Kembali
Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir XVII, Agustus 2006 (145-155)
STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi YANG HANYA MEMERLUKAN INPUT URANIUM ALAM DALAM SIKLUS OPERASINYA Rida Siti NM dan Zaki Su’ud*
ABSTRAK STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN PB-BI YANG HANYA MEMERLUKAN INPUT URANIUM ALAM DALAM SIKLUS OPERASINYA. Pada penelitian ini telah dilakukan studi disain sebuah reaktor cepat yang dalam siklus operasinya hanya memerlukan masukan berupa bahan bakar berbasis uranium alam. Dalam disain ini teras reaktor dibagi dalam beberapa bagian dengan volume yang sama. Selanjutnya pada bagian paling tengah ditempatkan bahan bakar berbasis uranium alam. Di sebelah luarnya diletakkan bahan bakar dengan kandungan plutonium yang lebih besar. Demikianlah semakin keluar kandungan plutonium masing-masing bagian teras dbuat semakin besar. Daerah dengan bahan bakar uranium alam dapat juga diletakkan di daerah paling luar. Pengaturan kandungan plutonium di masing-masing bagian mempertimbangkan kriteria bahwa kandungan pluonium di suatu bagian teras pada akhir satu siklus harus sama dengan kandungan plutonium yang diperlukan untuk memulai siklus operasi baru pada bagian tepat di luarnya. Dengan demikian pada akhir setiap siklus maka yang diperlukan adalah memindahkan bahan bakar dari satu bagian teras ke bagian di luarnya, sedangkan bagian paling luar diambil untuk pemrosesan ulang dan bagian paling tengah diisi bahan bakar berbasis uranium alam. Sebagai sampel telah diperoleh beberapa hasil untuk pembagian 4-5 bagian dengan perhitungan menggunakan kode komputer SRAC dan FI-IB CH1. Reaktor cepat berpendingin Pb-Bi ini memiliki umur satu siklus selama 15-20 tahun per sub siklus.
ABSTRACT DESIGN STUDY OF PB-BI COOLED FAST REACTORS WHICH FUEL CYCLE INPUT IS NATURAL URANIUM. In this study conceptual design study of Pb-Bi cooled fast reactors which fuel cycle need only natural uranium input has been performed. In this design the reactor cores are subdivided into several parts with the same volume. The region with natural uranium is put in the central core while the outer region is arranged with increasing plutonium content. But in some cases region with natural uranium content can be put in the most outer part of the core. The arrangement of the plutonium content consider the criteria that the fuel in the certain part must be fit for fresh fuel in the next higher enrichment region. Therefore at the end of a long life operation we just need to supply natural uranium fuel to the blanket region and move other regions properly to the next regions. As an example using SRAC and FI-ITB CH code system we have a core with 15-20 years life time per sub cycle.
*
KK Nuklir dan Biofisika, FMIPA ITB,Gedung Fisika, Jl. Ganesha 10, Bandung 40132 Telp. 022-2500834, Fax. 022-2506452, Email:
[email protected]
145
Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir XVII, Agustus 2006 (145-155)
PENDAHULUAN Permasalahan pengayaan uranium yang dilakukan Iran dan menimbulkan krisis internasional menarik untuk kita cermati. Salah satu alasan Iran bersikeras mengembangkan sistem pengayaan uraniumnya sendiri adalah agar terjamin suplai bahan bakar Nuklir bagi PLTN yang akan dibangunnya. Iran khawatir bila suatu waktu setelah membangun PLTN beberapa buah jalur suplai bahan bakar nuklir dapat terganggu oleh kondisi politik internasional. Pada penelitian ini dilakukan studi awal untuk melihat kemungkinan meracang reaktor cepat yang setelah dilakukan start-up maka untuk selanjutnya hanya memerlukan suplai bahan bakar berupa bahan fertile seperti uranium alam atau thorium alam. Secara umum reaktor dibagi menjadi beberapa bagian dengan volume tiap bagiannya sama. Selanjutnya setelah satu periode operasi tertentu maka dilakukan proses pemindahan bahan bakar. Bahan bakar fertile masuk ke teras sedang bagian lain bergeser satu tahap. Gambaran lebih rinci dapat dilihat pada bagian konsep disain. Keuntungan dari konsep ini adalah bahwa kita dapat menyediakan bahan bakar nuklir sendiri tanpa memerlukan proses pengayaan uranium yang dapat mengundang kontroversi internasional seperti pada kasus Iran.
