ISSN 0216 - 3128
Fitri Wulandari, dkk.
245
DESAIN PCMSR, REAKTOR GENERASI IV BERKEMAMPUAN PEMBIAK TERMAL DENGAN KOEFISIEN VOID NEGATIF Fitri Wulandari, Andang Widi Harto Program Studi Teknik Nuklir Jurusan Teknik Fisika Universitas Gadjah Mada
ABSTRAK Telah dilakukan studi desain PCMSR (Passsive Compact Molten Salt Reaktor) 1000 MWe berbahan bakar leburan garam LiF-BeF2-UF4-ThF4 (Th-U233). Reaktor ini didesain sebagai reactor pembiak termal. Perhitungan neutronik teras reactor ini dilakukan dengan menggunakan paket program SRAC95. Studi dilakukan untuk teras setimbang serta Pa-233 dan racun neutron yang terbentuk diekstrak secara online (Pa dan racun neutron yang dihasilkan langsung diekstrak). Input SRAC berupa variasi geometri sel teras dan variasi pengkayaan 233U pada kondisi sedikit under moderated (kurang moderator). Hasil perhitungan SRAC memberikan nilai kekritisan 1,00863 dengan rasio konversi sebesar 1,02938 untuk reaktor pada kondisi operasi normal. Koefisien reaktivitas void bahan bakar bernilai sedikit positif dari kondisi normal (tanpa void) sampai fraksi void 22 % dan bernilai sedikit negatif untuk fraksi void diatas 22 % sampai 50%. Untuk fraksi void diatas 50 %, koefisien reaktifitas void menjadi sangat negatif. Dengan demikian secara keseluruhan, desain ini memiliki koefisien reaktifitas void negatif. Kata kunci : reaktor pembiak termal, reaktivitas void negatif
ABSTRACT A study about PCMSR( Passsive Compact Molten Salt Reaktor) 1000 MWe design using LiF-BeF 2-UF4ThF4 (Th-U233) molten salt fuel has been performed. This reactor is designed as a thermal breeder reactor. The neutronics calculation of the reactor core has been done with SRAC 95 computer code. This study is performed for equilibrium core with online extraction of Pa-233 and the fission product neutron poisons. Variation of core cell geometry and variation of 233U enrichment in slight under moderated condition, become SRAC input. SRAC calculation result give criticality and conversion ratio values of 1,00863 and 1,02938 respectively for normal operation condition. The reactor has slight positive void coefficient for the range of void fraction value from zero (normal operation condition) to 22 %. For the range of void fraction value from 22 % to 50 % the void reactivity coefficient becomes slight negative. Above 50 % of void fraction, the void reactivity coefficient becomes large negative. Thus the overall value of the void reactivity is negative. Keywords : thermal breeder reactor, negative void reactivity
PENDAHULUAN
J
umlah populasi dunia diperkirakan akan meningkat dari sekitar 6 miliar orang menjadi 10 miliar orang pada tahun 2050, semuanya mengharapkan kualitas kehidupan yang lebih baik. Bersamaan dengan pertumbuhan penduduk Bumi, maka meningkat pula kebutuhan akan energi . Namun pengembangan penggunaan energi dengan menggunakan pilihan proses produksi energi yang ada saat ini, akan menyebabkan kerugian terhadap lingkungan secara berkelanjutan dan memiliki konsekuensi jangka panjang terhadap perubahan iklim global. Untuk itu, kita harus mengembangkan
penggunaan sumber daya energi yang bersih, aman, dan hemat serta mampu menyuplai energi dalam jumlah besar. Salah satu dari sumber daya energi yang ada adalah energi nuklir. Hingga akhir tahun 2002, sebanyak 441 reaktor nuklir beroperasi di seluruh dunia, memberikan sekitar 16% dari seluruh ketersediaan listrik dunia, di mana sebagian besar diberikan oleh pembangkit listrik yang menghasilkan gas yang menimbulkan efek rumah kaca pada bumi. Jumlah ini memberikan pengurangan secara signifikan terhadap dampak lingkungan yang dihasilkan oleh pembangkitan listrik saat ini. Untuk melanjutkan keuntungan ini, dibutuhkan sistem baru untuk
