ANALISIS PASCA-KRITIKALITAS PERTAMA REAKTOR TEMPERATUR TINGGI HTR-10 CHINA Ferhat Aziz dan As Natio Lasman*
ABSTRAK ANALISIS PASCA KRITIKALITAS PERTAMA REAKTOR TEMPERATUR TINGGI HTR-10 CHINA. HTR10 adalah reaktor temperatur tinggi dengan daya 10 MWth yang dioperasikan oleh INET, Tsinghua University, Beijing, China. Reaktor yang menggunakan bahan bakar tipe bola ini mencapai kritikalitas pertamanya pada 1 Desember 2000 yang lalu. Sebelumnya INET telah meminta para peneliti yang tergabung dalam CRP-5 (5th Co-ordinated Research Program) IAEA untuk menghitung kritikalitas pertama sebagai problem benchmark. Perhitungan benchmark yang dilakukan oleh berbagai negara terdapat beberapa perbedaan hasil, baik antar-perhitungan maupun antara perhitungan dan hasil eksperimen, karena ternyata ada prbedaan pada data impuritas dan temperatur yang diberikan oleh INET dengan kenyataan. Analisis pasca-kritikalitas ini dilakukan dengan menggunakan data yang diperbarui sebagaimana diberikan oleh pihak INET pada pertemuan RCM di Oarai Maret 2001 yang lalu. Pada analisis ini, perhitungan sel dilakukan dengan.menggunakan SRAC Code dengan mengadakan perbaikan pada modelling bahan bakar. Perhitungan eigenvalue teras dilakukan dengan CITATION. Hasil perhitungan terakhir menunjukkan kritikalitas HTR10 tercapai pada ketinggian pemuatan 120 cm. Dibandingkan dengan hasil dari negara lain dan kenyataan bahwa kritikalitas pertama dicapai pada ketinggian 126 cm, hasil ini menunjukkan perbaikan berarti.
ABSTRACT POST-CRITICAL ANALYSIS OF CHINA’S HIGH TEMPERATURE REACTOR HTR10. HTR-10 is a 10 MWth high temperature reactor operated by INET, Tsinghua University, Beijing China. The pebble bed reactor reached its first criticality on December 1, 2000. Prior to it, INET requested researchers under IAEA’s CRP-5 (5 th Co-ordinated Research Program) to calculate its first criticality as a benchmark problem. The Benchmark problem calculations performed by several institutions showed different results, either between calculations, or between calculation and experimental results, because of discrepancies between data supplied by INET and realities. This post-critical analysis was performed using updated data as provided by INET at Oarai RCM in March 2001. In the analysis, cell calculation was performed using SRAC Code by incorporating improvement in fuel modeling. Core eigenvalue calculation was performed using CITATION. Results of latest calculation showed that initial criticality of HTR10 can be achieved at loading height of 120 cm. Compared to the results from other countries and to the experimental results of 126 cm, our results showed good improvement.
*
Pusbang Sistem Reaktor Maju - BATAN
PENDAHULUAN Reaktor temperatur tinggi semakin mendapatkan perhatian dewasa ini. Ciri keselamatannya yang aman secara melekat (inherent) dan dapat menghasilkan energi secara ekonomis semakin menarik minat berbagai negara di dunia untuk menelitinya, khususnya di Asia. Dewasa ini Asia merupakan salah satu kawasan dunia yang menaruh minat paling tinggi bagi pengembangan HTGR (High Temperature Gas Reactor), yang ditunjukkan dengan telah dibangunnya HTTR di Jepang dan HTR-10 di China, serta terlibatnya berbagai negara Asia termasuk Indonesia dalam working group maupun penelitian bersama tentang HTGR. HTR-10 adalah sebuah modul reaktor uji yang dibangun dan dioperasikan oleh INET (Institute of Nuclear Energy Technology) Universitas Tsinghua di timur laut Beijing, Cina. Tujuan umum pembangunannya adalah untuk memverifikasi dan mendemonstrasikan ciri teknis dan keselamatan HTGR modular, dan memantapkan basis eksperimental bagi pengembangan aplikasi panas proses nuklir dan daur turbin gas untuk menghasilkan listrik. Tujuan khusus pembangunan HTR-10 dapat dituliskan sebagai berikut: -
Meningkatkan kemampuan dan keahlian dalam desain, konstruksi dan pengoperasian HTGR Memantapkan fasilitas iradiasi dan eksperimental untuk elemen bakar nuklir Mendemonstrasikan ciri keselamatan melekat pada HTGR modular. Mengujicoba teknologi kelistrikan, ko-generasi panas dan gas turbin Melaksanakan litbang dalam aplikasi panas proses temperatur tinggi.
