STUDI DESAIN REAKTOR AIR BERTEKANAN (PWR) BERUKURAN KECIL BERUMUR PANJANG BERBAHAN BAKAR THORIUM

Edisi Juni 2015 Volume IX No. 1

ISSN 1979-8911

STUDI DESAIN REAKTOR AIR BERTEKANAN (PWR) BERUKURAN KECIL BERUMUR PANJANG BERBAHAN BAKAR THORIUM Moh Nurul Subkhi 1,2,a) , Zaki Suud1,b) , Abdul Waris1) and Sidik Permana1)

1

Nuclear Physics and Biophysics Research Group, Faculty of Mathematics and Natural Science, Bandung Institute of Technology. Jalan Ganesha 10, Bandung, Indonesia 2 Physics Dept., Faculty of Science and Technology, State Islamic University of Sunan Gunung Djati Bandung Jalan A.H Nasution 105 Bandung, Indonesia a)

nsubkhi@ students.itb.ac.id

Abstrak

Penelitian desain small long-life PWR berukuran kecil, berumur panjang, berbahan bakar thorium sudah berhasil dilakukan. Riset ini merupakan kelanjutan riset sebelumnya dengan melakukan survei parameter dan optimasi untuk disain teras pada daya sebesar 350 MWt. Teras didisain agar dapat beroperasi secara kritis 10 tahun tanpa pengisian bahan bakar. Reaktor termal kecil dapat beroperasikan dengan waktu yang lama tanpa refueling denga cara memilih bahan bakar dengan internal conversion ratio besar dan ekses reaktivitas rendah selama waktu operasi. Oleh karenanya ada tiga strategi yang akan dilakukan seperti memanfaatkan thorium cycle, memakai konsep tight lattice dan menambahkkan burnable poisson Protactinium-231 dalam bahan bakar. Pada penelitian ini akan dilakukan survei parameter untuk fraksi bahan bakar dari 35% sampai dengan 65%, konsentrasi U-233 dan Pa-231 yang variatif dan optimasi neutronik juga akan dilakukan untuk mereduksi ukuran geometri teras aktifekses reaktivitas seoptimal mungkin dengan distribusi daya yang merata. Perhitungan cell dan difusi multigrup pada penelitian ini dilakukan dengan memanfaatkan kode SRAC-COREBN yang dikembangkan oleh JAERI dengan memanfaatkan data nuklida JENDL-3.2/3.3. Kata kunci: small long-life, PWR, refueling, conversion ratio, burn up, ekses reaktivitas, thorium cycle, tight lattice, burnuble poisson, distribusi daya.

I. Pendahuluan Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) dengan menggunakan teras long

life

yang

dengan

berumur

aspek

panjang

beserta

ekonomisnya

cukup

prospektif untuk pembangkit listrik di

32


ISSN 1979-8911

Indonesia. Model PLTN kecil dengan

bahan bakar atau refueling, resistan

daya 100-1000MWt

terhadap

menjadi pilihan

cukup baik untuk memenuhi kebutuhan

Adapun

PLTN

berdaya

dan

cukup

ekonomis.

listrik di kota/provinsi luar pulau JawaBali.

proliferation

Disain teras adalah tahap awal dan salah satu bagian penting dalam tahap

sedang/besar lebih tepat untuk memenuhi

merancang

listik di Jawa-Bali. Pada tanggal 11 maret

menghasilkan sistem PLTN yang aman,

2011,

Fukushima

efektif, efesien dan ekonomis pada waktu

Jepang karena dampak gempa dan

operasi dan energi yang telah ditentukan.

tsunami telah memberikan pelajaran

Oleh

cukup berharga

tentang pentingnya

detail,

memperhitungkan

faktor

berkelanjutan

kecelakaan

nuklir

keselamatan

reaktor

karenanya lengkap,

nuklir

sehingga

dibutuhkan

analisa

komprehensip pada

dan proses

atau safety, khususnya untuk teknologi

perancangannya.

reaktor nuklir generasi IV di masa depan.