KONSEP DESAIN Dalam studi ini digunakan teras reaktor berbentuk silinder yang dibagi menjadi beberapa bagian dengan ukuran volume yang sama sepert tampak pada gambar berikut. Awal Operasi Akhir Operasi
C:X3 B:X2 A:X1
Urani um alam
C:X2 B:X1
A:0 (a)
( b)
input
Gambar 1. Deskripsi teras reaktor yang digunakan dalam studi ini
146
Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir XVII, Agustus 2006 (145-155)
Pada gambar 1.a teras reaktor aktif dibagi menjad 4 bagian : Bagian A di bagian paling tengah dengan isi berupa bahan fertil uranium alam. Bagian B, diisi bahan bakar dengan pengayaan x1, bagian C diisi bahan bakar dengan pengayaan x2, dan bagian D diisi bahan bakar dengan pengayaan 3, dengan x3>x2>x1. Setelah satu perioda operasi reaktor (misal 5-20 tahun) maka akumulasi plutonium di bagian teras A sudah setara x1, di bagian teras B plutonium telah menjadi x2 dan di bagian teras C plutonium telah menjadi x3. Dengan demikian maka bagian teras A, B dan C dipindahkan satu tahap ke bagian luarnya (yang semula ditempati B, C dan D), sedang bagian tengah diisi bahan bakar fertil uranium alam yang baru. Dengan demikian reaktor ini siap menjalani tahap operasi berikutnya. Dalam studi ini pengkajian dilakukan dalam tiga tahap. Pada tahap pertama dilakukan survei parameter untuk mengetahui karakteristik beberapa parameter dominan. Parameter penting yang dipelajari diantaranya adalah lebar tiap bagian teras, kerapatan daya rata-rata teras, dan tinggi teras. Selanjutnya dilakukan optimasi tahap satu dengan tanpa memasukkan komponen hasil belah (FP) di awal operasi, dan tahap ketiga optimasi dengan memasukkan komponen hasil belah (FP) di awal operasi.
METODA PERHITUNGAN Dalam studi ini dilakukan perhitungan 2 dimensi multigrup difusi yang digabungkan dengan perhitungan burnup. Dalam implementasinya digunakan kode komputer SRAC dan FI-ITB CH dalam analisa ini. Formulasi matematis perhitungan ini adalah sebagai berikut:
Persamaan difusi multigrup dalam keadaan tunak:
G xg G ν − ∇, D9∇Ψ9 (r , t) + ∑rg Ψg (r , t) = ∑ ∑ Ψg1 (r , t) 1 Ψ 1 (r , t ) + ∑ ∑ 1 fg g sg →g 1 1 g =1 keff g =1
(1)
Dengan keterangan indeks: g : menunjukkan nomor grup energi. D : konstanta difusi Σr : penampang lintang makroskopik removal Σs : penampang lintang makroskopik hamburan Σf : penampang lintang makroskopik fisi v : jumlah rata-rata netron yang dihasilkan tiap fisi φ : fluks netron χg : banyaknya netron hasil fisi yang terlahir ke grup g keff : faktor multiplikasi
147
Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir XVII, Agustus 2006 (145-155)
Persamaan ini dikenal sebagai persamaan multigrup difusi dan perlu dipecahkan untuk mendapatkan distribusi netron dan daya reaktor di teras.