Ciri teknis khusus yang terdapat pada desain HTR10 adalah menggunakan elemen bakar berbentuk bola (spherical) dari jenis buatan Jerman. Setiap bolanya tersusun dari ribuan partikel berlapis (coated particles). Dalam reaktor ini dapat diyakinkan bahwa temperatur maksimum elemen bakar sebesar 1600°C tidak akan dapat terlampaui dalam kecelakaan apapun (IAEA-TECDOC-881, 1996). Reaktor dan pembangkit uap masing-masing dikungkung dalam bejana tekan terpisah. Posisi keduanya diatur dan diletakkan bersebelahan dan dihubungkan oleh bejana penghubung yang berisi pipa saluran (duct) gas panas bertekanan. Gambar 1 menunjukkan tampang lintang sirkuit sistem primer pada reaktor temperatur tinggi HTR-10. Dengan tercapainya kritikalitas pertama pada tanggal 1 Desember 2000 yang lalu, para pengamat dan peneliti HTR dunia, khususnya yang tergabung sebagai peneliti dalam “Coordinated Research Project on the Evaluation of High Temperature Gas Cooled Reactor Performance” dapat membuktikan ketepatan perhitungan mereka dalam memprediksi kekritisan pertama dan berbagai ciri fisika teras utama pada saat awal kekritisan (fresh core) reaktor ini. Dalam makalah ini para penulis melaporkan
hasil perhitungan mutakhir P2SRM dalam mengevaluasi unjuk kerja teras HTR-10, dan menyajikan analisis pasca-kekritisan pertama HTR-10, yang mengulas hasil-hasil perhitungan para peneliti dari institusi litbang dunia sebelumnya dan hasil perhitungan P2SRM sendiri.
DESKRIPSI UMUM HTR-10 HTR-10 adalah reaktor temperatur tinggi berbahan bakar bola. Bila terjadi kecelakaaan, reaktor ini tidak memerlukan sistem pendinginan teras secara aktif. Panas sisa (residual) dapat didisipasikan dengan mekanisme pemindahan panas pasif ke atmosfir sekitarnya. Keseluruhan konstruksi teras reaktor terbuat dari grafit. Tidak ada satupun komponen metal di sana. Teras keseimbangan HTR-10 nantinya diprediksi memuat 27.000 elemen bakar yang mengisi sumur dengan diameter 180 cm dan ketinggian rata-rata 197 cm. Elemen bakar akan dimasukkan dalam reaktor dengan pola “multi-pass”. Bahan bakar bola dengan diameter 6 cm dengan partikel berlapis TRISO mengisi teras. Desain bahan bakar bola ini dapat dilihat pada Gambar 2. Sistem penanganan bahan bakar pneumatic digunakan secara terus menerus untuk mengisi dan mengeluarkan elemen bakar. Grafit digunakan sebagai material utama struktur teras yang terdiri atas reflektor atas, bawah dan sisi. Struktur teras keramik ini dikungkung oleh bejana tekan dari baja. Di dalam reflektor samping yang tebalnya 100 cm, kanal helium dingin dirancang sedemikian rupa agar helium mengalir ke atas setelah memasuki reaktor dari antara bejana penghubung dan pipa gas panas. Aliran helium berbalik ke bawah setelah mencapai puncak teras untuk menuju bagian bawah teras, sehingga terbentuk pola aliran ke bawah. Setelah dipanasi dalam teras (bed), helium melewati suatu ruang gas panas (hot gas plenum) di dalam reflektor bawah. Dari sini gas mengalir melewati pipa gas panas menunju komponen penukar panas. Pembuangan panas peluruhan HTR-10 didesain seluruhnya atas dasar sistem pasif. Bila terjadi kecelakaan kehilangan tekanan (loss of pressure) di mana tidak tersedia pendinginan, panas peluruhan akan terdisipasi melalui struktur teras dengan cara konduksi dan radiasi panas ke luar bejana tekan reaktor (reactor pressured vessel, RPV.) Panas ini kemudian akan didispasikan melalui sistem pendinginan permukaan yang terdapat pada dinding bangunan beton. Sistem ini bekerja secara prinsip alamiah sirkulasi air dan melepaskan panas peluruhan tersebut melalui pendingin udara ke atmosfir. HTR-10 menerapkan dua sistem pemadaman reaktor. Pertama adalah sistem batang kendali yang terdiri atas sepuluh batang. Kedua adalah sistem bola kecil penyerap yang disebut juga sebagai KLAK. Masing-masing dari kedua sistem dapat
