Ke Daftar Isi Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan serta Fasilitas Nuklir
PLTN
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG, PPTKR • BATAN
ANALISIS FLUKS NEUTRON DI FASILITAS PWR IN-PILE LOOP Oleh Tagor M.Sembiring Alumni Teknik Nuklir FT -UGM, Y ogyakarta Sri Kuntjoro, Iman Kuntoro Pusat Reaktor Serba Guna - Badan Tenaga Atom Nasional
ABSTRAK ANALISIS
FLUKS NEUTRON
DI FASILITAS
PWR IN-PILE
LOOP. Telah dilakUkan
analisis fluks neutron di fasilitas PWR in-pile loop dengan menggunakan paket program MGCLPROCESSOR (MAIL- 137, REMAIL).ANISN-JR. dan CITATION. Fasilitas PWR in-pile loop berada di teras RSG-GAS pada posisi iradiasi pusat (CIP). Setelah pemasukan fasilitas PWR inpile loop ke dalam CIP, besar fluks neutron termal rerata di bundel bahan bakar PWR adalah 4,267* 1013neutron cm·2 S·I • Daya yang dihasilkan bundel PWR sebesar 233 ,8425 kW. Perbandingan antara hasil perhitungan dan syarat keselamatan pengujian fasilitas PWR in-pile loop menunjukkan bahwa fasilitas PWR in-pile loop layak dimasukkan di Teras RSG-GAS.
ABSTRACT ANALYSIS OF NEUTRON FLUX IN PWR IN-PILE LOOP FACILITY. Analysis ofneutron flux in PWR in-pile loop facility has been done using MGCL-PROCESSOR (MAIL-137, REMAIL).ANISN-JR. and CIT AnON codes. PWR in-pile loop facility will be inserted at Central Iradiation Position (CIP) in RSG-GAS core. After inserting the PWR in-pile loop facility into Central Iradiation Position, the average thermal neutron flux in the PWR bundle was 4.267* 1013neutron cm·2s·l.The power produced in the PWR bundle was 233,8425 kW. The comparison between the result of calculation and safety criterion of the testing PWR in-pile loop shows that the PWR in-pile loop is aIIowed to insert in RSG-GAS core.
PENDAHULUAN Salah satu program kegiatan yang akan dilaksanakan di Reaktor Serba Guna G .A.Siwabessy (RSG-GAS) adalah pengujian perangkat bahan bakar reaktor daya PWR dengan menggunakan fasilitas uji untai bahan bakar di dalam teras (in-pile loop facility), yang disebut juga sebagai fasilitas PWR in-pile loop. Fasilitas PWR in-pile loop terdiri atas tiga bagian, yaitu kotakair (water box), tabungtekan (pressure tube), clan bundel bahan bakar PWR. Kotak air merupakan bagian terluar dari fasilitas PWR in-pile loop, dengan ukuran 160 mm * 152 mm. Kotak air terdiri dari tiga lapisan yakni lapisan terluarterbuat dari alumunium, dan lapisan dalam terbuat dari SS-316L. Diantara kedua lapisan terdapat air. Tabung tekan berdiameter luar berukuran 67 mm, terdiri dari lapisan SS-316L, lapisan CO2, dan Inconnel-600. Diameter bagian dalam tabung tekan 95 mm. Bundel bahan bakar PWR terdiri atas 16 buah yang disusun di dalam bentuk bujur sangkar 4 * 4. Bahan bakarterbuat dari U02 dengan pengkayaan 3,2 wi o. Bundel bahan bakar PWR dikelilingi selubung yang berbentuk bujur sangkar, yang terbuat dari SS-316L. Dimensi terluar selubung 5,83 cm * 5,83 cm, dengan ketebalan sebesar 0,5 cm.