dalam

Oleh karenanya, tipe PLTN generasi IV

memperbaiki / menyempurnakan disain

yang akan diperkenalkan harus benar-

reaktor termal kecil berbahan bakar

benar mempunyai karakteristik khusus

thorium

sesuai dengaan situasi dan kondisi

di

sebelumnya sangat penting dilakukan

Indonesia yang notabane mirip seperti

agar dapat memastikan kelayakan dan

Jepang yang merupakan negara yang

kehandalannya. Penelitian ini merupakan

rentan gempa. Setidaknya tipe PLTN di

kelanjutan dari penelitian yang sudah

Indonesia

faktor

dilakukan sebelumnya. Hasil penelitian

manfaat dan kehandalan yang tinggi,

ini diyakini bisa bermanfaat dan dapat

mempunyai kemampuaan inhern safety,

diusulkan sebagai salah satu kandidat

harus

mempunyai

rangka

dari

Penelitiaan-penelitian melanjutkan

beberapa

dan

penelitian

umur operasi panjang tanpa pengisian Page 34


ISSN 1979-8911

PLTN yang akan dikembangkan di

tiga strategi akan untuk mencapai tujuan

Indonesia, khususnya di luar Jawa-Bali.

diatas.

Penelitian ini bertujuan mendesain reaktor

nuklir

termal

masa

depan

Pendisainan teras reaktor akan difokuskan

pada

tinjauan

analisia

generasi IV berdaya 350 MWt berukuran

neutronik dimana analisia lebih dalam

kecil berumur panjang menggunakan

akan dilakukan meneganai karakteristik

thorium sebagai bahan bakar. Reaktor ini

inti atom yag berasal dari bahan bakar

diharapakan memiliki excess reactivity

yang mengalami perubahan komposisi

kecil selama beroperasinya dan faktor

sepanjang reaktor beroperasi sehingga ini

safety yang tinggi. Pemanfaatan siklus

akan

thorium akan menjamin proses burnup

reaktor. Optimasi disain core atau teras

berlangsung lama dan ini merupakan

diterapkan pada PLTN tipe Pressurized

strategi efektif dan efesien yang dapat

Water Reactor (PWR) dengan daya

digunakan sebagai bahan bakar nuklir

350MWt

alternatif disamping uranium. Thorium

dimensi (X-Y-Z). Reaktor dirancang

memiliki faktor kapasitas pembangkit

dalam kondisi kritis dapat beroperasi

yang lebih tinggi dibanding uranium,

selama 10 tahun tanpa pengisian bahan

dengannya

bakar.

karakteristik

reaktor

akan

long-life

core

memiliki (teras

berpengaruh

pada

Disain

pada

geometri

reaktor

kekritisan

teras

tiga

menggunakan

bahan bakar thorium nitrida dimana U-

berumur operasi panjang/lama). Namun

233

demikian, bukan pekerjaan mudah untuk

ditambahkan

menekan ekses reaktivitas pada teras

Adapun cladding menggunaan material

selalu rendah agar

ZIRLO

tetap kritis selama

waktu burnup. Dalam penelitian ini kita

sebagai material

dan

fisilnya

protactinium

yang

(Pa-231).

moderator/pendinginnya

menggunakan air ringan(H20).

fokus pada analisa neutronik dan terdapat Page 35


Studi

awal

ISSN 1979-8911

menunjukkan

maka reaktor membutuhkan internal

tercapainya long-life core untuk reaktor

conversion

ratio

besar

agar

ekses

termal

kecil berbahan bakar thorium

reaktivitas yang dicapai cukup rendah

dengan memanfaatkan material aktinida

selama waktu burnup yang panjang

neptunium dan protactinium. Disamping

tersebut.

itu, penelitian tentang pemanfaatan bahan

Namun disain reaktor termal ber-

bakar thorium oksida pada reaktor kecil

internal conversion ratio cukup tinggi

tipe PWR berumur panjang atau small

termasuk pekerjaan yang tidak mudah.

long life sudah berhasil dilakukan.

Dalam Penelitian ini terdapat tiga strategi

Proses berukuran

disain kecil

reaktor berumur

nuklir panjang

untuk mencapai tujuan diatas yaitu menggunakan

thorium

sebagai

memiliki beberapa masalah saat kondisi

bahanbakar dengan memanfaatkan siklus

power density atau densitas daya standar,

thorium-nya,menambahkan

dimensi

akan

Protactinium-231 sebagai racun bahan

membutuhkan fissile material dengan

bakar serta menggunkan tipe tight lattice

tingkat enricment yang tinggi dan ini

pada sel bahanbakar.

teras

yang

kecil

nuklida

berakibat nilai reactivity swing akan

Pada studi ini akan mencoba

menjadi besar selama proses burnup

meneliti untuk mendapatkan hasil yang

sehingga ini akan berakibat reaktor tidak

optimal

akan tergolong kedalam karakteristik

penelitian sebelumnya yaitu dengan cara,

reaktor

pertama memanfaatkan siklus thorium

nuklir

generasi

IV.