memadamkan reaktor. Karena reaktor memiliki koefisien temperatur negatif yang sangat kuat dan pembuangan panas peluruhannya tidak membutuhkan sirkulasi pendingin helium, reaktor juga dapat dipadamkan dengan cara mematikan sirkulator helium. Fase pengujian HTR-10 direncanakan dalam dua tahap. Dalam tahap pertama reaktor akan dioperasikan dengan temperatur keluaran 700°C dan temperatur masukan 250oC. Sirkuit sekundernya terdiri atas siklus turbin uap untuk menghasilkan listrik dengan kemampuan pemanasan distrik. Pembangkit uapnya dapat menghasilkan uap pada temperatur 440C dan tekanan 4 MPa cukup untuk menyuplai unit turbin generator standar. Diagram alir fase pertama ini ditunjukkan pada Gambar 3. Pada fase pengujian kedua, HTR-10 direncanakan dioperasikan pada temperatur keluaran 900oC dan temperatur masukan 300oC. Pada tahap ini didesain akan dioperasikan sebuah turbin gas dan turbin uap sebagai combined cycle. Rancangan diagram alir untuk fase ini ditunjukkan pada Gambar 4. Keberadaan sebuah penukar panas menengah (intermediate heat exchanger, IHX) dengan daya termal 5 MW dapat menyediakan gas nitrogen pada temperatur 850oC untuk siklus turbin gas. Pembangkit uap dengan daya 5 MW yang tersisa dapat menghasilkan uap pada temperatur 435 oC untuk siklus uap.
PEMODELAN ELEMEN BAKAR DAN TERAS Teras HTR-10 yang diamati menggunakan moderator grafit dan pendingin gas helium dengan temperatur outlet 700oC dan daya termal output 10 MW. Bahan bakar yang digunakan adalah bola UO2 dengan perkayaan 235U 17% dan rasio bahan bakar terhadap moderator dalam teras: 57/43 (X. Jing and Y. Sun, 1998). Perhitungan-perhitungan untuk mengevaluasi HTR-10 dilakuan menggunakan sistem kode difusi SRAC-95. Paket program in telah berhasil dipasang pada PC dengan basis sistem operasi LINUX Slackware. Sistem kode komputer yang digunakan ini terdiri atas modul-modul CELL dan CITATION. Data nuklir yang digunakan adalah JENDL3.2 dari Jepang. Perhitungan konstanta kelompok rata-rata untuk campuran bahan bakar (fuel mixture), bola moderator dan reflektor dilakukan sebagai berikut. Sel campuran bahan bakar (fuel mixture) Konstanta nuklir untuk campuran antara bola-bola elemen bakar dengan bolabola moderator di dalam teras dihitung dengan memodelkan campuran bahan bakar sebagaimana ditunjukkan pada Gambar 5. Material penyusun model bahan bakar ini
dari dalam ke luar berturut-turut adalah: matriks bahan bakar, tempurung (shell) grafit, dan campuran pendingin dan moderator. Jari-jari sel campuran ini dapat ditentukan menggunakan hubungan berikut. Volume unit sel campuran bahan bakar yang berpusat pada satu bola elemen bakar, Vc = Vp (1+m)/f
(1)
di mana, m adalah rasio moderator terhadap bola bahan bakar dan Vp adalah volume bola. Untuk HTR-10, nilai m dan f masing-masing adalah 43/57 dan 0,61. Sehingga, radius sel ekuivalen, R2, untuk sel campuran bola bahan bakar dapat dihitung menggunakan hubungan, Vc = 4π/3×R23, (2) Persamaan ini menghasilkan harga R2 sama dengan 4,2663 cm. Nilai R1 pada model ini tetap sama dengan radius luar tempurung, 3,0 cm, dan nilai R0 adalah 2,5 cm. Sel Moderator Untuk sel moderator, konstanta kelompoknya dihitung menggunakan model yang mirip dengan campuran bahan bakar. Bola moderator terdiri atas grafit yang radiusnya sama dengan bola elemen bakar. Konstanta untuk bola moderator ini diperlukan untuk daerah berbentuk kerucut (cone) di bagian bawah teras, di mana pada teras pertama HTR-10 ini diisi penuh hanya dengan bola-bola moderator saja. Volume unit sel pada bola moderator sama dengan Vp/f, di mana, Vp adalah volume bola, dan f adalah fraksi pengisian (filling fraction.) Volume ruang kosong yang diasosiasikan dengan sebuah bola dari jenis manapun adalah = Vp(1-f) /f. Dalam perhitungan konstanta kelompok untuk bola moderator (dummy balls), frasksi volume CFP dalam bola moderator diambil sangat kecil, sehingga nyaris seluruh volume ditempati oleh grafit. Fraksi pengisian f untuk bola moderator diasumsikan sama dengan yang di daerah teras, yaitu 0,61. Karena itu volume sel bola moderator sama dengan Vc=Vp/f. Dari sini dapat dihitung jari-jari ekuivalennya, R2, yaitu 3.5373 cm.