Analisa Burn up Selanjutnya untuk mendapatkan informasi perubahan komposisi bahan bakar maka dilakukan analisa burnup. B
Decay
+n A
+n
Decay
C Gambar 2. Bagan analisa burnup Secara matematis :
dN A = −λ A N A − ∑ σ agA φ g N A + λ B N B + ∑ σ cgC φ g N C dt g g
(2)
di mana :
λA NA A ∑ σag φg N A g λB NB C ∑ σ cg φ g N C g
hilang karena peluruhan radioaktif A hilang karena tangkapan neutron oleh A masuk karena peluruhan dari B ke A masuk karena perpindahan dari C ke A melalui tangkapan
neutron Ini diterapkan terhadap keseluruhan reaksi inti transuranium yang relevan sebagaimana yang ditunjukkan dalam gambar 2. Persamaan burnup merupakan persamaan differensial orde 1 terkopel dan biasanya dipecahkan bergantian dengan persamaan difusi multigrup. Fluks netron dari hasil difusi multigrup digunakan untuk melakukan analisa burnup, selanjutnya perubahan komposisi akibat persamaan burnup pada gilirannya perlu dimasukkan dalam perhitungan kembali konstanta-konstanta difusi, penampang lintang reaksi, dsb. Jumlah inti berat yang dilibatkan adalah 29 mulai dari U-234 sampai Cm-249.
148
Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir XVII, Agustus 2006 (145-155)
HASIL PERHITUNGAN DAN PEMBAHASAN Pada tahap pertama dilakukan survei parameter dengan parameter dasar sebagai berikut: Tabel 1 : Parameter teras acuan untuk survei parameter
Parameter
Nilai
Power Bahan Bakar Enrichment (reg. A/B/C/D) Coolant Tinggi teras aktif Radius teras aktif
600 MWth (acuan) UN-PuN 0% / 6% / 8% / 10% Pb-Bi 150 cm (acuan) 100 cm (acuan)
Pada survei parameter pertama harga daya divariasi dengan parameter lain tetap sehingga hasilnya kerapatan daya berubah. Hasilnya dapat dilihat pada Gambar 3 dan Tabel 2. Parameter : power density 1.1 1.05 Series1
Keff
1
Series2
0.95
Series3
0.9
Series4
0.85 0.8 1
3
5
7
9
11
13
15
Burnup time (year)
Gambar 3. Perubahan keff sepanjang burnup untuk berbagai harga daya : 200 MWt (seri 1), 400MWt (seri 2), 600 MWt (seri 3) dan 800 MWt (seri 4)
149
Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir XVII, Agustus 2006 (145-155)
Tampak bahwa kenaikan kerapatan daya akan menyebabkan faktor multiplikasi naik lebih cepat. Hal ini disebabkan terutama oleh rasio produksi dibanding destruksi Pu241 karena di awal dimuat plutonium dari PWR. Pada tabel 2 ditunjukkan perubahan jumlah bahan fisil yang telah dikalibrasi ke Pu-239. Tampak dari Tabel 2 bahwa dengan kenaikan kerapatan daya maka akumulasi plutonium di teras bagian A menjadi lebih tinggi akibat fluks netron yang semakin tinggi sehingga reaksi penangkapan netron oleh U-238 lebih tinggi lajunya. Demikian juga untuk bagian B, C dan D tampak bahwa kenaikan kerapatan daya meningkatkan laju produksi bahan fisil (plutonium). Tabel 2. Perubahan komposisi bahan fisil (relatif terhadap Pu-239) untuk parameter daya / kerapatan daya Region A
Region B
Region C
Region D
Daya (MW)
awal
Akhir
200
1.35E+20
5.22E+20
400
1.35E+20
8.89E+20
600
1.35E+20
800
1.35E+20
awal
akhir
awal
akhir
awal
akhir
1.23E+21
1.58E+21
1.60E+21
1.83E+21
2.00E+21
2.03E+21
1.23E+21
1.84E+21
1.60E+21
1.99E+21
2.00E+21
2.13E+21
1.23E+21
1.23E+21
1.98E+21
1.60E+21
2.07E+21
2.00E+21
2.17E+21
1.53E+21
1.23E+21
2.05E+21
1.60E+21
2.09E+21
2.00E+21
2.19E+21
Namun tentunya kenaikan kerapatan daya akan meningkatkan harga burnup di akhir periode operasi. Selanjutnya hasil survei parameter radius teras ditunjukkan pada Gambar 4 dan Tabel 3. Tampak bahwa peningkatan radius (dengan kerapatan daya yang tetap) meningkatkan faktor muliplikasi akibat jumlah bahan fisil yang lebih banyak. Namun dari pertumbuhan bahan fisil (plutonium) maka terjadi penurunan dengan bertambahnya radius untuk region A. Sedangkan untuk region B, C dan D relatif tak berubah.