Oleh

sebagai

lebih

optimal pada reaktor kecil yang dapat

nuklida Protactinium-231 yang tepat

beroperasi lama

dalam

pengisian bahan bakar atau refueling,

bahan

kedua

dari

karenanya untuk mendapatkan disain

berkelanjutan tanpa

optimal,

kelanjutan

bakar

memasukkan

dan

ketiga

mengadopsi konsep tight lattice yang Page 36


ISSN 1979-8911

efektif. Oleh karena itu, penelitian ini

(Uranium-235, Uranium-233) bereaksi

bertujuan

mendisain

dengan

bertekanan

(PWR)

reaktor

neutron

termal

dan

hasil

kecil-

reaksinya akan memproduksi unsur-

life)

unsur lain serta menghasillkan energi

berbahan bakar thorium. Adapun strategi

panas dan 2 - 3 neutron baru (Stacey,

burnup yang dipakai dalam studi ini

2006).

berumur

yaitu

panjang

berukuran

air

(small

pemanfaatkan

siklus

long

thorium,

Pressurized

Water

Reactor

penambahan protactinium-231 sebagai

(PWR) atau reaktor air bertekanan adalah

burnable poisson dalam bahan bakar dan

termasuk reaktor nuklir termal yang

pengadopsian konsep tight lattice sampai

menggunakan air ringan (light water)

didapatkan fraksi bahan bakar yang tepat.

baik sebagai moderator maupun coolant. Moderator berfungsi sebagai material

II. Kajian Teori

penahan

untuk

II.1. Pressurized Water Reactor (PWR)

neutron

di

Reaktor

nuklir

dalam

teras

laju

reaktor,

suatu

sedangkan coolant berfungsi sebagai

sistem tempat terjadinya reaksi fisi

penyerap panas hasil reaksi fisi yang

berantai, yang dapat dikendalikan dan

terjadi di dalam teras reaktor. Awalnya

dapat dipertahankan pada laju yang

PWR dirancang oleh Westinghouse Bettis

konstan, sehingga dapat menghasilkan

Atomic Power Laboratory khusus untuk

energi.

keperluan

Bagian-bagian

adalah

memperlambat

penting

pada

kapal

laut

militer

USA.

reaktor nuklir di antaranya yaitu elemen

Kemudian oleh Westinghouse Nuclear

bakar, perisai, moderator dan elemen

Power

kendali (control rod). Syarat terjadi

perancangan PWR komersial. Reaktor

reaksi fisi berantai adalah apabila suatu

PWR komersial pertama di USA adalah

inti unsur yang dapat membelah atau fisil

Shippingport, yang beroperasi hingga

Division,

mulai

dilakukan

Page 37


ISSN 1979-8911

tahun 1982. Reaktor tipe PWR ini

khususnya tipe PWR telah mengalami

merupakan reaktor daya yang paling

perkembangan dari generasi ke generasi

banyak digunakan di dunia, yaitu sekitar

hingga sampai pada generasi IV saat ini.

63 persen. Data IAEA terakhir (tahun

Adapun

2012) menunjukkan dari 435 buah total

untuk reaktor termal kecil berumur

reaktor di dunia, 272 buah diantaranya

panjang, berbahan bakar thorium tertulis

adalah reaktor PWR.

pada tabel II.1

Pada dasarnya, PLTN itu adalah

hasil fisi untuk menghasilkan uap yang diperlukan

untuk

memutar

turbin

generator listrik (lihat Gambar II.1)

terkait

II.3. Analisa Neutronik Pada perhitungan neutronik teras

suatu Pembangkit Listrik Tenaga Uap (PLTU) yang menggunakan panas dari

penelitian-penelitian

reaktor,

hal

dilakukan

terpenting

adalah

yang

membuat

harus suatu

deskripsi fisis yang bersifat analitis dan kuantitatif mengenai keadaan neutron di dalam teras reaktor. Keadaan neutron yang

dimaksud

neutron,

mencakup

distribusi

populasi

neutron,

energi

neutron, kerapatan neutron, fluks neutron dan

lain

membahas

sebagainya. hal-hal

Teori

tersebut

sebagai teori transport neutron. Gambar II.1 Pressurized Water Reactor (PWR)

Reaktor termal berpendingin air ringan atau Light Water Reactor (LWR),

tetapi,

persamaan

transport

yang dikenal Akan adalah

persamaan yang relatif sulit untuk dicari solusinya.