Sel reflektor Guna mendapatkan konstanta untuk refflektor dan material struktur lainnya, diperlukan pemodelan sel yang sesuai. Untuk itu dapat digunakan pemodelan sel yang mirip dengan bola moderator. Dalam hal ini nilai f dipilih sama dengan 1.0. Dan radius ekuivalen sel reflektor sama dengan bola, yaitu 3,0 cm.
Dalam seluruh perhitungan sel, konsentrasi boron alam, NB, dalam matriks grafit dapat dihitung langsung dari nilai impuritas dalam grafit. NB = impuritas (ppm)× ρ ×A/M , di mana, ρ, densitas grafit, A, bilangan Avogadro (0.6022045x1024/mol). M, berat molekul grafit (12.011 gr./mol).
(3)
Sedangkan untuk daerah matriks bahan bakar, boron alam dari uranium dan grafit harus diperhitungkan. Konsentarsi boron alam, NB, menjadi, NB = fUM×NBU+(1-fUM) ×NBG (4) Di mana, fUM adalah fraksi volume yang ditempati oleh semua inti uranium (kernels) dalam daerah bahan bakar, NBU dan NBG masing-masing adalah densitas boron dalam uranium dan grafit.
ANALISIS HASIL PERHITUNGAN Dengan menggunakan parameter utama fisika teras reaktor HTR-10 sebagaimana ditunjukkan dalam Tabel 3, konstanta multi-kelompok untuk reaktor ini dapat dihitung, yaitu menggunakan CELL modul dari SRAC95 dangan pustaka data nuklir yang dipilih JENDL3.2. Konstanta nuklir kemudian dibangkitkan menggunakan 107 grup energi, masingmasing 61 grup cepat dan 46 grup termal. Data nuklir multigrup yang dihasilkan lalu diperas (condensed) menjadi 3 grup, masing-masing 2 (dua) grup cepat dan satu grup termal. Perhitungan faktor multiplikasi reaktor (eigenvalue problem) dilakukan menggunakan modul perhitungan diffusi CITATION yang menganalisis teras reaktor dalam dua dimensi, yaitu dalam geometri R-Z. Pemodelan teras dapat dilakukan secara sederhana mengingat bentuk reaktor yang silindris dan pemuatan bahan bakar yang merupakan campuran homogen antara elemen bakar dan bola-bola moderator grafit. Perhitungan eigenvalue untuk teras yang mengandung daerah void (kosong), yaitu di bagian atas teras memerlukan perlakuan khusus agar dapat mencapai konvergensi lebih cepat. Problem yang dikenal sebagai neutron streaming effect ke arah-z ini, dalam analisis ini diatasi dengan cara mengintroduksi grafit dengan densitas rendah (graphite of low density). Dalam hal ini telah digunakan pendekatan teori difusi, di mana sebuah kavitas dianggap sebagai daerah difusi dengan tampang lintang reaksi sama dengan nol. (Gerwin and Scherer, 1987). Konstanta difusi yang cocok
untuk daerah ini dapat diperoleh dengan memasukkan sejumlah grafit densitas rendah, yang dicampur-adukkan dengan helium atau udara yang mengisi daerah void tersebut. Dengan menggunakan pendekatan ini, konvergensi dalam perhitungan teras dapat dicapai jauh lebih cepat. Sebelumnya, konvergensi untuk perhitungan teras baru bisa dicapai setelah mendekati batas 999 iterasi. Bahkan kadang-kadang masih belum juga mencapai konvergensi setelah batas iterasi tersebut. Namun dengan memperkenalkan pendekatan Gerwin dan Scherer ini, konvergensi dapat dicapai kurang dari 100 iterasi.
