk kondisi massa kritis serta reaktivitas lebih untuk daur operasi. Kedua besaran ini berubah dengan merubah faktor pengayaan. Apabila perubahan faktor perlipatan ditentukan oleh perubahan serapan termal dari bahan reaktor maka data rancangan suatu model elemen bakar PWR yang representatif (bagi evaluasi perubahan serapan termal) dapat digunakan untuk evaluasi faktor perlipatan sebagai fungsi faktor pengayaan. Demikian pula penentuan faktor pengayaan untuk memenuhi persyaratan daur operasi didapat dari hubungan faktor perlipatan dan faktor pengayaan tadi dengan cara menambahkan kompanen faktor perlipatan untuk pencapaian burn-up untuk harga rasio konversi mula tertentu. Hasil menunjukkan bahwa variasi bocoran neutron adalah penyebab utama bagi pengayaan yang besar pada reaktor yang kecil. ABSTRACT
Nuclear analysis for estLmating the PWR power sustaining in an operation cycle include an evaluation of the lattice multiplication constant imposed by the critical mass requirement and an evaluation of the excess reactivity. These two nuclear quantities change with the enrichment. If the variation of the lattice multiplication is determined by the thermal absorption of the reactor then a PWR fuel essembly design data can be used for the evaluation of the enrichment dependent on multiplication constant. The estimation of the enrichment required to maintain the operation cycle can be done by using the relation between multiplication constant and enrichment. By adding the components of the multiplication constant for the required burn-up at a value of the initial conversion ratio an estimate of total enrichment can be made. The resultsindicate that the va~iat~on in neutron leakage is by far the most important cause of the increased enric~~ent in the smaller sizes of the reactor core.
386
385
TANYA
.JAWAR
1 ••
K Rm
I.
R
ni
TRtilRh T Prnh PTT 1nnn RnR1Rh RAhRgRi R1Rt knntrnl
kRnRr
mAnllrllthAmRt kRmi ~ R1Rt knntrol
RnR1Rh untllk mAngAnnRli-
kRn/mAngRtllr
ApRkah
atR1J mAngontrnJ.
tjdak lebjh tepat df'\nganalat pengukur kadar
iRti]ah
tf'\rRehut
atau alat
monitor
?
Jawaban
Pada
istilah geologi pekerjaan
kadar
dengan
kontrol
alat. terse but
kadar,
namun
yang untuk maka
di
mengendalikan
istilahkan
mal~sudnya sama dengan
yang
alat anda
istilahkan.
2. Rony DR. a. Bagaimana
Blok sistem dari alat T prob PIT 1000 .
b. Apa yang diukur aktivitas untuk menentukan
kadar
batuan atau yang lain, bila
?
Jawaban a. Blok manual
sistem
dari alat tersebut
dapat
T prOD PIT 1000.
b. Va, yang diukur aktivitas
batuannya.
dilihat
pada
387
EFEK PARAMETER
PENGAYAAN
TERHADAP
DAYA REAKTOR
I. PENDAHULUAN Evaluasi mengenai kemampuan reaktor untuk menghasilkan day a tertentu sepanjang daur operasi adalah tugas yang paling penting bagi perancang manajemen teras reaktor. Evaluasi inl melibatkan tidak saja tinjauan neutronik tetapi juga tinjauan hidraulik dan struktural dari teras reaktor. Tinjauan hidraulik mesti menjamin adanya perpindahan panas seimbang dalam suatu rejim pendidihan yang berlaku dan bahwa dengan mekanisme perpindahan panas ini terjamin adanya suhu bahan bakar 'yang aman baik dalam operasl normal maupun dalam keadaan transien. Demikian pula tinjauan ini mesti menjamin tidak adanya fluks panas kritis dalam berbagai keadaan celaka, yang dapat menimbulkan rejim pendidihanyang membahayakan integritas elemen bakar. Sedangkan tinjauan struktural mesti menjamin tidak adanya tekanan, fluence serta getaran yang merusak struktur reaktor. ini telah Tinjauan termohidraulik dan struktural menentukan batasan terhadap kerapatan daya dan pembakaran elemen bakar dalam' reaktor yang secara tidak langsung menentukan rancangan nuklir dan teras reaktor, maupun rancangan manajemen teras reaktor. Pada pembahasan disini kerapatan daya dari PWR ditentukan sebagai input. Analisa neutronik bagi evaluasi kemampuan reaktor untuk menghasilkan daya tertentu sepanjang daur operasi melibatkan penentuan faktor perlipatan untuk kondisi massa kritis serta reaktivitas lebih untuk daur operasi. Kedua ~esaran ini berubah dengan perubahan faktor pengayaan. Apabila perubahan faktor perlipatan ditentukan oleh perubahan serapan termal dari bahan reaktor maka data rancangan suatu model elemen bakar PWR yang representatif (bagi evaluasi perubahan serapan termal) dapat digunak~n untuk evaluasi faktor perlipatan sebagai fungsi faktor pengayaan. Demikian pula menentukan faktor pengayaan untuk memenuhi persyaratan daur operasi dapat ditentukan dari hubungan faktor perlipatan dan faktor pengayaan tadi dengan cara menambahkan komponen faktor perlipatan untuk mencapai burn-up untuk harga ratio conversi mula tertentu.