Oleh

karena

dilakukan

beberapa

misalnya

aproksimasi

itu

dapat

penyederhanaan, difusi.

Untuk Page 38


ISSN 1979-8911

menurunkan persamaan difusi multigrup,

sehingga energinya berubah dan

kita

keluar dari interval energi grup g

dapat

menggunakan

konsep

keseimbangan neutron (neutron balance)

Dalam keadaan steady state, persamaan

Berdasarkan

difusi multigrup akan menjadi:

konsep

keseimbanganneutron tersebut terdapat

- Ñ .Dg Ñ f g + å f g = Rg

dua faktor yang menambah jumlah

χg keff

å

v

gi

gi

å

f

gi

fg i

+å

gi

å

f

sgg i

gi

(II.4)

neutron dalam suatu grup: Solusi untuk persamaan difusi dua grup 1. neutron muncul dalam grup g dari masih bisa dilakukan secara analitik, sumber neutron, sumber neutron ini tetapi untuk persamaan yang lebih dari terutama dihasilkan dari reaksi fisi dua

grup

diperlukan

penyelesaian

nuklir secara

numerik.

Solusi

persamaan

2. neutron dengan sembarang energi difusi dua dimensi multigrup secara mengalami reaksi hamburan nuklir numerik dapat diselesaikan dengan (scattering),

sehingga

energinya metode numerik beda hingga SOR

berubah dan termasuk dalam interval (successive over relation). Caranya, energi grup g. pertama persamaan difusi diintegralkan Terdapat 3 faktor yang mengurangi terhadap volume silinder. jumlah neutron dalam suatu grup, yaitu: Bentuk persamaan difusi bila 1. kebocoran neutron, yaitu neutron dituliskan dengan metode numerik beda keluar dari teras reaktor hingga (finite-difference) untuk suatu 2. absorpsi, yaitu neutron diserap oleh elemen ruang berindeks i (arah radial) material di dalam teras reaktor dan j (arah aksial) adalah 3. neutron dalam grup g mengalami -

reaksi hamburan nuklir (scattering),

òÑD i, j

g

Ñ f g . dA + å f

i, j g

V i, j =

χg k

å

gi

υ

gi

å

f

i, j gi

V i, j + å

gi

å

Page 39

f

sg i

g

V i, j


ISSN 1979-8911

Dengan memasukkan syarat batas pada seluruh ruang maka persamaan di atas

å å i, j

k ( 1 ) = k (0)

å å

sehingga

persamaan

difusi

å

å

langkah

i, j( 1 ) g

V i, j

f f

i, j( 0 ) i, j V

gi

2

sampai

terhadap

deplesi

=S

f

dengan S adalah

II.4. Analisa Burnup Perhitungan

komponen suku sumber neutron. Fluks neutron dan harga keff dapat diketahui dari pemecahan persamaan tersebut dengan menginverskan matriks M, dengan mengikuti langkah-langkah

bahan bakar melibatkan beberapa jenis proses

nuklir.

Pertama

perhitungan

dilakukan dengan menyelesaian terlebih dahulu persamaan difusi multigrup untuk mendapatkan fluks neutron. Kemudian

sebagai berikut: 

gi

gi

konvergen

multigrup menjadi : M

 Ulangi

υ

gi

i, j

akan berbentuk matriks pentadiagonal M,

υ

gi

Tebak harga

f (0)

baru menyelesaikan persamaan burnup,

dan k(0),

yaitu pemecahan densitas inti sebagai

 Hitung sumber neutron

fungsi waktu dan posisi (fluks neutron perlu diketahui). S(0) =

χg k(0)

å

gi

υ

gi

å

f

i, j( 0 ) g

+å

gi

å

f

i, j( 0 ) g

Persamaan

kecepatan

reaksi

menggambarkan densitas jumlah inti.  Hitung

dengan

Andaikan NA (r,t) adalah densitas untuk

menyelesaikan matriks pentadiagonal

nuklida jenis A, maka persamaannya

dengan menggunakan metode SOR

menjadi:

sampai konvergen  Hitung

f (0)

é dN A A = - λ A N A - êå σ ag f êg dt ë

g

ù é úN A + λ B N B + êå σ Cλg f ú êg û ë

g

ù úN C (II.5 ) ú û

dengan: λA N A

= peluruhan radioaktif dari A Page 40


é ù êå σ agA f g úN A êg ú ë û

ISSN 1979-8911

berupa sebuah reaktor yang mempunyai = tangkapan neutron periode pengisian bahan bakar (refuelling

oleh A λB N B

period) yang lama yaitu 10 tahun.