Kekritisan Pertama HTR-10 mencapai kekritisan pertamanya pada 1 Desember 2000 yang lalu, dengan ketinggian pemuatan 126 cm dengan teras yang berisi udara. Hasil perhitungan pencarian kritikalitas untuk HTR-10 yang dilakukan dalam analisis ini ditunjukkan dalam Tabel 4. Di sini dapat dilihat bahwa kekritisan pertama berdasarkan perhitungan SRAC95 dengan menggunakan pustaka data nuklir JENDL3.2 dapat dicapai setelah pemuatan bahan bakar campuran antara bola-bola elemen bakar dan bola-bola moderator mencapai ketinggian 120 cm. Pada saat itu harga faktor multiplikasi efektif, keff, adalah 0.9973. Dengan interpolasi linear, harga ketinggian loading saat kekritisan pertama diperoleh pada ketinggian h =120,0262 cm. Hasil perhitungan ini berbeda kira-kira -4.9% dari realitas. Tabel 5 menunjukkan karakteristik pemuatan bahan bakar di sekitar kritikalitas pertama itu, yaitu sekitar ketinggian campuran bahan bakar 120 cm. Jumlah bola bahan bakar pada ketinggian pemuatan ini adalah 9387 bola dan jumlah bola-bola moderator adalah 7131. Massa logam berat uranium adalah 46.9 kg, yang menempati volume 3,06 m3. Dari karakteristik pemuatan ini dapat diketahui jumlah campuran bola minimal yang harus disiapkan sebelum eksperimen kekritisan dimulai.
Faktor multiplikasi keff pada berbagai temperatur Selain menghitung kekritisan pertama, studi ini juga mempelajari faktor multiplikasi efektif HTR-10 pada keadaan teras penuh, yaitu volume 5 m3. Faktor multiplikasi HTR-10 pada temperatur. at 15 °C, 250 °C dan 500 °C ditunjukkan pada Tabel 6 untuk lingkungan udara dan helium. Tampak bahwa faktor multiplikasi menjadi lebih tinggi dalam lingkungan helium, dan nilainya semakin menurun dengan kenaikan temperatur. Untuk lingkungan helium, k-eff pada 15 °C adalah 1,1381 dan pada 500 °C adalah 1.0844. Sedangkan untuk lingkungan udara k-eff pada 15 °C adalah 1,1281 dan pada 500 °C adalah 1,0752. Dari sini dapat dilihat bahwa efek Doppler dapat memberikan koefisien reaktivitas temperatur seketika yang negatif pada reaktor temperatur tinggi ini. Bila terjadi ekskursi daya, fissi yang berlebihan segera mengakibatkan kenaikan pada temperatur bahan bakar. Kenaikan temperatur pada isotop fertil seperi pada 238U mengakibatkan kenaikan yang relatif tinggi pada tampang lintang tangkapan parasitik efektif untuk isotop ini.
Perbandingan Hasil Perhitungan Untuk mengetahui tingkat reliabiltas hasil perhitungan, hasil-hasil perhitungan ini dibandingkan secara langsung dengan hasil yang diperoleh para peneliti lain. Tabel 7 menunjukan hasil perhitungan keseluruhan pada partisipan problema Benchmark HTR-10. Di sini tampak bahwa hasil-hasil perhitungan itu sangat bervariasi. Baik sesama menggunakan metode difusi maupun bila dibandingkan dengan metode Monte Carlo. Hasil yang terdekat dengan realitas selain dari China adalah metode Monte Carlo yang dilakukan Amerika Serikat. Hasil Amerika Serikat ini berbeda hanya +2,9% dari realitas. Berikutnya dengan metode Monte Carlo ini yang terdekat dengan kenyataan adalah Rusia, dengan +9,0%, yang diikuti oleh Perancis dengan –9,5%. Sementara di antara partisipan yang menggunakan metode diffusi, hasil perhitungan ini merupakan yang terdekat selain China sendiri. Hasil perhitungan metode difusi dari Rusia merupakan yang terdekat berikutnya, dengan ketinggian pemuatan 136 cm, atau +7,9% dari realitas. Berikutnya hasil perhitungan dari Jepang/Indonesia, yaitu merupakan kelanjutan dari perhitungan penulis ketika mengikuti program STA di Jepang pada tahun 1999 yang lalu, yaitu –10,32%. Hasil perhitungan yang dilakukan oleh Perancis lebih konservatif lagi, mereka berbeda sekitar -15,9% dari kenyataan. Dibandingkan dengan metode Monte Carlo, tampak bahwa secara umum hasil difusi kurang baik. Tapi untuk melakukan estimasi metode ini jamak dipakai mengingat kesederhanaan dan kecepatan perhitungan.
