ANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA Mohammad Taufik*
ABSTRAK ANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA. Telah dilakukan simulasi untuk melakukan analisa keselamatan reaktor cepat dengan daur ulang aktinida. Simulasi bertujuan untuk mengetahui respon reaktor terhadap kecelakaan ULOF dan kecelakaan simultan antara ULOF & UTOP. Dari parameter yang dihasilkan seperti umpan balik reaktivitas, daya, temperatur, dan aliran pendingin dapat disimpulkan bahwa reaktor memiliki sistem keselamatan inherent(pasif) yang mampu mengembalikan ke keadaan kesetimbangan baru.
ABSTRACT SAFETY ANALYSIS OF ACTINIDE RECYCLED FAST POWER REACTOR. Simulation for safety analysis of actinide recycled fast power reactor has been performed. The objective is to know reactor response about ULOF and ULOF & UTOP simultaneous accident. From parameter result such reactivity feedback, power, temperature, and cooled flow rate can conclusion that reactor have inherent safety system, which can back to new Equilibrium State.
PENDAHULUAN Desain reaktor nuklir pada generasi yang akan datang harus memenuhi beberapa kriteria yang ideal yaitu : kemampuan menghasilkan energi secara efisien, kemampuan memanfaatkan cadangan uranium dan thorium di alam serta unsur aktinida sebagai bahan bakar nuklir, kemampuan menghancurkan dan memproses limbah nuklir yang dihasilkan, dan kemampuan memiliki keselamatan inherentt/pasif(http://www.nr.titech.ac.jp). Dalam hal keselamatan telah terjadi pergeseran paradigma, yaitu dari sistem instrumental (aktif) menjadi sistem inherent (pasif). Sistem keselamatan inherent bertumpu pada mekanisme yang bergantung pada prinsip alami saja tanpa perlu tindakan operator atau catu daya. Ini berarti bahwa pada saat terjadi kecelakaan reaktor akan terjadi pola perubahan pada masing-masing komponen umpan balik reaktivitasnya sehingga mampu mengatasi kondisi abnormal yang ada tanpa bantuan tindakan operator ataupun batang kendali. Dalam kenyataannya kombinasi antara *
Lab. Fisika Energi, Jurusan Fisika, FMIPA, Universitas Padjadjaran
sistem instrumental dan sistem inherent dipandang sebagai model reaktor ideal yang memiliki kemudahan dalam operasional dan tingkat keselamatan yang tinggi. Telah dilakukan simulasi untuk melakukan analisa keselamatan terhadap kecelakaan ULOF (Unprotected Loss Of Flow, kehilangan aliran akibat tidak berfungsinya pompa) dan kecelakaan simultan antara ULOF & UTOP (Unprotected rod run out Transient Over Power, tertarik keluarnya seluruh batang kendali tanpa proteksi) pada reaktor cepat dengan daur ulang aktinida. Reaktor menggunakan pendingan campuran Pb-Bi (timbal-bismuth) cair. Parameter yang diperoleh adalah reaktivitas, daya, temperatur, dan aliran pendingin primer.