150
Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir XVII, Agustus 2006 (145-155)
Parameter: Region width 1.2 1 Series1
Keff
0.8
Series2
0.6
Series3
0.4
Series4
0.2 0 1
3
5
7
9
11
13
15
Burnup time (year)
Gambar 4. Perubahan keff sepanjang burnup untuk berbagai harga radius teras : 80 cm (seri 1), 90 cm (seri 2), 100 cm (seri 3) dan 110 cm (seri 4) Tabel 3. Perubahan komposisi bahan fisil (relatif terhadap Pu-239) untuk parameter daya / kerapatan daya Radius Teras (cm)
Region A
Region B
Region C
Region D
awal
akhir
awal
Akhir
awal
akhir
awal
akhir
80
1.35E+20
1.49E+21
1.23E+21
1.97E+21
1.60E+21
2.05E+21
2.00E+21
2.17E+21
90
1.35E+20
1.36E+21
1.23E+21
1.98E+21
1.60E+21
2.06E+21
2.00E+21
2.17E+21
100
1.35E+20
1.23E+21
1.23E+21
1.98E+21
1.60E+21
2.07E+21
2.00E+21
2.17E+21
110
1.35E+20
1.10E+21
1.23E+21
1.98E+21
1.60E+21
2.07E+21
2.00E+21
2.18E+21
Selanjutnya hasil survei parameter tinggi teras ditunjukkan pada Gambar 5 dan Tabel 4.
151
Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir XVII, Agustus 2006 (145-155)
Parameter : Axial heigh 1.1 1.05 Series1
K eff
1
Series2
0.95
Series3
0.9
Series4
0.85 0.8 1
3
5
7
9
11
13
15
Burnup time (year)
Gambar 5. Perubahan keff sepanjang burnup untuk berbagai harga tinggi teras: 130 cm (seri 1), 140 cm (seri 2), 150 cm (seri 3) dan 160 cm (seri 4) Tabel 4. Perubahan komposisi bahan fisil (relatif terhadap Pu-239) untuk parameter daya / kerapatan daya Tinggi Teras (cm
Region 1
Region 2
Region 3
Region 4
awal
akhir
awal
akhir
awal
akhir
awal
akhir
130
1.35E+20
1.24E+21
1.23E+21
1.98E+21
1.60E+21
2.06E+21
2.00E+21
2.17E+21
140
1.35E+20
1.23E+21
1.23E+21
1.98E+21
1.60E+21
2.06E+21
2.00E+21
2.17E+21
150
1.35E+20
1.23E+21
1.23E+21
1.98E+21
1.60E+21
2.07E+21
2.00E+21
2.17E+21
160
1.35E+20
1.22E+21
1.23E+21
1.98E+21
1.60E+21
2.07E+21
2.00E+21
2.18E+21
Tampak bahwa peningkatan tinggi teras (dengan kerapatan daya yang tetap) meningkatkan faktor muliplikasi akibat jumlah bahan fisil yang lebih banyak. Adapun untuk pertumbuhan bahan fisil (plutonium) maka harganya relatif stabil dengan bertambahnya radius untuk semua daerah. Dari hasil survei parameter di atas tampak bahwa hanya kerapatan daya yang tinggi saja yang memungkinkan realisasi teras dalam studi ini. Namun sebuah terobosan langkah dilakukan dengan meletakkan blanket di bagian paling luar dan
152
Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir XVII, Agustus 2006 (145-155)
bagian lainnya dipindahkan ke dalam. Dengan ini dan selanjutnya dengan memasukkan bahan hasil belah (FP ) di awal siklus sesuai kondisi masing-masing bagian diperoleh salah satu hasil yang memenuhi kriteria disain seperti ditunjukkan dalam tabel 6 berikut. Tabel 6 : Parameter teras dengan mempertimbangkan FP Parameter
Nilai
Power Bahan Bakar Enrichment (reg. A/B/C/D/E) Coolant Tinggi teras aktif Radius teras aktif
900MWth (acuan) UN-PuN 7% /9.75% /10.75% / 4.25%/0% Pb-Bi 150 cm (acuan) 105 cm (acuan)
Diperoleh teras dengan keff sedikit di atas 1 dan di akhir siklus menjadi 1.06. KESIMPULAN Dari hasil pada survei parameter tampak bahwa reaktor dengan siklus bahan bakar yang hanya memerlukan bahan fertil (uranium alam) lebih mudah direalisasikan dengan kerapatan daya cukup tinggi (fluks netron cukup tinggi) sehingga plutonium yang berubah menjadi Am-241 prosentasinya menjadi lebih kecil. Dengan kenaikan daya maka pola keff terhadap waktu cenderung meningkat dengan burnup, demikian pula akumulasi bahan fisil khususnya di bagian blanket. Secara umum konsep disain dalam studi ini dapat dicapai dengan menggunakan teras reaktor yang dibagi dalam sejumlah bagian secara radial dan blanket di letakkan di bagian luar teras.