= peluruhan dari B ke A

é êå σ Cλg f êg ë

ù ú g úN C û

ini menggunakan program SRAC dengan = perpindahan dari C ke sumber data nuklida JENDL-3.3/4.0

A melalui tangkapan neutron

yang dikembangkan oleh JAEA-Jepang.

Sehingga persamaan burnup untuk setiap material adalah: dN i =dt

Ni

Perhitungan neutronik dalam penelitian

(λi + σ a ,i f )N i + å

Dengan

memanfaatkan

tersebut, S m ,i N i (II.6 )

m

= densitas atom inti ke-i

λi

= konstanta peluruhan

σ a,i

= penampang lintang absorpsi

data

program SRAC

nuklida

ini

dapat

digunakan untuk melakukan perhitungan (II.10) sel bahan bakar, burnup dan teras (core) pada

desain

reaktor

PWR

yang

dirancang.

mikroskopik

Tabel

1

menunjukkan

spesifikasi dari sel bahan bakar. Optimasi

f

= fluks neutron

dilakukan

pada

beberapa

jenis

S m,i

= kecepatan produksi inti ke-i

konsentrasi U-233 dari 2 w/o sampai 10 w/o dengan interval 0.2 w/o. Teras

dari inti ke-m

didesain dalam bentuk tiga dimensi X-YIII.Metodologi Penelitian

Z dan dibagi menjadi tujuh region, enam

Penelitian ini dilakukan dalam

region untuk bahan bakar dan satu region

dua bagian. Bagian pertama terkait

sebagai

dengan analisa neutronik perilaku reaktor

bahan bakarnya teras berisi tiga tipe

pada teras reaktor. Bagian kedua adalah

bahan bakar dengan variasi konsentrasi U

analisa

dan percentage protactinium (Pa) yang

burnup.

Rancangan

tersebut

reflector.

Berdasarkan

jenis

Page 41


ISSN 1979-8911

berbeda dan variasi fraksi bahan bakar

dan mengatur konfigurasi konsentrasi

yang berbeda dari 35% sampai 60%.

233

Selain itu, melalui optimasi ini pula, kita

untuk setiap region-nya.

mencoba

untuk

mengurangi

231

U dan persentase

Pa yang tepat

ukuran

geometri teras sekecil mungkin sampai mendapatkan hasil yang optimal.

rf= 6.12 rclad= ½ Pitch=

Tabel 1 Parameter dan spesifikasi umum desain reaktor Parameter Spesifikasi Bahan bakar thorium-uranium

rf= 6.12 rclad= ½ Pitch=

dioksida, thoriumuranium nitrida & Struktur

thorium-uranium Zircalloy dan

Coolant Tipe sel Bahan bakar Smear Density Densitas

ZIRLO air (H2O) square cell 90 % T.D. 9.64

Fraksi bahan bakar Fraksi Moderator Pitch

(Th,U)O2 ; 35-60% 10% 1.4 cm

g/cm3

Gambar 1 Model sel bahanbakar tipe square dan model teras X-Y PWR

Jadi, optimasi desain sel bahan bakar dan teras reaktor PWR akan mencakup

optimasi

teras

reaktor

memanfaatkan thorium cycle, variasi

Akhirnya, analisa neutronik akan

fraksi bahan bakar, power density atau

dilakukan terhadap keadaan teras selama

daya termal keluaran akan dilakukan.

reaktor beroperasi (burnup), khususnya

Kemudian

faktor

radial diupayakan sampai mendapatkan

multiplikasi

reaktivitasnya.

Selain

dan itu,

ekses agar

flattening

distribusi

daya

nilai power peaking kecil.

dihasilkan plot distribusi daya termal

Perhitungan difusi multigrup pada

datar (power flattening) dan mempunyai

geometri tiga dimensi X-Y-Z dilakukan

power peaking yang kecil, kita harus

menggunakan software SRAC-COREBN

mengoptimasi besar-kecil region teras

dengan menggunakan data nuklida dari Page 42


ISSN 1979-8911

JENDL-3.3/4.0. SRAC akan melakukan

parameter atau

perhitungan sampai menghasilkan data

paramatric survey yang akan dilakukan

penampang lintang mikroskopik dan

dalam penelitian ini adalah penentuan

makroskopik

masing-masing

karakteristik dari bahan bakar thorium

material teras reaktor. Adapun skema

saat kondisi tight lattice dan burnable

perhitungannya yaitu pertama SRAC

poisson ditambahkan.

dari

paramatric survey .

akan melakukan perhitungan sel dan

Survei parameter untuk reaktor tipe

burnup untuk setiap sel bahan bakar,

PWR kecil berdaya 350 MWt berumur

kemudian

panjang

dihomogenisasi

dan

di-

telah

dilakukan.