209
Fasilitas PWR in-pile loop dimasukkan di fasilitas posisi iradiasi pusat (CIP). Syarat minimum fluks neutron termal rerata di daerah bundel bahan bakar PWR harus sesuai dengan fluks neutron termal rerata PWR yakni 3*1013 neutron cm·2s·l, yang setara dengan pembangkitan daya sebesar 100 kW setiap liter volume teras PWRI). Pembangkitan daya maksimum bundel bahan bakar PWR yang diizinkan adalah 250 kW2). Fasilitas PWR in-pile loop yang akan ditempatkan di teras RSG-GAS didesain mampu mensimulasi kondisi PWR2). Pemasukan fasilitas PWR in-pile loop mengakibatkan perubahan parameter-parameter operasi RSG-GAS, khususnya distribusi fluks neutron. Analisis fluks neutron di fasilitas PWR in-pile loop dilakukan untuk mengetahui kelayakan pemasukan fasilitas PWR in-pile loop ditinjau dari fluks neutron tem1al rerata di bundel bahan baka.r PWR, dan kuantitas pembangkitan daya yang dihasilkan bundel bahan bakar PWR. TEOR! Jika sifat interaksi neutron diganggu (berubah), misalnya dimasukkannya suatu material asing ke dalam teras, maka dapat mengubah faktorpelipatan efektif dan distribusi neutron di teras reaktor3), yang dapat dinyatakan
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamalan serla Fasi/ilas Nuklir
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG, PPl"KR - BATAN
PLTN
2. Perhitungan fluks neutron di daerah bundel bahan bakar PWR dilakukan dengan paket program CITATION, dan dilakukan untuk dua dimensi ke arah X dan Y. Perhitungan pertama kali dilakukan dengan kondisi fasilitas PWR in-pile loop tidak dimasukkan di CIP (CIP terisi air), dan yang kedua ialah fasilitas PWR in-pile loop dimasukkan ke dalam CIP. Dari kedua hasil perhitungan tersebut dapat diperoleh jumlah dan perubahan fluks neutron di fasilitas PWR in-pile loop. Daya Teras RSG-GAS yang dipilihdi dalam perhitungan adalah sebesar 30 MW, dengan konfigurasi teras kerja.
dengan hubungan : k' - k
fv
(VOLe - OL,)
k' k
Vf
v
dV
Le
<1>' dV
dengan: k'= faktorpel ipatan efektifsetelah mengalami gangguan. k=faktorpelipatan efektifsebelum mengalami gangguan. = fluks neutron sebelum mengalami gangguan. <1>'= fluks neutron setelah mengalami gangguan. OLe = perubahan tampang lintang makroskopis pembelahan.
oL. = perubahan tampang lintang makroskopis serapan. = jumlah neutron yang dihasilkan setiap rcaksi pembelahan. Nilai faktorpelipatan efektif(k) dapat diperoleh dengan menyelesaikan persamaan difusi banyak kelompok tenaga. Untuk mendapatkan harga k dilakukan perhitungan dengan menggunakan paket program CITATION. Berubahnya fluks neutron akibat pemasukan bahan (materi) ke dalam reaktordiikutijuga dengan perubahan pembangkitan daya yang dihasilkan oleh bahan bakar di teras, karena fluks neutron berbanding lurus dengan pembangkitan daya. V
TAT A KEIUA Analisis fluks neutrondi fasilitas PWR in-pile loop dilakukan dengan paket-paket program MGCL PROCESSOR (MAIL-137.REMAIL).ANISN-JR. dan CITATION. MGCL PROCESSOR adalah paket program yang memproses pustaka tam pang lintang 137 kelompok tenaga, dan dengan tampang lintang hamburan di dalam orde p4>.Pustaka tam pang lintang MGCL-PROCESSOR diperoleh dari ENDF-B/IV dan JENDL-2. ANISN-JR adalah paket program hasil pengembangan lanjutan dari paket program ANISN yang dilakukan oleh JAERI, dan digunakan untuk menyelesaikan persamaan transport neutron banyak kelompokdengan hamburan takisotropis, dengan perhitungan satu dimensi untuk geometri bola, lempeng (slab), dan silinder>. Paket program CIT ATION adalah paket program yang menyelesaikan persamaan difusi banyak kelompok dengan satu, dua, dan tiga dimensi perhitungan dengan geometri balokdan silinder6>. PEMASUKAN
