STUDI TEORETIK BAHAN BAKAR NUKLIR THORIUM (I): PERFORMA TERAS REAKTOR BERPENDINGIN GAS SUHU TINGGI (HTGR) BERBAHAN BAKAR THORIUM

Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional

STUDI TEORETIK BAHAN BAKAR NUKLIR THORIUM (I): PERFORMA TERAS REAKTOR BERPENDINGIN GAS SUHU TINGGI (HTGR) BERBAHAN BAKAR THORIUM Ismail Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) Jl. Gajah Mada No.8, Jakarta 10120, Indonesia. Email: [email protected]

ABSTRAK STUDI TEORETIK BAHAN BAKAR NUKLIR THORIUM (I) : PERFORMA TERAS REAKTOR BERPENDINGIN GAS SUHU TINGGI (HTGR) BERBAHAN BAKAR THORIUM. Teknologi reaktor nuklir teruji berbasis bahan bakar uranium saat ini, yang memanfaatkan 235U sebagai bahan dapat belah (fissile) dan 238U sebagai bahan tidak dapat belah (fertile), semakin menghadapi tantangan akibat keterbatasan sumber dan peningkatan harga uranium di dunia. Sementara thorium alam, yang kandungan utamanya isotop tidak dapat belah 232Th namun dapat diubah menjadi isotop dapat belah 233U, belum secara signifikan dimanfaatkan. Untuk lebih meningkatkan pemanfaatan torium pada teknologi reaktor nuklir masa depan, berbagai penelitian bahan bakar torium sedang dilakukan secara intensif untuk mencapai tingkat keyakinan ilmiah yang memadai dalam tataran praktis. Pada studi ini, diselidiki kelayakan pemanfaatan bahan bakar torium pada reaktor temperatur tinggi berpendingin gas (HTGR) berdaya termal kecil dengan menganalisis performa fraksi bakarnya, fokus pada fraksi bakar dari bahan bakar yang dikeluarkan dari teras dan usia teras. Parameter kasus bahan bakar thorium yang diselidiki kemudian dibandingkan dengan kasus bahan bakar uranium. Hasil studi ini menunjukkan bahwa reaktor suhu tinggi berpendingin gas berbahan bakar thorium merupakan reaktor daya yang menjanjikan di masa depan karena memiliki usia teras dan kesederhanaan dalam desain yang lebih baik dari teknologi reaktor berpendingin air berbahan bakar uranium saat ini Kata kunci: thorium, HTGR, usia teras, rasio konversi, fraksi bakar bahan bakar

ABSTRACT THEORETICAL STUDY OF THORIUM NUCLEAR FUEL (I): HIGH TEMPERATURE GASCOOLED REACTOR CORE PERFORMANCE WITH THORIUM FUEL. Today's proven uranium fuel based nuclear reactor technology, which employs mainly 235U as fissile and 238U as fertile materials, has been challenged with limited uranium resource and the increasing of its price in the world. While the natural thorium, which mainly consists of 232Th fertile isotope that can be transformed to 233U fissile isotope, was not significantly utilized. To greatly promote the utilization of thorium into future nuclear reactor technology, various studies of thorium fuel are being intensively performed to achieve a practically adequate level of scientific confidence. In the present study, a feasibility of thorium fuel utilization in small high temperature gas cooled reactors (HTGR) by analyzing burnup performances, in term of discharged fuel burnup and core lifetime, is investigated. The investigated parameters of thorium fuel case are then compared to those of uranium fuel case. This study results show that small high temperature gas-cooled thorium-fueled reactors could be a promising power reactor in the future due to its better long core lifetime and simplicity and better than today's uranium fueled water reactor technology performance. Keywords: thorium, HTGR, core lifetime, conversion ratio, fuel burnup

ISSN 1979-1208

399

Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional

1.