DASAR TEORI Persamaan Difusi Persamaan Difusi Multigroup [1, 3]:
− ∇ Dg ∇ φ g + ∑ r , g φ g = dengan Dg φg Σ r,g Σ f,i Σ s,i→g keff λg υ
λg
k eff
g −1
G
∑υ ∑
f ,i
i =1
φ + ∑∑ s ,i → g φ i
(1)
i −1
: koefisien difusi untuk group g : fluks neutron untuk group g : penampang lintang removal untuk group g : penampang lintang fisi dari group i ke group g : penampang lintasan hamburan dari group i ke group g : faktor multiplikasi efektif : spektrum fisi untuk group g : jumlah rata-rata neutron yang dihasilkan dalam reaksi fisi
Persamaan difusi multigroup dituliskan dalam bentuk metoda numerik finite difference (beda hingga) adalah [1] :
− ∫ D g ∇φ g da + ∑ rg φ gi , jV i , j = i, j
λg k eff
∑
g'
υ g ' ∑ fg 'φ gi , jV i , j + ∑∑ sg ' g φ gi ,' jV i , j (2) g'
Persamaan Burnup Persamaan Burnup [6]:
dN i = −(λi + σ a ,iφ ) N i + ∑ S m ,i N m dt m dengan :
Ni λi σa,i φ
(3)
: kerapatan atom jenis ke-i untuk setiap mesh spasial : konstanta desintegrasi untuk atom ke-i : penampang lintasan absorbsi mikroskopik untuk atom ke i pada masing mesh spasial : fluks neutron inti ke i dari inti ke m
Faktor Multiplikasi Faktor Multiplikasi didefinisikan sebagai perbandingan antara jumlah neutron dalam satu generasi terhadap jumlah neutron dalam genersai terdahulu, yaitu [1,3]:
k eff =
υ1 ∑ f 1( ( D2 B 2 + ∑ R 2 ) +υ 2 ∑ f 2 ∑ s1→2 ( D1 B 2 + ∑ R1 )( D2 B 2 + ∑ R 2 )
(4)
Umpan Balik Reaktivitas Umpan balik reaktivitas memiliki empat tipe komponen, yaitu efek doppler, efek perubahan densitas pendingin, efek ekspansi aksial bahan bakar, dan efek ekspansi radial teras. Efek doppler dan efek perubahan densitas pendingin dihitung dengan menggunakan distribusi temperatur dalam teras (pendingin, struktur, dan pelet bahan bakar) untuk menghitung perubahan penampang lintang di dalam setiap bagian teras, sebagai berikut [6]: G
ρ (t ) = ∫ ∑ψ * g ( r ,0){∆Fg − ∆M g }ψ g (r , t ) dV g =1
dengan :
ψ g’(r,0) : fungsi adjoint group energi ke-g pada t=0 ∆Fg : Perubahan operator produksi group energi ke g ∆Mg : Perubahan operator destruktif group energi ke g ψ g’(r,t) : Fungsi bentuk/fluks neutron group energi ke g
(5)
Efek doppler dihitung berdasarkan efek perubahan temperatur di dalam bagian teras (bahan bakar, perisai dan pendingin). Perubahan umpan balik reaktivitas densitas pendingin dihitung berdasarkan perubahan densitas pendingin terhadap temperatur. Temperatur rata-rata di dalam teras digunakan untuk menghitung umpan balik reaktivitas ekspansi radial, sedangkan temperatur rata-rata pelet digunakan untuk menghitung umpan balik reaktivitas ekspansi aksial.
Metoda Perhitungan Skema sistem reaktor cepat yang dipergunakan ditunjukkan pada Gambar 1. [4]. Aliran pendingin dari tangki dingin dipompakan ke teras dan setelah mengambil panas dari teras mengalir ke tangki panas. Dari tangki panas bahan pendingin akan mengalir ke pembangkit uap untuk memberikan panas ke sistem pendingin sekunder (air-uap) dan selanjutnya masuk kembali ke tangki dingin. Pada pembangkit uap, panas dari aliran pendingin primer digunakan untuk menghasilkan uap bertekanan tinggi guna memutar turbin. Simulasi kecelakaan menggunakan model 2 dimensi R-Z, untuk menyelesaikan persamaan difusi multigroup dan persamaan burnup yang bersifat neutronik. Blok diagram perhitungan keseluruhan diperlihatkan pada gambar 2. Parameter yang digunakan dalam simulasi diperlihatkan pada tabel 1.