Standar

colappsed berdasarkan grup yang telah

parameter ditunjukkan pada tabel 2.

ditentukan. Perhitungan tersebut terus

Dalam studi ini pemanfaatan thorium

berulang

banyaknya

oksida, karbida dan nitrida anak diteliti

burnup yang diinginkan dan sel bahan

pada beberapa variasi fraksi bahan bakar.

bakar

sesuai

yang

disimpan

dengan

terlibat, dalam

hasilnya User

akan

Tabel 2. Parametrik survei

Library.

Kemudian, data makroskopik dari User Library akan digunakan sebagai data

Parameter

Specification

Thermal Power

350 MWt

Refueling period

10 tahun

Fuel

Th-Pa-U oxide,

pada program COREBN untuk mencari

Th-Pa-U carbide,

faktor

Th-Pa-U nitride

multiplikasi,

distribusi

power

reaktivitas

density

dari

dan teras

Cladding

Zircalloy dan ZIRLO

reaktor.

IV. Hasil Penelitian dan Pembahasan Dalam penentuan bahan bakar yang akan digunakan perlu dilakukan survei

Coolant/moderator

Air ringan (H2O)

Fuel density

9.64 g/cm3 (Th oxide) 10.6 g/cm3 (Th carbide)

Page 43


ISSN 1979-8911

11.6 g/cm3 (Th

memberikan

nitride)

sedikit

fraksi

sehingga

moderator akan

lebih

mengurangi

U-233 percentage

3.0%- 8.0%

Burnable Poisson

0.2%-7.0% Pa-231

Smear Density

90 % T.D

lingkungan energi termal dalam proses

Water density

0.64 g/cm3

reaksi fisi yang terjadi pada teras.

Pin cell geometry

square cell

Fuel fraction

60%

Pin Pitch

1.4 cm

produksi

neutron

termoderasi

ke

Fig.2 k-inf selama waktu burn-up untuk thorium oksida dengan 4.8% U-233 5untuk fraksi bahan bakar yang berbeda. Fig.3 k-inf selama waktu burn-up untuk uranium oksida dengan 4.8% U-235 untuk fraksi bahan bakar yang berbeda

Bahan bakar oksida dengan fuel fraction Berdasarkan Fig.2 dan Fig.3 juga

lebih tinggi menghasilkan pola k-inf

kita dapat lihat bahwa bahan bakar Fuel Volume Fraction UO2

thorium lebih baik dari pada bahan

1.6

bakar uranium, ini menunjukkan

1.5 Vf35 Vf40 Vf45 Vf50 Vf55 Vf60

1.4 1.2 1.1 1 0.9 0.8 0

2

4

6

8

10

12

year

k -in f

k -in f

1.3

burnup lebih baik selama waktu burnup yang panjang tanpa refueling atau fuel

Fuel Volume Fraction (Th,U)O2

1.6 1.5 1.4 1.3 1.2 1.1 1 0.9 0.8

Vf35 Vf40 Vf45 Vf50 Vf55 Vf60

0

2

4

6

8

10

year

shuffling seperti terlihat pada Fig.2 dan Fig.3. Penggunaan 4.8% U-233 dengan

thorium lebih unggul

fraksi bahan bakar 60% memberikan pola

uranium di lingkungan energi termal. k-

burnup yang relatif flat atau dengan kata

inf pada bahan bakar thorium selama

lain ekses reaktivitas yang didapat lebih

waktu burnup lebih tinggi daripada bahan

kecil,

bakar uranium.