Prosiding PPI - PDIPTN 2005 Puslitbang Teknologi Maju - BATAN Yogyakarta, 12 Juli 2005
246
ISSN 0216 - 3128
mengganti reaktor saat reaktor itu ditutup atau diistirahatkan. Sehubungan dengan itu diperlukan penyempurnaan dari desain reaktor yang telah ada sekarang, untuk itu dikembangkan suatu studi tentang reaktor generasi IV yang mempunyai tujuan antara lain : hemat terhadap pemakaian bahan bakar nuklir, kompetitif yang berarti total biaya yang kecil untuk tiap unit produksi energi, tingkat keselamatan yang tinggi, dan memenuhi proliferasi. MSR atau Molten Salt Reactor yang merupakan satu di antara beberapa tipe reaktor Generasi IV. Studi tentang Molten Salt Reactor terdahulu masih belum memenuhi seluruh persyaratan reaktor generasi IV, untuk itu akan dikembangkan suatu tipe Molten Salt Reactor yang memenuhi semua persyaratan desain reaktor Generasi IV yang disebut Pasive Compact Molten Salt Reactor (PCMSR). Dalam tujuan penghematan bahan bakar nuklir, penelitian kali ini lebih difokuskan pada reaktor pembiak (breeder reactor). Dengan berbasis Thorium(Th-232)-Uranium (U233) sebagai bahan bakar, Pasive Compact Molten Salt Reactor (PCMSR) diharapkan bisa dikembangkan sebagai raktor pembiak termal.
LATAR BELAKANG TEORITIS Desain PCMSR 1000Mwe Desain reaktor yang digunakan untuk simulasi perhitungan SRAC yaitu PCMSR 1000 Mwe. PCMSR 1000Mwe merupakan pengembangan desain reaktor Generasi IV tipe molten salt reaktor. Seperti desain molten salt pada umumnya, PCMSR menggunakan bahan bakar berupa leburan garam LiF-BeF2-UF4-ThF4 yang mempunyai suhu leburan garam 350°C dan suhu lelehan 1400°C, (2) sebagai pendingin digunakan leburan garam LiF-BeF2 dan menggunakan moderator grafit blok. Suhu operasi reaktor 1000°C. Dengan tipe tiras heksagonal grafit blok moderator dengan saluran konsentris bahan bakar di dalamnya. Pengembangan desain PCMSR dari desain molten salt pada umumnya adalah pada keseluruhan sistem reaktornya, dimana reaktor hanya berupa satu bangunan saja (single building) sehingga disebut dengan Passive Compact Molten Salt Reactor. Penyederhanaan bangunan menjadi single building dengan mengurangi jumlah komponen reaktor pada umumnya tetapi tanpa
Fitri Wulandari, dkk.
mengurangi fungsi. Keunggulan lain dari sistem PCMSR diharapkan mampu memberikan efisiensi sistem yang tinggi sekitar 50%. Sistem keselamatan lebih tinggi dengan adanya sistem keselamatan pasif menggunakan sirkulasi alam jika terjadi kecelakaan dan pasca shut down.
Parameter Neutronik Pada Teras Reaktor Reaktivitas dan Faktor Perlipatan Faktor perlipatan didefinisikan sebagai perbandingan antara jumlah reaksi fisi yang terjadi pada suatu generasi dengan jumlah reaksi fisi pada generasi sebelumnya. Jika faktor perlipatan sama dengan satu maka jumlah reaksi fisi pada setiap generasi adalah tetap, kondisi ini disebut kondisi kritis. Sedangkan jika faktor perlipatan lebih dari satu, berarti jumlah reaksi fisi akan selalu meningkat pada setiap generasi, atau disebut kondisi superkritis. Sedangkan jika faktor perlipatan kurang dari satu, jumlah reaksi fisi semakin berkurang tiap generasinya, disebut kondisi subkritis. Fraksi perubahan sistem dari keadaan kritis sering disebut sebagai reaktivitas (ρ). Reaktivitas dirumuskan sebagai :
k 1 k
(1)
Sedangkan faktor perlipatan untuk sebuah medium infinite atau sebuah unit sel dengan white boundary adalah : k . f . p .