DAFTAR PUSTAKA 1.
DUDERSTADT, JAMES J., Nuclear Reactor Analysis, New York: John Wiley & Sons, 1976.
2.
OKUMURA, KEISUKE, The Comprehensive Neutronics Calculation Code System, JAERI.Report, 2002.
153
Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir XVII, Agustus 2006 (145-155)
3.
WALTAR, ALAN E. DAN ALBERT B. REYNOLDS, 1980. Fast Breeder Reactors, New York: Pergamon Press.
4.
LABORATORIUM NUKLIR, FI-ITBCHI Program Sistem Simulasi Reaktor Nuklir. Bandung: ITB.
5.
RIDA SITI NM, Studi Desain Reaktor Cepat Berpendingin Pb-Bi yang Hanya Memerlukan Input Uranium Alam dalam Siklus Operasinya, Skripsi S1, ITB, 2006.
6.
www.iaea.org
DISKUSI
EDWAREN LIUN 1. 2.
Sejauh mana jenis reaktor ini dapat menjadi sistem yang applicable untuk mensuplai energi dimasa mendatang dan prospeknya? Kendala-kendala apa saja yang dihadapi dalam perkembangannya untuk menjadi sistem yang dapat diterapkan ?
RIDA 1.
2.
Reaktor cepat (Generasi IV) direncanakan mulai beroperasi secara komersil tahun 2025, walaupun beberapa negara maju sudah mulai membangun reaktor cepat. Konsep reaktor yang dipresentasikan disini masih di atas kertas. Konsep ini bisa jadi alternatif untuk solusi krisis energi di masa mendatang, tapi bukan menjadi solusi utama. Kendalanya adalah : Teknologi yang dipunyai oleh Indonesia dan bahan bakar
TOPAN Hingga siklus keberapa Uranium alam yang awalnya sebagai banklet saja hingga benar-benar seluruh bahan bakar bakar berasal dari Uranium alam (yang telah diperkaya dalam teras) ?
154
Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir XVII, Agustus 2006 (145-155)
RIDA Untuk reaktor yang dibagi menjadi 4 bagian dengan enrichment (dari region dalam ke luar) : 0 %, 6 %, 8%, 10%, satu siklus operasi reaktor memerlukan waktu 20 tahun. Jadi reaktor akan berisi bahan yang bersal dari blanket saja dalam waktu 80 tahun. Untuk reaktor yang dibagi menjadi 5 region : 7%, 9.75%, 10.75%,4.25%, 0%, siklus operasi reaktornya 15 tahun. Jadi reaktor berisi bahan yang berasal dari blanket saja dalam waktu 75 tahun.
DAFTAR RIWAYAT HIDUP
1. Nama
: Rida Siti Nur’aini M, S.Si
2. Tempat/Tanggal Lahir
: Ciamis, 18 Agustus 1984
3. Instansi
: Fisika-ITB
4. Pekerjaan / Jabatan
: Mahasiswa
5. Riwayat Pendidikan
: (setelah SMA sampai sekarang)
• S1 Fisika- ITB (2002 –2006) 6. Publikasi (Makalah)
:
• Studi Desain Reaktor Cepat Berpendingin Pb-Bi yang hanya memerlukan Input Uranium Alam dalam Siklus Operasinya
155