Metode Monte Carlo diyakini merupakan cara yang paling tepat untuk mengestimasi kekritisan. Kelemahannya adalah kerumitan pada persiapan input untuk program komputer tersebut, yang bila tidak hati-hati justru dapat memberikan kesalahan yang lebih besar. Selain itu tentu saja metode Monte Carlo biasanya membutuhkan waktu CPU komputer yang lebih besar.
KESIMPULAN Kekritisan awal untuk reaktor temperatur tingghi HTR-10 telah dihitung menggunakan sistem kode komputer SRAC-95. Berdasarkan perhitungan ini, kekritisan pertama HTR-10 didapat pada ketinggian pengisian bahan bakar 120 cm dari puncak kerucut di bagian bawah teras. Faktor multiplikasi efektif untuk teras penuh pada berbagai temperatur telah pula dihitung dan disajikan. Hasilnya menunjukkan bahwa HTR-10 memiliki koefisien reaktivitas temperatur yang negatif. Hasil-hasil perhitungan ini menunjukkan bahwa dibandingkan dengan realitas kekritisan pertama HTR-10, perhitungan yang dilakukan P2SRM memberikan hasil yang cukup dekat. Hasil perhitungan negara partisipan lain memberikan hasil yang cukup beragam.
UCAPAN TERIMA KASIH Para penulis mengucapkan terimakasih kepada Dr. Zaki Su’ud atas saran dan sumbangan pemikirannya dalam penulisan makalah ini, serta kepada Sdr. Abu Khalid Rivai dan Sdr. Sidik Permana yang telah membantu memasang basis sistem operasi LINUX Slackware untuk PC yang memungkinkan paket program SRAC95 ini digunakan.
DAFTAR PUSTAKA 1. X. JING and Y. SUN, “Benchmark Problem of HTR-10 Initial Core”, Draft Version, INET, Beijing (1998) 2. IAEA-TECDOC-881, “Design and development status of small and medium reactor systems 1995”, IAEA, (1996)
3. K. YAMASHITA et al., “Nuclear Design of the High-Temperature Engineering Test Reactor (HTTR),” Nucl. Sci. Eng. 122, (1996) 212-228 4. K. TSUCHIHASHI, et al., Revised SRAC Code System, JAERI 1302, (1986) 5. K. OKUMURA, “SRAC95: The comprehensive neutronics calculation code system”, JAERI (unpublished) 6. GERWIN, H. & SCHERER, W., “Treatment of Upper Cavity in a Pebble-Bed High Temperature Gas-Cooled Reactor by Diffusion Theory,” Nucl.Sci.Eng., 97, (1987) 9-19
Tabel 1. Data utama reaktor temperatur tinggi HTR-10. Daya Termal Reaktor Tekanan helium primer Temperatur keluaran teras Temperatur masukan teras Laju alir massa helium primer Tekanan keluaran pembangkit uap Temperatur keluaran pembangkit uap Aliran uap sekunder Maksimum daya keluaran
10 MW 3 MPa 700 C 250 C 4.3 kg/s 4.0 MPa 440 C 3.47 kg/s MWe
Tabel 2. Data desain untuk konfigurasi combined cycle GT-ST HTR-10. Teras Daya termal Temperatur outlet Temperatur inlet Tekanan primer IHX Daya termal Temperatur inlet helium primer Temperatur outlet helium primer Tekanan primer Temp. inlet nitrogen sekunder Temp. inlet nitrogen sekunder Tekanan sekunder Aliran nitrogen Generator Uap Daya termal Temperatur pada sisi helium Temperatur pada sisi air Tekanan pada sisi air Daya Daya untuk Gas Turbin Daya untuk turbin uap Efisiensi total
MW C C MPa