HASIL DAN DISKUSI Kecelakaan ULOF Pada saat terjadi kerusakan pompa, maka daya dorong pompa akan turun. Hal ini menyebabkan terjadinya ketidakseimbanan antara daya dengan aliran pendingin primer yang mengakibatkan terjadinya kenaikan temperatur pada teras. Selanjutnya kenaikan temperatur menyebabkan umpan balik reaktivitas berharga negatif dan menyebabkan terjadinya penurunan daya reaktor. Penurunan daya reaktor menyebabkan menurunnya beda temperatur antara bahan bakar (pelet) dengan bahan pendingin di lokasi terjadinya kecelakaan. Setelah beberapa waktu, temperatur bahan pendingin akan terus naik sedangkan temperatur bahan bakar (pelet) dapat terus naik atau berhenti lalu turun bergantung pada keadaan yang lebih dominan antara kenaikan temperatur bahan pendingin dengan penurunan beda temperatur pelet-pendingin akibat menurunnya daya reaktor. Dalam tahapan ini umpan balik reaktivitas dari komponen perubahan densitas pendingin dan ekspansi radial teras akan terus naik sedangkan umpan balik reaktivitas dari
komponen doppler dan ekspansi aksial dari pelet bergantung pada perubahan temperatur dari pelet. Selanjutnya kenaikan temperatur pada pendingin dan penurunan daya telah cukup besar dan rasio daya terhadap aliran pendingin primer telah bergerak menuju kesetimbangan baru sehingga terjadi penurunan kembali temperatur pendingin serta pelet akibat terus menurunnya daya reaktor yang disebabkan oleh reaktivitas negatif oleh umpan balik yang terakumulasi. Sejalan dengan ini nilai-nilai komponen reaktivitas dari umpan balik pun sedikit demi sedikit mengecil sehingga sampai suatu saat nilai reaktivitas total mendekati nol kembali dan sistem mendekati keadaan kesetimbangan dan kritis yang baru. Fenomena di atas dapat diamati pada gambar 3-a, 4-a, 5-a, 6-a, dan 7-a. Tampak bahwa pada tahap-tahap awal penurunan, total aliran pendingin primer menyebabkan kenaikan temperatur pendingin dan elemem bahan bakar di teras reaktor yang menyebabkan membesarnya nilai mutlak umpan balik reaktivitas. Umpan balik reaktivitas ini menyebabkan menurunnya daya reaktor dengan laju yang sedikit lambat. Setelah sekitar 15 detik komponen umpan balik reaktivitas dari doppler dan ekspansi aksial pelet mulai menurun akibat menurunnya temperatur pelet. Selanjutnya setelah 20 detik komponen umpan balik reaktivitas dari ekspansi radial juga mulai menurun sedangkan komponen densitas bahan pendingin hampir konstan. Setelah lebih dari 100 detik sejak awal kecelakaan, total aliran bahan pendingin telah mendekati nilai stasioner yang ditentukan oleh kemampuan sirkulasi alamiah yang besarnya sekitar 25- 40 % untuk jenis reaktor ini dari total aliran pendingin mulamula. Dari gambar 5-a terlihat bahwa temperatur maksimum dari bahan pendingin dan pelet berada jauh di bawah limit masing-masing.
Kecelakaan Simultan ULOF & UTOP Pada saat tertariknya seluruh batang kendali, maka daya reaktor akan naik (reaktivitas positif) dan karena secara simultan juga terjadi kerusakan pompa pendingin primer, maka akan terjadi ketidakseimbangan anatara daya reaktor dengan aliran pendingin primer yang jauh lebih besar daripada ketika terjadi kecelakaan ULOF saja. Akibatnya temperatur bahan pendingin, cladding, dan pelet akan naik secara cepat, selanjutnya menimbulkan akumulasi umpan balik reaktivitas negatif yang lebih cepat dai kasus ULOF. Dalam waktu tidak lama kenaikan daya terhenti dan balik mengecil. Selanjutnya terjadi elevasi temperatur pada keadaan kesetimbangan yang baru, khususnya pada temperatur bahan pendingin yang diperlukan untuk mengkompensasi reaktivitas positif dari batang kendali. Kemudian total aliran pendingin primer akan sedikit lebih besar dari kasus ULOF akibat kenaikan temperatur pendingin yang lebih besar ketika mengalir melalui teras reaktor. Umpan balik reaktivitas dari komponen
perubahan densitas pendingin dan ekspansi radial teras akan berperan penting, namun umpan balik reaktivitas dari komponen doppler dan ekspansi aksial pelet akan berperan lebih penting dibandingkan kasus ULOF. Fenomena diatas dapat diamati pada gambar 3-b, 4-b, 5-b, 6-b dan 7-b. Pada tahap awal reaktivitas positif dari tertarik keluarnya batang kendali menyebabkan naiknya daya reaktor, namun dalam waktu singkat reaktivitas ini dapat dinetralisir oleh reaktivitas negatif dari umpan balik yang harga mutlaknya membesar dengan cepat akibat ketidakseimbangan daya dengan aliran pendingin primer yang lebih besar dari kasus ULOF. Setelah 100 detik, daya reaktor mulai mendekati harga setimbang yang baru yang seharga sekitar 70 % dari harga daya normal. Harga ini jauh lebih besar dari kasus ULOF. Dari gambar 5-b terlihat bahwa temperatur maksimum bahan pendingin adalah 700°C dan temperatur maksimum pelet adalah 770°C, jauh lebih besar dari kasus ULOF, akan tetapi masih jauh di bawah limit masing-masing.