HASIL DAN PEMBAHASAN Pemasukan fasilitas PWR in-pile loop ke CIP mengakibatkan fluks neutron bertenaga cepat mengalami' kenaikan jika dibanding dengan fluks neutron sebelum pemasukan fasilitas PWR in-pile loop (Gambar-l). Hal yang sarna juga dialami oleh fluks neutron bertenaga lambatan (G,ambar-2), dan bertenaga resonansi (Gambar3). Peristiwa kenaikan fluks neutron di dalam kelompok cepat diakibatkan karena adanya proses pembelahan neutron bertenaga termal di bundel bahan bakar PWR yang menghasilkan neutron bertenaga cepat. Naiknya fluks neutron di kelompok lambatan dan resonansi diakibatkan bertambahnya neutron bertenaga cepat yang mengalami penurunan ke kelompok lambatan dan resonansi sebagai akibat moderasi. Gambar-4 menunjukkan bahwa dengan masuknya fasilitas PWR in-pile loop ke dalam teras RSG-GAS, maka terjadi penurunan. Terjadinya penurunan fluks neutron termal disebabkan karena sifat penyerapan yang dimiliki bahan bakar7>, yaitu pemasukan (penambahan) bahan bakar ke dalam teras diikutijuga dengan peningkatan perubahan nilai tampang lintang serapan3>. Besar fluks neutron termal rerata di daerah bundel bahan bakar PWR adalah 4,26723 neutron cm·2s·J (Tabel-l). Pembangkitan daya (panas) di daerah bundel bahan bakar PWR sebesar 233,8425 kW. Tabcl - 1 Perubahan Fluks Neutron Termal ReraLa Sebelum
AIR PWR TEKAN
BUNDEL KOTAK DAERAH Tata kerja TABUNG yang digunakan di dalam menghitung fluks neutron di fasilitas PWR in-pile loop (Lampiran I) ialah:
I.Pembangkitan konstanta kelompok( empat kelompok tenaga) seluruh material Teras RSG-GAS, dan material penyusun fasilitas PWR in-pile loop. Pembangkitan konstanta kelompok material dilakukan dengan MGCL P·ROCESSOR dan ANISN-JR. Batas-batas kelompok tenaga yang digunakan adalah 16,487 MeV, 820,85 keY, 5,5308 keY, 0,60236 eV, dan 0,000331 eV. ANISN-JR mengkondensasi dari 137 kelompok tenaga menjadi 4 kelompok tenaga.
210
SEBELUM SESUDAH PEMASUKAN PENURUNAN 4,40011 30,27120 29,41930 85,90 85,04 22,82440 7,61505 66,64 FLUKS (%) Rerala (x10U neutron cm-2s·I) Fluks 4,26723 Neutron Termal
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan serta Fasilitas Nuklir
KESIMPULAN Hasil analisis fluks neutron
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG, PPTKR - BATAN
PLTN
tennal
rerata dan
pembangkitan daya di bundel bahan bakar PWR menunjukkan bahwa fasilitas PWR in-pile loop layak dimasukkan ke dalam Teras RSG-GAS, karena: 1. Fluks neutron termal rerata di bundel bahan bakar PWRadalah4,267* 1013neutron cm·2s-', berarti
lebih besar dari pada nilai minimum fluks neutron tennal rerata yang diharapkan yaitu 3*10'3 neutron cm·2s·'. 2. Daya yang dibangkitkan bundel bahan bakar PWRadalah 233,8425 kW, dandaya ini lebih kecil dari pada pembangkitan panas maksimum yang diizinkan, yaitu 250 kW.