PENDAHULUAN

Teknologi reaktor nuklir yang telah beroperasi beroperasi hingga hari ini pada umumnya adalah reactor nuklir yang menggunakan uranium sebagai bahan bakar utamanya. Daur pemanfaatan uranium ini, yang juga disebut dengan daur uranium (uranium cycle), pada prinsipnya menggunakan 235U dan 239Pu (ditransmutasikan dari 238U) sebagai bahan fisil dan 238U sebagai bahan fertil atau tidak dapat belah. Sedangkan potensi bahan thorium alam (232Th) yang bersifat fertil namun dapat diubah menjadi bahan fisil (dapat belah) 233U, belum secara signifikan diselidiki untuk kemudian dicoba untuk diterapkan sebagai bahan bakar dalam reaktor nuklir. Salah satu faktor penyebabnya mungkin adalah masalah ketersediaan thorium dan uranium secara geologis. Unak [1], dalam publikasinya tahun 2000, menunjukkan bahwa hanya beberapa negara maju (developed countries) saja yang memiliki kandungan uranium tinggi, dan Kanada adalah negara yang memproduksi bahan bakar uranium tertinggi meskipun memiliki kandungan/cadangan uranium lebih rendah dari Australia. Di sisi lain, dia juga menunjukkan bahwa kandungan thorium pada tingkat yang dapat dipercaya dan yang diperkirakan sebagian besar justru berada di beberapa negara berkembang. Distribusi kandungan thorium secara geologis ini, mungkin menjadi salah satu alasan logis mengapa bahan bakar nuklir thorium belum secara intensif dimanfaatkan di negara-negara maju yang telah mencapai tingkat penguasaan teknologi reaktor nuklir yang maju (advanced) dan canggih (sophisticated). Secara historis, beberapa reaktor nuklir berbasis bahan bakar thorium pernah sukses dioperasikan di beberapa negara. Karena itu, ada beberapa alasan kuat untuk mendukung pemanfaatan thorium sebagai bahan bakar reaktor nuklir. Dari sisi ekonomi, hal ini akan menjadi solusi atas fenomena meningkatnya terus harga uranium di dunia. Karaketristik netronik isotop 232Th dan hasil transmutasinya, yaitu 233U, ditunjukkan dalam banyak hasil penelitian bahwa menyediakan efisiensi pemanfaatan yang lebih baik, terutama dalam daerah spectrum netron termal (berenergi rendah), karena memiliki laju konversi bahan fertil emnajdi fisil yang lebih tinggi dibandingkan dengan uranium. Laju konversi yang lebih tinggi ini akan meningkatkan rasio konversi (conversion ratio) dan usia teras reaktor. Sementara dari sisi keselamatan, reaktor nuklir berbasis bahan bakar thorium ini, dalam system energi nuklir jangka panjang akan menghasilkan tingkat radiotoxisitas yang lebih rendah. Makalah ini menyajikan hasil penelitian dengan metode perhitungan numerik tentang kelayakan pemanfaatan bahan bakar thorium pada reaktor nuklir berpendingin gas suhu tinggi atau high temperature gas cooled reactor (HTGR) berdaya termal kecil dengan menganalisis performa fraksi bakarnya, fokus pada fraksi bakar dari bahan bakar yang dikeluarkan dari teras dan usia teras. Parameter kasus bahan bakar thorium yang diselidiki kemudian dibandingkan dengan kasus bahan bakar uranium.

2.

METODE PENELITIAN

Pada studi ini, investigasi terhadap performa fraksi bakar teras reaktor berpendingin gas beruhu tinggi (HTGR) dengan menerapkan strategi perhitungan fraksi bakar (burnup) baru, yang dikembangkan secara original oleh Prof. Hiroshi Sekimoto (Tokyo Tech.) dan grup risetnya, yang diberi nama CANDLE (Constant Axial shape of Neutron flux, nuclide densities and power shape During Life of Energy producing reactor)[2,3]. Penelitian ini, melakukan upaya penerapan bahan bakar thorium, bersamaan dengan penerapan beberapa ide inovatif strategi perhitungan fraksi bakar baru, yaitu CANDLE, ke teras HTGR. Sebagai reaktor termal, HTGR memiliki beberapa keunggulan karakteristik dibandingkan dengan reaktor termal lainnya, seperti pada desain bahan bakar yang berbentuk coated particle (CP), grafit sebagai moderator dan penggunaan helium sebagai material pendingin. CP memungkinkan