KESIMPULAN Dari hasil simulasi dapat disimpulkan bahwa umpan balik reaktivitas dari komponen ekspansi radial teras memiliki peran yang sangat penting bagi tercapainya karakteristik keselamatan inherent pada kecelakaan ULOF. Sedangkan umpan balik reaktivitas dari komponen doppler dan ekspansi aksial pelet berperan penting pada kecelakaan UTOP. Untuk kecelakaan ULOF, temperatur maksimum yang terjadi pada bahan pendingin adalah 625°C dan yang terjadi pada pelet adalah 690°C, kedua-duanya masih berada jauh di bawah limit masing-masing (titik didih bahan pendingin adalah 1670°C, dan titik leleh bahan bakar adalah 2500°C). Sedangkan untuk kecelakaan ULOF & UTOP simultan, temperatur maksimum bahan pendingin dan pelet masingmasing adalah 700°C dan 770°C. Sehingga dapat disimpulkan bahwa reaktor memiliki sistem keselamatan inherent (pasif).
DAFTAR PUSTAKA 1. DUDERSTADT, JAMES J. And LOUIS J. HAMILTON, Nuclear Reactor Analysis, John Wiley & Sons, Inc, New York (1976). 2. M. TAUFIK, Sudi Desain Reaktor Cepat dengan Daur Ulang Aktinida, Tesis Magister, Jurusan Fisika, ITB, Bandung (1999).
3. OTT, KARL O. And ROBERT J. NEUHOLD, Introductory Nuclear Reactor Dynamics, American Nuclear Society, Illinois (1985). 4. PN ALEKSEEV, Improvement of the Safety Potential for the Lead Cooled Fast Reactor, Proc. Of ANP Conference, Tokyo (1992). 5. S. NOMURA, S. SHIKAKURA, S. UKAI, I. SESHIMO, M. HARADA, I, SHIBAHARA, And M. KATSURAGAWA, Development of Long Life Fast Breeder Reactor Core Material, AESJ, Tokyo (1991). 6. WALTAR, ALAN E. And ALBERT B. REYNOLDS, Fast Breeder Reactor,Pergamon Press, New York (1981). 7. (http://www.nr.titech.ac.jp)
Mulai Perhitungan Penampang Lintang Mikroskopik & Makroskopik multigroup Perhitungan Difusi Multigroup Perhitungan Burn-Up Renormalisasi Fluks
Perhitungan Total Aliran dan Distribusi Aliran
Perhitungan Distribusi Temperatur Coolant
Perhitungan Distribusi Temperatur Pelet
Perhitungan Kesetimbangan Massa dan Energi dalam Tangki Panas Perhitungan Kesetimbangan Massa dan Energi dalam Tangki Dingin Perhitungan Umpan balik reaktivitas : Doppler, Densitas Coolant, Ekspansi Aksial dan Radial Selesai Gambar 2. Blok Diagram Perhitungan Keseluruhan
Tabel 1. Spesifikasi Reaktor [2] Parameter Daya Reaktor Tipe Vuel Pendingin Waktu Operasi tanpa Refueling Kerapatan Daya Rata-rata Kerapatan Daya Maksimum Burn-Up rata-rata Burn-Up maksimum Fraksi Volume Bahan Pendingin Fraksi Volume Bahan Bakar Pengayaan PuN dalam Fuel Rata-rata Waktu Pompa Primer Waktu Penarikan Batang Kendali Total Reaktivitas Eksternal Diameter Teras Tinggi Teras Tebal Reflektor Tebal Perisai
Spesifikasi 3000MWt UN-PuN Pb-Bi 40 tahun 300 W/cc 550 W/cc 9 % HM 18 % HM 45 % 35 % 13 % 12 detik 15 detik 0,1 % 250 cm 100 cm 20 cm 30 cm
Gambar 1. Konfigurasi Reaktor secara global [4]
Gambar 3. Perubahan Komponen Umpan Balik Reaktivitas
Gambar 4. Perubahan Daya dan Umpan Balik Reaktivitas
Gambar 5. Perubahan Temperatur di Daerah Terpanas
Gambar 6.Perubahan Aliran Pendingin Primer
HOME
KOMPUTASI DALAM SAINS DAN TEKNOLOGI NUKLIR XII
