BAB I PENDAHULUAN
I.1.
Latar Belakang Laju konsumsi energi dunia terus mengalami kenaikan. Laju konsumsi
energi primer (pemanfaatan sumber daya energi) total dunia pada tahun 2004 kurang lebih 15 TW sebesar (1 TW = 1012 Watt) dengan faktor ketidakpastian data sebesar 10%. Laju konsumsi ini setara dengan 470 EJ per tahun (1 EJ = 1018 Joule). Problema ini disebabkan utamanya ada 3 faktor, yaitu peningkatan kebutuhan energi akibat peningkatan jumlah penduduk dan tuntutan kepada standar hidup yang lebih baik, ketergantungan yang sangat besar terhadap sumber daya energi konvensional (fosil) yaitu batubara, minyak bumi dan gas bumi, dan keterbatasan ketersediaan cadangan sumber daya energi konvensional [1]. Hal ini mengharuskan betapa pentingnya upaya untuk mengembangkan sumber daya energi alternatif yaitu sumber daya energi nuklir dan sumber daya energi terbarukan. Pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN) dipandang sangat strategis dalam peranannya mengatasi pemenuhan kebutuhan energi dunia mendatang. Sebagai pilihan
sumber
daya
energi
alternatif,
PLTN
mempunyai
keunggulan
dibandingkan dengan pembangkit energi lainnya yang ada pada saat ini. Faktor keselamatan melekat (inherent safety) dan kompatibilitas menghasilkan energi yang kompetitif menjadi salah satu alasan energi nuklir memiliki potensi yang sangat menjanjikan. Saat ini pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN) sedang didesain-ulang secara konseptual guna menemukan sistem yang optimal untuk produksi energi nuklir masa depan [2]. Dalam perkembangan teknologi reaktor dewasa ini, telah dikembangkan reaktor generasi maju yang inovatif dengan keselamatan tinggi, menggantikan generasi yang ada sekarang ini (Gen-III/ Gen-III+). Desain-desain ini adalah sistem energi nuklir generasi ke empat yang dikenal dengan sebutan reaktor
1
2
Generasi IV. Reaktor Generasi IV adalah hasil upaya riset teknologi reaktor dan energi nuklir yang melibatkan 10 negara maju dalam Forum Internasional Generasi IV (GIF, Generation IV International Forum). Forum ini meletakkan dasar untuk pengembangan sistem energi nuklir masa depan. Reaktor Generasi IV harus mendapatkan lisensi untuk dikonstruksi dan dioperasikan dalam proses biaya-efektif agar supaya kompetitif dengan sumber energi lain. Hal ini merupakan sebuah tantangan karena secara khusus, reaktor-reaktor tersebut harus memenuhi standar tinggi dalam keselamatan nuklir, manajemen limbah dan resistansi proliferasi [3]. Pengembangan terbaru dan terdepan pada riset desain reaktor Generasi IV adalah pengembangan desain reaktor Molten Salt Reactor Transatomic Power (MSR TAP) oleh Perusahaan Transatomic Power Corporation. MSR TAP adalah modifikasi desain dan pengembangan lanjut dari konsep desain reaktor MSR yang ada. Reaktor MSR TAP memiliki keunggulan daripada Reaktor MSR pada umumnya berupa penggunaan bahan bakar pengayaan uranium yang rendah, yaitu berupa pengayaan rendah uranium 1,8% U-235 dibandingkan dengan Reaktor MSR yang menggunakan bahan bakar pengayaan tinggi uranium 33% U-235. Selain itu jenis bahan bakarnya juga berbeda, yaitu apabila Reaktor MSR yang ada menggunakan bahan bakar larutan 7LiF-BeF2-ThF4-UF2, maka Reaktor MSR TAP menggunakan bahan bakar larutan
7
LiF-BeF2-UF2 tanpa menggunakan
thorium. Dengan pengayaan yang rendah oleh reaktor MSR TAP tersebut dapat menurunkan resiko penggunaan bahan bakar uranium sebagai proliferasi saat digunakan menjadi reaktor nuklir komersial [4]. Berdasarkan keadaan tersebut, maka akan dilakukan penelitian mengenai studi optimasi perbandingan moderator-bahan bakar dan fraksi mol uranium pada bahan bakar terhadap kekritisan reaktor Molten Salt Reactor Transatomic Power (MSR TAP) dengan tipe kisi persegi. Realitanya, meskipun pada dokumen teknis Transatomic Technical White Paper menyatakan bahwa pengayaan yang dipakai adalah 1,8%, dari data yang diberikan dokumen teknis tersebut tidak memberikan data teknis desain reaktor sehingga tidak ada data tersajikan tentang perbandingan moderator bahan bakar dan fraksi mol uranium pada bahan bakar terhadap
3
kekritisan reaktor reaktor tersebut. Penelitian ini dimaksudkan untuk mengetahui ukuran perbandingan nilai fraski mol uranium dan diameter moderator yang optimal dari dari desain teras Reaktor MSR TAP agar dihasilkan pengayaan yang optimum. Dengan adanya studi ini diharapkan mampu memberikan sumbangsih bagi perkembangan reaktor MSR terutama MSR TAP sebagai reaktor pembiak masa depan. I.2.