(2)
Di mana
= jumlah produksi neutron per neutron thermal yang diserap oleh bahan bakar
F f th th F a th th
(3)
f = factor utilisasi thermal, atau jumlah neutron thermal yang diserap ke dalam bahan bakar dibagi dengan jumlah total neutron thermal yang diserap f p = dibagi
jumlah
Prosiding PPI - PDIPTN 2005 Puslitbang Teknologi Maju - BATAN Yogyakarta, 12 Juli 2005
F a th th Z a th th
neutron
termal
(4) yang
diserap
ISSN 0216 - 3128
Fitri Wulandari, dkk.
dengan total jumlah neutron yang diserap, disebut juga resonance escape probability p
Z a th th Z a
(5)
= factor fisi nonthermal, atau jumlah total neutron yang diproduksi baik oleh reaksi fisi thermal maupun nonthermal dibagi dengan jumlah neutron yang diproduksi oleh reaksi fisi thermal
F f F f th th
(6)
Dengan : = jumlah neutron yang dilepaskan
f
dan
a
= macroscopic cross section untuk
reaksi fisi dan absorpsi th dan
= fluks termal dan fluks total
Indeks Z = semua zona Indeks F = zona bahan bakar Dalam reaktor termal, baik bahan bakar mau-pun moderator berperan penting dalam memberikan efek umpan balik reaktivitas (feedback reactivity). Studi yang paling banyak dilakukan adalah pengaruh suhu teras reaktor terhadap faktor perlipatannya. Sering ditampilkan dalam bentuk koefisien suhu dari reaktifitas (Temperatur Coefficient of Reactivity), yang dirumuskan sebagai berikut :
T
1 k k T
(7)
Jika persamaan 1 dimasukkan ke persamaan 7, maka akan didapatkan : 1 k 1 1 f 1 p 1 k T T f T p T T
(8)
Persamaan 8 disebut juga dengan four factor formula. Rasio Konversi (Convertion Ratio) Rasio konversi didefinisikan sebagai jumlah rata-rata produksi atom fisil dalam reactor per konsumsi atom bahan bakar baik oleh fisi maupun absorbsi yang dirumuskan sebagai: CR
Rata rataJumlah Pr oduksiAtomFissile (9) Rata rataJumlahKonsumsiAtomFissile
Paket Program Komputer SRAC95
247
Sistem kode SRAC adalah sebuah sistem kode yang menggabungkan beberapa kode modul untuk melakukan penghitungan neutronik. File data I/O (input/ouput) dari SRAC95 untuk grup tampang lintang dan fluks neutron tertuliskan di dalam format umum yang dinamakan file PDS di antara kode modul yang ada. Informasi yang dituliskan oleh sebuah modul akan dapat dibaca oleh model yang berhasil dijalankan. Bagian utama dari SRAC menggabungkan modul PIJ yang berdasarkan metode probabilitas terjadinya tumbukan ( collission probability method ), modul ANISN metode Sn satu dimensi, modul TWOTRAN metode Sn dua dimensi, modul TUD metode difusi satu dimenasi, modul CITATION metode difusi multi dimensi. Fungsi ini menghasilkan tampang lintang yang terhomogenisasi secara efektif, untuk menghitung deplesi nuklida, dan laju reaksi. Bersama dengan modul-modul di atas, berbagai macam tipe dari sumber tetap dan masalah eigenvalue dapat dipecahkan. Pustaka data dari SRAC diatur oleh tiga pustaka tampang lintang yang dinamakan Public Libraries dan satu pustaka rantai burnup (burnup chain library). Public Libraries terdiri dari Public Fast Library yang menginstal tampang lintang grup cepat, Public Thermal Library untuk menginstal tampang lintang grup termal, dan Public MCROSS Library untuk menginstal tampang lintang grup hyper-fine dalam rentang energi resonansi. Pustaka data yang ada dikonversi dari file data evaluasi ENDF/B-IV, ENDF/B-V, ENDF/B-VI, JENDL-2, JENDL-3.1, dan JENDL-3.2. Secara keseluruhan terdapat 346 nuklida yang diberikan di dalam struktur 107 grup. Secara umum, terdapat dua langkah utama yang dilakukan oleh SRAC. Pada langkah pertama dilakukan penghitungan spektrum multigrup sel dasar dari sebuah teras untuk mendapatkan tampang lintang grup colapsed dan terhomogenisasi. Sedangkan langkah kedua merupakan perhitungan tingkat teras penuh dengan menggunakan tampang lintang beberapa grup yang diberikan oleh penghitungan sel ( langkah 1 ) untuk menghasilkan faktor perlipatan efektif dan distribusi daya.