388
Dengan faktor bocoran yang digunakan dalam perhitungan rasio konversi mula serta hubungan daya -reaktor dengan faktor pengayaan bagi reaktor yang beroperasi dengan day a tertentu pada daur operasi yang dikehendaki dapat ditentukan. II. TATA
KERJA
Umumnya suatu raneangan yang optimum memerlukan adanya suatu pengurangan terhadap ukuran fisik reaktor apabila diinginkan adanya suatu pengukuran terhadap keluaran daya reaktor, dan hal ini menyebabkan adanya penambahan terhadap boeoran neutron, yaitu bagian yang tidak memberikan kontribusi terhadap kelangsungan reaksi berantai dalam suatu reaktor. Dengan mengingat mekanisme difusi neutron dalam suatu reaktor, jelas bahwa boeoran ini bergantung kepada komposisi bahan reaktor serta keseragamannya dalam reaktor. Selain itu sudah tentu faktor ukuran fisik teras reaktor berpengaruh terhadap jumlah boeoran, makin besar reaktor maka makin keeil kemungkinan suatu neutron hasil reaksi fisi akan keluar dari reaktor. Apabila faktor komposisi bahan dan keseragamannya dinyatakan dengan besaran fisis M, panjang migrasi, dan faktor ukuran fisik dinyatakan dengan besaran B, yaitu keluk reaktor, maka bagian dari neutron hasil fisi yang tidak keluar reaktor dan menyebabkan adanya reaksi berantai adalah P = 1 / 1 + B2M2. Untuk suatu reaktor tekan PWR dengan bahan bakar U02 dengan faktor pengayaan uranium 235 rata-rata sebesar 3 % dan bahan kelongsong Zirkonium Alloy, M adalah 6.6 em. Pad a reaktor PWR terdahulu dimana digunakan bahan kelongsong stainless steel, M adalah sekitar 7.5 em. Sedangkan hubungan antara keluk dengan volume reaktor dapat dinyatakan dengan B2 = 27.3/V2/3• Suatu analisa yang memperhitungkan adanya faktor spektrum neutron dalam reaktor., pengaruh reflektor terhadap volume teras reaktor, pengaruh elemen kendali terhadap ukuran reaktor akan sang at menentukan ketelitian perhitungan boeoran neutron dari suatu reaktor. Untuk suatu perhitungan bagi raneangan awal reaktor,
389
analisa yang dikemukakan diatas yang menggabungkan hasil ekperimen untuk panjang migrasi dengan perkiraan berdasar karakteristik difusi neutron bagi keluk reaktor ataupun untuk keperluan evaluasi biaya daur bahan bakar. Analisa ini banyak digunakan pada tahap awal perancangan reaktor ataupun untuk keperluan evaluasi biaya daur bahan bakar. Apabila faktor bocoran B2M2 dalam presentase serapan dihubungkan dengan daya reaktor untuk berbagai kerapatan daya reaktor tekan dengan moderator air dan bahan kelongsong stainless steel maka didapat gambar (1).