ISSN 1979-1208

400

Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional reaktor mencapai fraksi bakar tinggi (dibandingkan reaktor termal lain saat ini) dan tidak terlepasnya produk fisi di dalam CP. Dengan kapasitas panas yang besar, grafit mampu menahan integritas teras dalam suhu tinggi. Dan helium memiliki sifat tidak mudah bereaksi (inert) dengan material yang dilaluinya selama proses pendinginan. Berikut ini, dijelaskan secara singkat tentang startegi perhitungan fraksi bakar CANDLE yang digunakan dalam studi ini. 2.1.

Strategi Perhitungan Fraksi Bakar CANDLE Pada perhitungan CANDLE, bentuk fluks netron, distribusi rapat nuklida dan profile daya relatif konstan dan bergerak dengan kecepatan yang juga konstan. Secara skematik, sebagaimana Gambar 1, teras reaktor secara kasar dibagi ke dalam tiga daerah (region), yaitu (a) daerah bahan bakar baru (fresh fuel), (b) daerah pembakaran (burning) dan (c) daerah Bahan bakar bekas (spent fuel). Dengan pembagian daerah seperti ini, selama operasi daerah yang terbakar (burning reagio) bergerak secara konstan kea rah aksial kea rah bahan bakar baru. Gambar 2 menjelaskan proses penggantian bahan bakar (refueling) pada strategi CANDLE.

Gambar 1. Distribusi Fluks Netron & Rapat Nuklida dalam Perhitungan CANDLE

Gambar 2. Skema Proses Penggantian Bahan Bakar pada Strategi CANDLE Dengan strategi CANDLE ini, beberapa manfaat inovatif di teras reaktor sebagai berikut : (i) Mekanisme kendali reaktivitas selama proses pembakaran bahan bakar tidak dibutuhkan karena reaktivitas tambahan (excess reactivity) selama itu menjadi nol (ii) Karakteristik operasi teras (seperti puncak daya, koefisien reaktivitas) tidak berubah selama proses pembakaran. Hal ini akan membuat operasi reaktor menjadi lebih

ISSN 1979-1208

401

Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional sederhana (iii) Tinggi teras reaktor proporsional dengan usia teras reaktor. Sehingga desain reaktor berusia panjang akan lebih mudah (iv) kinf bahan bakar baru (fresh fuel) berikutnya setelah teras setimbang kritis selalu lebih kecil dari 1. Resiko terjadinya kecelakaan kekeritisan sangat kecil. 2.2.

Persamaan Dasar Metode Perhitungan CANDLE Metode perhitungan CANDLE berdasarkan pada dua persamaan, yaitu persamaan kesetimbangan netron (dalam system koordinat r-z) dan persamaan kesetimbangan nuklida, sebagai berikut :

1      rDg g  Dg  g   N n R ,n , g  g r r r z z n   N n  f n , g  g  S ,n , g  g   n

g

g k eff

 N  n

g

 g  0

(1)

F ,n , g 

n

  N n   N n  n    A,n, g  g    N n nn   N n   nn, g  g t g n n g  

(2)

dengan

 g   g r , z, t 

: fluks netron dalam grup energy ke-g

N n  N n r , z, t  : rapat bilangan nuklida dari nuklida ke-n Dg  Dg r , z, t 

g k eff

 R ,n, g  A, n , g  F ,n, g  S ,n, g f n , g  g

 n  n , g n

 n  n

: koefisien difusi untuk grup energy ke-g

: probabilitas netron fisi terlahir dalam grup energy ke-g : factor multiplikasi netron efektif : tampang lintang ‘removal’ nuklida ke-n pada grup energi ke-g : tampang lintang absorpsi nuklida ke-n pada grup energi ke-g : tampang lintang fisi nuklida ke-n pada grup energy ke-g : tampang lintang tumbukan nuklida ke-n pada grup energi ke-g : elemen matriks ‘slowing-down’ nuklida ke-n dari grup g’ ke grup g : tampang lintang transmutasi dari nuklida n’ ke n pada grup g : konstanta peluruhan nuklida ke-n : konstanta peluruhan dari nuklida n’ menjadi nuklida n