Perumusan Masalah Desain dari teras reaktor nuklir akan sangat berpengaruh terhadap performa
dari reaktor nuklir tersebut ketika dioperasikan. Baik dari segi geometri, dimensi, sampai parameter-parameter netronik dan termohidrolik. Agar reaktor nuklir dapat beroperasi dengan baik, maka perlu dilakukan analisis pada desain teras reaktor nuklir. Penelitian ini meninjau kehandalan kinerja netronik dan keselamatan melekat (inherent safety). Kehandalan kinerja netronik dan keselamatan melekat dipengaruhi oleh fraksi pengayaan bahan bakar dan dimensi diameter moderator. Untuk itu dalam penelitian ini ingin diketahui bagaimana pengaruh fraksi pengayaan bahan bakar dan dimensi diameter moderator terhadap keff dan koefisien reaktivitas void. Parameter-parameter netronik yang memiliki indikator keberhasilan desain adalah 1
. Pada teras yang berbahan garam lebur, tidak
diperlukan penggunaan bahan bakar yang mempunyai reaktivitas tinggi. Hal ini agar nilai reaktivitas bahan bakar tidak melebihi nilai β koefisien reaktivitasnya bernilai negatif (
235
U sebesar 0,0065. Jika
, maka desain memenuhi
keselamatan melekat (inherent safety). Penelitian ini memerlukan pemodelan teras reaktor secara menyeluruh sehingga
didapatkan
parameter-paramter
netronik
yang
berguna
untuk
menghitung kritikalitas dan koefisien reaktivitas void. Pendekatan yang digunakan dalam perhitungan parameter-parameter netronik adalah metode probabilistik, dengan menggunakan pendekatan-pendekatan stokastik yang bersifat random. Untuk metode probabilistik kita dapat menggunakan metode Monte Carlo yang digunakan pada program MCNP5 (Monte Carlo N-Particle 5). Variasi parameter
4
diproses dalam program MCNP5 dan hasilnya diolah untuk menentukan desain yang memiliki parameter netronik yang terbaik.
I.3.
Batasan Masalah 1. Ruang lingkup penelitian ini dibatasi hanya pada analisis terbatas pada parameter netronik pada teras reaktor berupa mencari nilai kekritisan reaktor yang efektif dan analisis keselamatan melekat berupa perhitungan nilai koefisien reaktivitas void. 2. Geometri dasar desain teras reaktor tetap kecuali pada moderator yang akan divariasikan. 3. Analisis ini dibatasi pada seberapa efektif penggunaan material fisil U235 berpengayaan rendah pada rentang kurang dari 20% (mencari pengayaan yang efektif untuk mencapai nilai 1
I.4.
Tujuan Penelitian Tujuan yang ingin dicapai dari penelitian ini adalah : 1. Menentukan ukuran perbandingan nilai Fraski mol uranium dan diameter moderator yang optimal dari dari desain teras Reaktor MSR
5
TAP
agar dihasilkan
pengayaan
yang optimum
dengan nilai
1
.
Manfaat Penelitian Penelitian ini diharapkan dapat memberikan manfaat sebagai berikut: 1. Penelitian
ini
diharapkan
dapat
menjadi
pionir
awal
tentang
pengembangan desain Reaktor MSR (MSR TAP atau desain MSR lainnya) yang lebih sederhana dan inovatif dari peneliti dan ilmuwan Indonesia dibandingkan desain yang selama ini ada. 2. Penelitian ini dapat menjadi referensi penelitian berikutnya untuk menentukan parameter desain lainnya agar optimal dari hasil modifikasi desain yang telah dilakukan pada peniltian ini.