10 900 300 3.0
MW C C Mpa C C Mpa Kg/s
5 900 600 3.0 483 850 3.2 11.17
MW C C MPa
5 600/287 435/104 3.43/4.2
MWe MWe %
2.08 1.36 34.4
Tabel 3. Parameter fisika desain utama HTR-10 (data terbaru) yang digunakan untuk perhitungan ini. Fuel Fuel element Diameter of ball Diameter of fueled zone Density of graphite in fueled zone and outer shell Heavy metal (uranium) loading per ball Enrichment of 235U Natural boron impurities in grafit Volumetric filling fraction of balls in core (f) Coated particles Fuel kernel Radius of fuel kernel UO2 density Coatings Coating layer material(starting from kernel) Coating layer thickness (cm) Coating layer density (g/cm3) Moderator Balls Diameter of ball Density of graphite Natural boron impurities in graphite
6.0 cm 5.0 cm 1.84 g/cc 5.0 g 17% 0.125 ppm 0.61
0.025 cm 10.4 g/cm3 PyC/PyC/SiC/PyC 0.009/0.004/0.0035/0.004 1.1/1.9/3.18/1.9 6.0 cm 1.84 g/cm3 0.125 ppm
Tabel 4. Hasil perhitungan kekritisan HTR-10 mutakhir. Loading heights (cm) 100.0 110.0 120.0 130.0 140.0
kef f (Helium) 0.9336 0.9722 1.0056 1.0349 1.0606
kef f (Udara) 0.9261 0.9643 0.9973 1.0262 1.0516
Tabel 5. Karakteristik pemuatan bahan bakar di sekitar kritikalitas pertama. keff
1.000
Loading heights Number of fuel balls Number of moderator balls
120.026 cm 9387 7131
Volume of ball mixture in core
3.06x106 cm3
Equivalent uranium (heavy metal) mass
46.9 kg
Tabel 6. Keff teras penuh HTR-10 pada berbagai temperatur. Core temperatures
Effective Multiplication Factor (keff) helium Udara
15 °C
1.1381
1.1281
250 °C
1.1149
1.1052
500 °C
1.0844
1.0752
Tabel 7. Ringkasan hasil perhitungan dari seluruh partisipan Bewnchmark HTR-10. Kode Benchmark Negara
B1
B21
D
M
D
China
125.8
126.1
1.1197
France#
106/Sn
114
B22 M
D
B23 M
D
1.1104
1.0960
1.0441 1.1194
1.0410 1.1052
M
1.1606
Germany P2SRM∞ ∞ Perh. ini Japan/Indonesia
150 120 113
1.0481 1.1281
Netherlands Russia USA
D: Diffusion, M: Monte Carlo ∞ Model terdahulu (WIMSD)
136
137.3 129.7
1.1182
1.1076
1.1079
1.0933
1.0927
1.0794
Gambar 1. Tampang lintang sirkuit primer HTR-10.
5mm lapisan grafit Partikel berlapis dalam matriks grafit Karbon pirolitik Lapisan silikon karbida Karbon pirolitik dalam Bafer karbon berpori
Bola bahan bakar Dia = 60 mm
Belahan bola Partikel Berlapis Dia=0,92 mm
UO2 Dia=0,3 mm
Inti bahan bakar Gambar 2. Desain elemen bakar bola pada HTR-10.
Gambar 3. Flow diagram HTR-10 dengan turbin uap (fase 1).
Gambar 4. Skema aliran turbin gas/ turbin uap combined cycle pada HTR-10(fase2).
CFP
Fueled region
2.5
Graphite shell
3.0
Coolant+Moderator region R2, radius sel (unit in cm)
Gambar 5. Model sel bahan bakar yang digunakan.
Dimensi & speks campuran, grafit, struktur, dst. Data Nuklir: ENDF,JENDL
Pembangkitan tampang lintang makroskopik, multigrup
CELL
Perhitungan teras dlm R-Z geometry
CITATION
Keff, reaction rate, distrib.fluks, dll
Gambar 6. Diagram alir perhitungan pencarian kekritisan.
HOME
KOMPUTASI DALAM SAINS DAN TEKNOLOGI NUKLIR XII