karena

tight

lattice

praktis

dibandingkan

Page 44

12


ISSN 1979-8911

Pengaruh bahan bakar thorium oksida,

cladding

karbida

bahan

dibandingkan bahanbakar menggunakan

cladding Zircalloy dan ZIRLO terhadap

Zircalloy. ZIRLO mengandung Zr, 1 w/o

kinerja

Nb, 1 w/o Sn dan 0.1 w/o Fe yag

dan

nitrida

parameter

dengan

neutronik

selama

ZIRLO

cukup

lebih

baik

memiliki penampang lintang hamburan (scattering cross section) tinggi. Adapun

1.054

ThC_ZIRLO ThN-ZIRLO

1.05

ekses

ThO2-ZIRLO

reaktivitas

dari

bahan

bakar

ThC

1.046

karbida sedikit lebih baik dibandingkan

k -in f

ThN ThO2 1.042

oksida, sedangkan bahan bakar nitrida 1.038

yang memiliki densitas bahan bakar 1.034 0

2

4

6

8

10

tinggi dan konduktivitas termal cukup

year

baik menunjukkan pengurungan yang 1.2 0.2% Pa 0.4% Pa 0.6% Pa 0.8% Pa 1% Pa 1.2% Pa 1.4% Pa 1.6% Pa 1.8% Pa

1.15

k -in f

1.1 1.05 1 0.95

paling

signifikan

terhadap

ekses

reaktivitas selama waktu burn up. Fig.5

Pengaruh 3% U233-Pa231 pada

perubahan k-inf selama burn-up untuk bahan bakar thorium nitrida

0.9 0

2

4

6

8

10

12

year

14

Penambahan bahan protaktinium yang

waktu operasi burn up terlihat pada Fig.

mempunyai penampang lintang capture

4.

besar sebagi racun bahan bakar cukup

Fig.4 k-inf selama waktu burn-up untuk thorium oxide, thorium carbide dan thorium nitride dengan bahan cladding Zircalloy dan ZIRLO

efektif

menekan

k-inf

di

awal

operasi.Pengaruh Pa-231 terhadap faktor multiplikasi infinit selama waktu burnup

Ekses

reaktivitas

dari

bahan

bakar

oksida, karbida dan nitrida dengan bahan

untuk U-233 sebesar 3% pada thorium nitrida ditunjukkan pada Fig.5. Bahan Page 45


ISSN 1979-8911

bakar nitrida dengan presentase U-233 dan

jumlah

Pa-231

lebih

tinggi

menghasilkan pola kinf-burnup lebih baik untuk waktu lama tanpa refueling or fuel shuffling. Optimasi long life PWR berdaya 350 MWt selama 5 tahun tanpa refueling atau

dengan 5% U-233 dan 2.8% Pa-231,

Fig.6 perubahan faktor multiplikasi efektif selama burnup untuk long life PWR berdaya 350 MWt tanpa refueling atau fuel shuffling

6%U-233 dan 4.2% pa231, 7% U233

Hasil optimasi PWR berdaya 350 MWt

dengan 6% Pa-231 memberikan hasil

PWR menunjukkan penambahan 4%-

ekses

4.2% of Pa-231 dalam konfigurasi ini

fuel shuffling pada bahanbakar thorium

reaktivitas

berbeda

yang

ditunjukkan pada Fig.6 Hasil

memberikan excess reactivity sekitar 1% bahwa

dk/k selama 10 tahun burnup tanpa

penggunaan 5% U-233 & 2.8% Pa-231

refueling atau fuel shuffling. Sedangkan

dan

Pa-231

penambahan 4.4% Pa-231 memberikan

memberikan ekses reaktivitas sekitar 1%

excess reactivity 0.5% dk/k selama 10

dk/k. Namun demikian, penggunaan 7%

years operasi burn up .

6%

menunjukkan

U-233

&

4.2%

U-233 & 6% Pa-231 memberikan ekses reaktivitas lebih rendah sekitar dk/k

0.5%

Fig.7 menunjukkan teras PWR kecil berumur panjang berdaya 350 MWt dengan campuran bahan bakar thorium nitrida 5% U-233 & 3% Pa-231, 6% U233 & 4.4% Pa-231 dan 7% U-233 & 3% Pa-231 telah berhasil dilakukan untuk waktu optimal operasi 6 tahun dengan Page 46


ISSN 1979-8911

mengurangi excess reactivity sampai

karbida.Kemudian optimasi PWR kecil

dengan 0.5 % Fig.7 dan Fig.8

berdaya 350 MWt berumur panjang

Fig.6

berbahan

bakar

thorium

nitrida

menghasilkan excess reactivity rendah 1.025

0.5% dk/k. Optimasi teras long-life PWR

1.02 1.015

k-e ff

1.01

untuk menganalisa aspek burn-up dan

1.005 1

distribusi daya juga perlu dilakukan agar

0.995 0.99 0

1

2

3

4

5

6

7

dapat beroperasi 10 tahun atau lebih.