1
101
7,.0:1
~tp
Faktor Bocoran Gambar 1
.,
~
(%)
Faktor bocoran ini bervariasi dari sebesar B2M2 = 3~ pada reaktor reaktor besar (1000 MWe) dan sebesar B2M2 = 6~ pada Faktor ini berkurang menjadi sekitar kecil ( < = 200 MWe). 85~ dari harga di atas untuk reaktor tekan dengan kelongsong Zircaloy. Analisa neutronik mengenai massa kritis menunjukkan bahwa untuk mengimbangi bertambahnya faktor bocoran dengan
390
berkurangnya ukuran reaktor, diperlukan penambahan pengayaan Uranium-235 untuk menjamin terjadinya kekritisan pada reaktor. Dari analisa difusi neutron hubungan tidak langsung dinyatakan dengan faktor antara kedua besa~an fisis ini perlipatan efektif. keTT = k~x
faktor bebas bocoran
dengan keTT = 1 menyatakan kritisnya suatu reaktor. Apabila faktor perlipatan tak terhingga k~ yang menunjukkan perbandingan jumlah neutron pad a dua generasi yang berurutan dapat dievaluasi dengan bertambahnya faktor pengayaan Uranium-235 maka suatu evaluasi kekritisan reaktor dapat dilaksanakan untuk berbagai harga faktor pengayaan ini. Dengan melihat hubungan "faktor pe~lipatan dengan serapan ini dapat dikembangkan untuk evalusi kendali, analisa reaktivitas lebih, yaitu sejurnlah bahan bakar reaktor yang diperlukan bagi operasi reaktor yang terus-menerus selama selang waktu tertentu. Adalah umum dalam evaluasi faktor perlipatan untuk mengambil beberapa kesimpulan yang dapat diambil dari hasilhasil percobaan .• Yang umum diketahui adalah perkalian dari fisi cepat yang faktor bebas resonansi dengan faktor mendekati konstan untuk perbandingan yolume moderator/bahan 1 - 2.5 ataupun faktor pengayaan pada kebanyakan bakar reaktor air tekan. Apabila yang dominam adalah perubahan serapan termal dari bahan bakar reaktor terhadap perubahan faktor pengaya an maka harga faktor perlipatan k berubah sebanding dengan faktor
F = eo 1
+-
100
-
e1
+(------) "100
-
eo X
+ --
y
eo
dengan x adalah perbandingan serapan U-235 dengan U-235 pada faktor pengayaan eo dan y adalah perbandingan sera pan bahan struktur, moderator, Xe (pada suhu daya normal) dengan U-235
391
~pada reaktor air tekan representif). perlipatan k~ yag dihitung berdasar dilihat pada gambar2.
Perubahan dari faktor asumsi di atas dapat
Zr
4
2.
S
(D
Faktor Pengayaan Gambar
1CP
(%)
2.
Dalam prakteknya pengayaan mula harus ditambah, di atas harga untuk masa krits, untuk supaya reaktor dapat mencapai burn-up tertentu yang dapat roenjamin operasi reaktor pada daur operasi. Pad a keadaan awal dimana burn-up sama dengan nol, faktor perlipatan lebih dk harus diimbangi dengan serapan kendali neutron. Apabila faktor serapan d~ , dapat dihubungkan dengan reaktifitas lebib aebagai berikut : dTI
F
dk = ( -----)
k
1 + dTt F roaka untuk suatu sistem reaktor dapat dievaluasi reaktifitas dan faktor perlipatan untuk berbagai harga dari bur~-up, seauai dengan perubahan dari faktor aerapan dh •
392
Apabila serapan yang dipakai sebagai pengendali neutron 5 ~, maka adalah SIver 80~, Indium 15 % dan Cadmium dapat estimasi ?erta~a perubahan reaktifitas akibat burn-up harga digambarkan seperti pada gambar (3) untuk berbagai da~i ~atio konvcrsi mula.
\(i>.:C.1 Ie fl.; C.b ,c..R.~c.? I('R, : o.~
S
11);
'11:0
Burn-Up/F.P(Mwd/tonJ%) Gambar- 3 •.
Ratio konversi mula be~gantung kepada faktor besaran faktor pcngaya~n. Hubungan ketiga dinyatakan sebasai berikut :
C1 I CR ~
C2 +
----------
1 + B2
't
e
bocoran dan in! dapat
393
C1
adalah faktcr fermi }"'~~ktor' didefinisikan se~agai qE 100 (1-p) tf"8/if'"s faktor pengayaan dalam persen cim~n~ B~ ~d~l~h k~luk geometri C2 didefinisikan sebagai
harga dari konversi mula sebagai fungsi bocoran pengaya3n dapat di~ihat pad a gambar 4.
dan
faktor
_1o
1P
Eaktor Bocoran
(%)
Gambar 4.
Penambahan te~hadap faktor pengayaan di atas harga untuk masa kritis dilakukan dengan ca~a menentukan harga reaktifitas pada harga burn-up yang diinginkan sesuai dengan perubahan reaktifitas seperti yang ditujukan pada gambar 3.