DAFfAR ACUAN 1. KESSLER, G., Nuclear Fission Reactors, Springer-Verlag, Austria (1983). 2. BAT AN, Safety Analysis Report, BATAN, Jakarta (1989). 3. LAMARSH,J.R., Introduction to Nuclear Reactor Theory, Addison-Wesley, Massechussets (1972). 4. NAITO,Y., et.a!., MGCL-PROCESSOR: A Computer Code System for Processing Multigroup Constants Library MGCL, JAERI, Japan (1981). I 5. KOY AMA,K., et.a!., ANISN-JR One Dimensional Discrete Ordinates Code for Neutron and Gamma-RayTransport Calculations, JAERI, Japan (1977). 6. FOWLER,T .B., et.a!., Nuclear Reactor Core Analysis Code: CITATION, ORNL, Tennessee (1971). 7. DUDERSTADT,J.J., dan HAMILTON, L.J., Nuclear Reactor Analysis, John Wiley& Sons, New York (1976). DISKUSI BAMBANG
HERUTOMO
:
1. Kriteria-kriteria apa yang saudara ambil untuk menyederhanakan kelompok konstanta dari seratus sekian menjadi empat kelompok. Berapa range energi tiap kelompok ? 2. Seperti diketahui bahwa dalam perhitungan transport/difusi, ketelitian hasil spektrum/fluks sangat dipengaruhi oleh 'mesh point'. Berapa 'mesh point' yang saudara gunakan dalam perhitungan ini, dan apa alasannya ? TAGOR M. SEMBIRING : 1. Kriteria yang dipakai untuk menyederhanakan konstanta kelompok dari 137 menjadi 4 kelompok ialah : a. Terwakilinya seluruh tenaga neutron di teras. b. Dipilih konstanta kelompok yang batas tenaganya mirip dengan pemasok INTERA TOM. Range energi tiap kelompok adalah sbb : 1) 16,487 MeV < E < 820,85 keY 2) 820,85 keY < E < 5,5308 keY 3) 5,5308 keY < E < 0,60236 eV 4) 0,60236 eV < E < 0,00033 eV 2. Mesh point yang digunakan adalah 99 (ke arah X) dan 98 (ke arah Y) RPH ISMUNTOYO: 1. Bagaimana mem-verifikasi cross-section yang dihasilkan oleh MGCL processor ? 2. Berapa kali siklus operasi untuk mensimulasi seperti kondisi kerja PL TN yang dialami oleh sebuah elemen bakar ? TAGORM.
SEMBIRING:
1. Telah dilakukan verifikasi cross-section dengan hasil JAERI untuk benchmarking MTR berdaya 10 MW dan diperoleh hasil faktor pelipatan tak hingga yang sesuai dengan hasil JAERI terse but. Lalu verifikasi dilakukanjuga untuk menghitung faktor pelipatan teras I RSG-GAS dengan menggunakan CROSS-SECTIOM haasil MGCL processor diperoleh persentase perbedaan sebesar 0,4 % antara hasil ekperimen dan perhitungan. 2. Besar fluens (lama siklus) bisa diprediksi dengan membandingkan waktu refueling PLTN (PWR) dengan cara perbandingan fluks 3 -x waktu refueling PWR sesungguhnya 4,267 Hasil3 diperoleh karena besar fluks tennal rata-rata 3xl0'3 neutron!cm2.sec. Hasil4,267 diperoleh karena besar fluks tennal rata-rata di fasilitas in-pile loop PWR adalah 4,267x 1013neutron! cm2.sec.