METODOLOGI PENELITIAN Penelitian dilakukan dengan menggunakan program SRAC 95 untuk mengamati pengaruh void terhadap reaktivitas pada reaktor PCMSR jika dioperasikan sebagai reaktor pembiak.
Prosiding PPI - PDIPTN 2005 Puslitbang Teknologi Maju - BATAN Yogyakarta, 12 Juli 2005
248
ISSN 0216 - 3128
Perhitungan neutronik tingkat sel akan mempresentasikan perhitungan neutronik teras reaktor. Jadi, jika hasil perhitungan tingkat sel memenuhi syarat keamanan desain reaktor, maka bisa dipastikan dalam perhitungan tingkat teras pun akan memenuhi syarat keamanan desain reaktor juga
Fitri Wulandari, dkk.
Analisis dilakukan dengan asumsi reaktor pada keadaan setimbang dan Pa diekstrak secara online (Pa yang dihasilkan langsung diekstrak). Input SRAC berupa variasi geometri sel teras dan variasi pengkayaan 233U pada kondisi under moderated (kurang moderator), dengan buckling geometri 0,94444E-04.
Tampang lintang sel teras blok hexagonal moderator dengan saluran konsentris bahan bakar
Gambar 1. Penampang melintang sel bahan bakar PCMSR.
Untuk penelitian kali ini analisa output program SRAC difokuskan pada k effektif (faktor multiplikasi effektif) yang mempresentasikan kondisi reaktor apakah subkritis, kritis atau superkritis (3) di samping itu rasio konversi juga merupakan output penting. Jika rasio konversi sama dengan satu maka laju produksi atom fisil sama dengan laju konsumsi atom fisil, (1) reaktor dengan rasio konversi sama dengan satu disebut reaktor pembiak dan tidak membutuhkan tambahan bahan bakar fisil lagi, hanya membutuhkan bahan fertil saja saat refueling
HIPOTESA Reaktor PCMSR dengan bahan bakar campuran Th-U233 memberikan nilai reaktivitas void negatif sehingga aman dioperasikan sebagai reaktor pembiak termal.
HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil perhitungan SRAC diperoleh kekritisan 1,00863 dengan rasio konversi sebesar 1,02938 untuk reaktor pada kondisi operasi normal. Reak-tivitas void memberikan nilai negatif dengan
puncak void di 22 % fraksi void dalam bahan bakar. Dengan kekritisan sebesar 1,00863 pada kondisi operasi normal PCMSR bisa menghasilkan konversi rasio sebesar 1,02938, sehingga PCMSR bisa dikembangkan sebagai reaktor pembiak termal. Untuk reaktor dengan bahan bakar leburan garam, void merupakan satu indikasi terpenting yang mempresentasikan tingkat keamanan operasi reaktor. Jika reaktivitas void positif maka terbentuknya void akan meningkatkan reaktivitas teras yang berdampak pada peningkatan daya yang sangat signifikan, yang akhirnya menyebabkan peningktan suhu teras secara drastis. Sebaliknya, jika reaktivitas void negatif, terbentuknya void akan menurunkan reaktivitas teras dan menurunkan daya reaktor, sehingga jika void yang terbentuk semakin banyak maka daya reaktor akan turun dengan sendirinya bahkan bisa shut down sendiri. Dalam suatu reactor berbahan bakar leburan garam, void dapat terbentuk dari uap bahan bakar yang mendidih akibat suhu operasi reactor yang sangat tinggi dan karena terbentuknya fision produk yang berupa gas yang bercampur dengan bahan bakar. Tetapi dalam sistem PCMSR dimana suhu operasi reactor berada sangat jauh dengan titik
Prosiding PPI - PDIPTN 2005 Puslitbang Teknologi Maju - BATAN Yogyakarta, 12 Juli 2005
249
ISSN 0216 - 3128
Fitri Wulandari, dkk.
didih bahan bakar, maka jika timbul void dalam bahan bakar kemungkinan besar berasal dari fision produk yang berupa gas yang bercampur bersama bahan bakar.
menurunkan nilai k eff. Dalam hal ini koefisien reaktivitas void negatif. Jika reaktor beroperasi dalam kondisi under moderated (kurang moderator) maka void akan menambah perbandingan moderator terhadap bahan bakar sehingga meningkatkan nilai k eff. Dalam hal ini koefisien reaktivitas void positif.