394
Barga faktor perlipatan yang sesuai kereu~ian ditambahkan kepada harga faktor perlipatan untuk kondisi massa kritis seperti yang ditunjukkan pada gambar 1, dan dari gambar ini pula perkiraan untuk harga faktor pengayaan dapat ditentukan. Hubungan yang past! antara faktor pengayaan dengan faktor konversi mula selanjutnya d!tentukan dengan ca~'a ~terasi. Prosedur sepert! ini selanjutnya menghasilkan penentuan faktor pengayaan sebagai fungsl bocoran. Tinjauan nsutron!k untuk panjang migrasi reaktor dan tinjauan geometri teras reaktor dan hubungannya dengan keluk reaktor telah roenghasilkan faktor bocoran. Faktor ini selanjutnya dapat dihubungkan dengan daya reaktor melalui kerapatan daya yang dapat diakomodasikan oleh perpindahan panas dalam keadaan seimbang sesusi dengan pertimbangan termohidrulik. Apabila ~besaran-besaran yang saling berhubungan ditinaju maka dengan metode tersebut diatas didapat hubungan antara faktor pengayaan dan daya reaktor seperti ditunjukkan dalam gambar 5.
20.000 Mwd/t
o '10
Daya Reaktor
Gambal~5.
~w)
III. HASIL Variasi faktor perlipa~an dengan faktor pengayaan telah ditetukan untuk bahan kelongsong Zirkaloy dan baja anti karat. Faktor perlipatan bertambah lebih besar pada daerah pengayaan keeil dibanding pada daerah pengayaan besar. Hal ini disebabkan keeepatan pengurangan raslo serapan bahan non U-235 dengan serapan U-235 lebih besar pada derah pengayaan keell dibanding pada daerah pengayaan besar. Variasi faktor pengayaan dengan daya reaktor ditentukan untuk kondisi burn-up nol, kondisi 10.000 MWd/ton dan kondisi 20.000 MWd/ton. Hal ini menunjukkan bahwa variasi pada boeoran neutron merupakan penyebab yang utama bagi faktor pengayaan yang bertambah pada teras reaktor yang berukuran keeil, meskipun faktor pengayaan untuk mengimbangi burn-up juga bertambah untuk teras reaktor yang keeil. IV. KESIMPULAN Variasi boeoran neutron adalah penyebab utama dari pengayaan yang besar pada reaktor keeil. Bagian pengayaan untuk kompensasi perubahan reaktifitas jangka panJang hampir tidak bergantung kepada ukuran reaktor. Data raneangan elemen bakar satu jenis reaktor dapat digunakan untuk memperkirakan efek parameter pengayaan terhadap daya reaktor yang sejenis. Dengan diketahuianya komposisi elemen bakar, daur operasi reaktor maka dapat dilakukan perhitungan biaya bahan bakar untuk berbagal daya reaktor.
396
BAHAN
:.
PUST AI:A
!"'1asters ~
~ ; The Rela~ion Between Reactor Size and Fuel Costs. IAEA Proceedings of the Conference cn Small and Medium Power Reactors. 1961 2. Nuclear Power Directory: IAEA. 1960 3. Duderstaad, J. and Hamilton; Nuclear Reactor Analysis, Wiley. 1976 4. Levy, Pigford, T.H and Mason; Nuclear Chemical Engineering, Mc Graw-Hill~ 1976
397
Tanya jaHab
:
1. Budi Santoso a. Bagairoana ditentukan perkiraan biaya bahan bakar seperti disebut dalam kesiropulan. b. Bagaimana dapat dikorelasikan daur operasi reaktor dengan capacity factor. JaHaban
:
a. Perk iraan biaya bahan bakar dengan harga aHal hasil dari perhitungan disini dapat ditentukan dengan metode pada buku ··Nuclear Chemical Engineering" karya Pigford Mason and Lavy b. Daur operasi adalah interval antara OC-EOC Capacity factor adalah kemampuan untuk menghasilkan daya. Dua besaran ini tidak memiliki korelasi. 2. Syarip
:
a. Dari gambar 5 dapat diartikan bahwa perkayaan rendah maka daya yang dicapai juga rendah untuk BU .tertentu. Apakah ini benar Mohon penjelasan. b. Bagairoana korelasi antara gambar 2 dengan gambar 5, apakah bisa dltentukan faktor pengayaan yang optimum untuk suatu reaktor Jawaban
dengan tingkat daya terte~.
:
a. Gambar 5 menjelaskan bahwa reaktor dengan daya tertentu dan harga burn-up tertentu memerlukan pengayaan tertentu, bertambah dengan pertambahan burnup dan daya reaktor yang kecll. b. Gambar 5 ditentukan dari gambar 1 sampai dengan 4. Faktor pengayaan yang optimum ditentukan oleh kekuatan elemen bakar terhadap radlasi dan panas (burn-out).
Ke Daftar Isi