Burn up (year)

Fig.7 faktor multiplikasi efektif selama burnup untuk long life PWR berdaya 350 MWt untuk teras heterogen

VI. Daftar Pustaka 1. Yuli Astuti and Zaki S (2005): Preliminary design study of 40-

V. Kesimpulan 100MWth Small PWR Using ThoriumAnalisa neutronik untuk PWR berukuran Uranium Based Fuel, Tokyo Tech kecil berumur panjang menggunakan COE INES – Indonesia International bahanbakar

Thorium

dengan Symposium, Bandung, Indonesia.

penambahan

protactinium

telah 2. Topan S. D. and Zaki S (2005) :

dilakukan. Strategi pemanfaatan siklus Neutronic Study Design of Very Small thorium, bahanbakar yang tight lattice Long Life PWR with (Th,U)O2 Fuel, dan penambahan protactinium dapat Tokyo Tech COE INES – Indonesia menghasilkan teras berumur panjang International Symposium, Bandung, dengan pengurangan excess reactivity Indonesia. selama waktu optimum operasi 6 tahun. 3. M. Nurul S . and Zaki S (2005): Dalam sistem bahan bakar thorium, Design Study of Small Long Life Th-U reactivity swing dari bahan bakar nitrida Fueled PWR”, Tokyo Tech COE lebih

baik

daripada

okisda

dan Page 47


INES

–

Indonesia

ISSN 1979-8911

International

Symposium, Bandung, Indonesia.

Progress in Nuclear Energy, Vol.50 p.152-156

4. Topan S. D. , M. Nurul S .,Yuli Astuti

9. Sidik Permana et al.(2008): Study on

and Zaki S (2005): Neutronic Design

feasibility of large and small water

Study of Small Long-live PWR with

cooled thorium breeder reactor in

(Th,U)O2

equilibrium

Fuel,

Proceedings

of

GLOBAL 2005 , Tsukuba, Japan 5. Nikitin,

K.,et al.(2001): Long-life

states,

Progress

Nuclear Energy, Vol.50 p.320-324 10. Waris, A., et al.(2010): Study on

water cooled small reactor with U-

equilibrium

Np-Pu

thorium-plutonium-minor

fuel,

J.Nucl.Sci.Tecnology,

Vol. 38 p.511-516

in

characteristics

of

actinides

mixed oxides fuel in PWR, Proc. Int.

6. J.Stephen Herring,et al.(2001): Low

Conf.

On

Advances

in

Nuclear

cost, proliferation resistant, uranium-

Sciences and Engineering (ICANSE),

thorium dioxide (ThO2-UO2) fuels for

3-4

light

Indonesia, 2009.

water

reactors,

Nuclear

Engineering and Design, Vol.203 p.65 – 85

November,

2009,

Bandung,

11. Juraj Breza et al.(2010): Study of thorium

advanced

fuel

cycle

7. Vladimir Barchevtsev, et al. (2002) :

utilization in light water reactor

Potential to approach the long-life

VVER-440, Annals of Nuclear Energy

core in a light water reactor with

Vol.37 p.685–690

uranium oxide fuel , Annals of

12. Haileyesus

Tsige-Tamirat(2011):

Nuclear Energy, Vol.29 p.595–608

Neutronic assesment of the use of

8. Iyos Subki,et al.(2008): The utilization

thorium fuels in current pressurized

of thorium for long-life small thermal

water reactors,Progress in Nuclear

reactors without on-site refueling,

Energy Vol.53 p 717-721 Page 48


ISSN 1979-8911

13. Report of Japanese Government to IAEA

Ministerial

Conference

on

Nuclear Safety - Accident at TEPCO's Fukushima Nuclear Power Stations, 2011 14.

Zaki Su’ud(2003): “The Role of

Energy

in

Indonesia

in

21st

Century”,GENES4/ANP2003,1227 15.

IAEA International Status and

Prospects for Nuclear Power, 2012 16.

James J. Duderstadt and Louis J.

Hamilton(1976):

Nuclear

Reactor

Analysis.: John Wiley & Sons 17.

Neil E. Todreas and Mujid S.

Kazimi(1990): Nuclear System II Element

of

Thermal

Hydraulic

Design. United States of America: Hemisphere Publishing Corporation 18. Stacey,

W.M.(

2001):

Nuclear

Reactor Physics, John Wiley & Sons

Page 49

STUDI DESAIN REAKTOR AIR BERTEKANAN (PWR) BERUKURAN KECIL BERUMUR PANJANG BERBAHAN BAKAR THORIUM

Recommend Documents