Terbentuknya void dalam bahan bakar akan mengurangi perbandingan bahan bakar terhadap moderator. Jika reaktor dioperasikan dalam kondisi over moderated (kurang bahan bakar) maka vod akan mengurngi bahan bakar sehingga
reaktivitas ($)
Pengaruh Void terhadap Reaktivitas 0,05000 0,00000 -0,05000 -0,10000 -0,15000 -0,20000 -0,25000 -0,30000 -0,35000 -0,40000 -0,45000
0
10
15
20
21
22
23
24
25
50
75
90
void (%)
Gambar 2. Pengaruh void terhadap reaktivitas
Tabel 1. Pengaruh void terhadap k eff, k inf, rasio konversi dan reaktivitas. Daerah operasi normal reaktor Puncak void
void (%)
k eff
k inf
CR
ρ($)
0
1,00863
1,05324
1,02938
0,00856
10
1,01104
1,05864
1,01042
0,01092
15
1,01188
1,06116
1,00064
0,01174
20
1,01235
1,06344
0,99076
0,01220
21
1,01198
1,06344
0,98952
0,01184
22
1,01262
1,06448
0,98642
0,01246
23
1,01219
1,06444
0,98519
0,01204
24
1,01173
1,06438
0,98398
0,01159
25
1,01233
1,06540
0,98083
0,01218
50
0,99833
1,06505
0,93244
-0,00167
75
0,92514
1,02020
0,87797
-0,08092
90
0,72329
0,85545
0,85055
-0,38257
Prosiding PPI - PDIPTN 2005 Puslitbang Teknologi Maju - BATAN Yogyakarta, 12 Juli 2005
Puncak void
250
ISSN 0216 - 3128
Pada kondisi over moderated (kurang bahan bakar) konversi rasio akan memberikan nilai yang rendah karena spektrum neutron termal yang tinggi akan mengurangi perbandingan serapan fertil terhadap serapan fisil. Sedangkan pada kondisi under moderator (kurang moderator) memberikan nilai konversi rasio yang tinggi karena spektrum neutron termal yang rendah dibanding spektrum neutron cepatnya akan memberikan efek peningkatan serapan fertil terhadap serapan fisil.
Fitri Wulandari, dkk.
Dari Tabel 1 terlihat bahwa terbentuknya void sampai mencapai 22% fraksi void dalam bahan bakar, memberikan efek kenaikan nilai k eff sampai mencapai puncaknya di 22% fraksi void dalam bahan bakar, setelah mencapai puncak, bertambah-nya void yang terbentuk pada bahan bakar akan menurunkan k eff. Sehingga bisa dikatakan bahwa reaktivitas void pada reaktor pembiak termal PCMSR ini cukup negatif.
Spektrum Neutron Termal
under moderated
1.00E+002 1.00E+001
operasi normal
85
78
71
64
57
50
43
36
29
22
15
1.00E-001
8
1.00E+000 1
Energi per lethargi (MeV)
1.00E+003
over moderated
1.00E-002 1.00E-003 1.00E-004 1.00E-005 Kelompok neutron Termal
Gambar 3. Spektrum neutron termal dalam reaktor pembiak termal PCMSR.
KESIMPULAN 1. PCMSR aman beroperasi sebagai reaktor pembiak termal. 2. Reaktivitas void pada reactor pembiak termal PCMSR cukup negative. 3. Reaktivitas void tertinggi pada 22 % fraksi void dalam bahan bakar.
DAFTAR PUSTAKA
1. DUDERSTADT, J.J. and HAMILTON,L.J., Nuclear Reactor Analysis, John Wiley & Sons, NewYork, (1976). 2. GRIMES, W. R., Molten Salt Reactor Chemistry, Nucl. Appl. Technol., 8, 137–155, February (1970). 3. LAMARSH, J.R., Introdustion to Nuclear Engineering, 2nd ed., Addison-Wesley Publishing Company, Massachusetts, (1983). 4. TSUCIHASHI, K. et al., SRAC1995 manual, Japan, (1995).
Prosiding PPI - PDIPTN 2005 Puslitbang Teknologi Maju - BATAN Yogyakarta, 12 Juli 2005