Dan 1 siklus di RSG-GAS sebesar 25 hari. Dari infonnasi tersebut maka dapat ditentukan siklur RSG-GAS untuk memenuhi fluens seperti PL TN (PWR)
211
Prosiding Seminar Tdatologi dan Ke.sdamalall sala Fasililas Nuklir
PLTN
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG, PPTKR - BATAN
LAMPIRAN I DIAGRAM ALIR PERHITUNGAN
MGCL-PROCESSOR 137 KELOMPOK
REMAIL
KONSTANTA KELOMPOK MATERIAL RSG-GAS DAN FASILITAS INPILE LOOP PWR 4 KELOMPOK
OUTPUT:
- FLUKSNEUTRON - DAYA
212
Prosiding Seminar Tekn%gi serta Fasi/itas Nuklir
rlUW"
dati Kesdamatan
Hr.UT"CH
(l:1.
1
PLTN
"/1:1",'
••
Serpotlg, 9-10 Februari 1993 PRSG, PPTKR -BATAN
cl
• CIP (11111)
-I-
0.8 .-.
0.6 .-
CIP (IN-PILE
LOOP)
.
0,4 .- ....
0.2 .-.....
P08Pti
x (OM)
OIlMBIIR 1. PERUBIIHAN FLUKS NEUTRON CEPAT RSO-GAS AKIBAT FIISILITAS IN-PILE LOOP
rlUKf]
ur:UTnOH
Cr.,.
n/CI"IQ
•• C)
1
---:--.---. •.....
--_
- : ..•...
_------~---~--,
I
CIP (AII1)
--1-
0.8 .-
0.6 ,_
CIP (IN-PILE
LOOP)
'Yi i··it-
.
0,4 .-
0.2 1-· ··.i ..•.•• ;..
....
.
:
:
----~I-_I
:
60
80
100
O·ItIIIHlfltHH o 20 40
· ....
__
.......... ! .
1 ..
:',
:
.
.
.
.
.
:
:
:
:
:
i--L..:1·f.!IH+t II III~1IIIIIf]IIt~-----.1 120 140 1G0 180 200 220 240
POft''''
f
x
(OM)
GIIMBIIR 2. PEI1U8AHAN FLUKS NEUTI10N LIIM8ATIIN RSG-GI\S IIKI811T FIISILITAS IN-PILE LOOP
213
Prosiding Seminar Teknologi dan Kesdamalan serla Fasililas Nuklir
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG, PPTKR - BATAN
PLTN
-
0.8 .-
CIP (AIR)
....~--1;~
CIP (IN-PILE
LOOP)
• .-.ri!~~~_
...........................
0.6 .- ..
0.4 .-
. . .....•.•.
~ ..••.......
i·
j ..•.••.•.•..
j ....•
0.2 .-.....
1---1 80
I
100
I
';'j.HJ+~HfHH~fI4HHifft
120 140
GAMBAR 3. PERUBAHAN fLUKB RESONANS\ RBO-GAS AKIBAT IN-PILE LOOP
rl.Ur< •• Hr:UTnON
Cr.1-( "'en'
'i60
180 200
220
240
~:EUTRON FA81L1TAS
•• e)
3.5 CIP (AIR) •••••••••
__ />: ••••••••••••
-\-
CIP (IN-PILE
:~~",....
2.5 .-
..
.....
LOOP)
~
_ .. ",....
;
.•..
j
••...••..
; •.•••.
2 .. ....... ;.
1.6 ..... ........
1 .-
.
:.
,.; ..
: ... .
: /r'''+'
:+
O.ftHHff-+I~·
20
40
' I
I
60
80
100
.. -.. ..
-:.....••.....
--
•.....
•....•..•.••...•...
:
"M'I-+-" :.,.
0.5 .-..
o
.,...
' -···
\ .~ ..
\<..[
! 'Hff+H+HhHHfflflf
120 140 PO"'I'JI
I
220
240
.
X (OM)
GAMBAR 4. PERU BAHAN FLUKS RBG-Gf,S AKIBAT FA$ILlTAB
214
160 180 200
I
NEUTRON TERMAL IN-PILE LOOP
Ke Daftar Isi