Penerapan strategi CANDLE kepada HTGR tipe blok setidaknya memberikan dua keuntungan secara teknis, yaitu (i) akan meningkatkan kemudahan dan keselamatan operasi reaktor karena tidak lagi membutuhkan mekanisme kendali reaktivitas, dan (ii) usia teras dapat lebih mudah diperpanjang yaitu dengan menambah tinggi teras atau mengurangi kecepatan gerakan daerah pembakaran (burning region) bahan bakar saat operasi. Perhitungan tampang lintang (cross section) pada unit sel (cell) untuk kebutuhan perhitungan fraksi bakar dan perhitungan difusi teras reaktor pada studi ini dihasilkan dari

ISSN 1979-1208

402

Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional perhitungan dengan menggunakan program computer SRAC dan data pustaka nuklida JENDL-3.3 (keduanya dikembangkan oleh JAEA, Japan Atomic Energy Agency). Selanjutnya, seluruh data tampang lintang sel ini akan dasar perhitungan numerik metode/strategi CANDLE yang dikembangkan oleh Prof. Sekimoto dan grup risetnya. 2.3.

Kondisi Perhitungan Pada studi ini, perhitungan fraksi bakar selama operasi teras diterapkan pada beberapa tipe bahan bakar sebagaimana ditunjukkan pada Tabel 1.

Tipe Uranium Transisi Thorium

Tabel 1. Tipe Bahan Bakar dan Kandungan Materialnya Penulisan Kandungan material/isotop 235 238 ( U, U)O2 235U sebagai bahan fisil dan 238U sebagai bahan fertil (235U, 232Th)O2 232Th sebagai bahan fertil menggantikan 238U (233U, 232Th)O2 233U sebagai bahan fisil dan 232Th sebagai bahan fertil

Tipe bahan bakar uranium digunakan sebagai referensi performa fraksi bakar yang akan dijadikan standar pembanding bagi tipe bahan bakar transisi dan thorium. Pada tipe transisi, ketika 238U secara total digantikan perannya oleh 232Th, maka selama operasi akan terdapat bahan fisil 233U sebagai hasil transmutasi dari 232Th dan ini akan meningkatkan performa pembakaran di teras reaktor. Pada kasus ini, karena tidak dihasilkan 239Pu dalam jumlah yang signifikan, maka kontributor utama dalam proses pembangkitan daya adalah 235U dan 233U . 233U yang tersisa di akhir operasi reaktor tipe transisi ini, akan memungkinkan dioperasikannya reaktor berbahan bakar thorium dengan bahan fisil sepenuhnya 233U. Thorium, hanya layak jika jumlah isotop 233U yang tersedia telah cukup untuk memulai operasi sebuah reaktor. Ketiga tipe bahan bakar ini diinvestigasi performanya dengan tiga kondisi kandungan bahan fisil (pengayaan) yang berbeda, yaitu : 15%, 10% dan 6,5%. Parameter desain dalam studi ini ditunjukkan dalam Tabel 2. Tabel 2. Parameter Desain Thermal power [MWth] Average power density [ W/cm3 ] Coated fuel particle Fuel Type Kernel diameter [mm] Particle diameter [mm] Coating material Thickness [mm] Density [g/cm3] Packing fraction [%] Enrichment [%]

30 2.5 UO2 & ThO2 TRISO 0.608 0.940 PyC / PyC / SiC / PyC 0.060 / 0.030 / 0.030 / 0.046 1.143 / 1.878 / 3.201 / 1.869 30.0 6.5% ~ 15%

Fuel compact Inner diameter [cm] Outer diameter [cm]

1.00 2.60

Coolant hole Inner diameter [cm] Outer diameter [cm]

3.40 4.10

Core Diameter [cm] Height [cm] Radial reflector Thickness [cm]

ISSN 1979-1208

230 800

100

403

Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional

3.

HASIL DAN PEMBAHASAN

Pada studi ini, perhitungan numerik dilakukan untuk sembilan kasus, yaitu tiga tipe bahan bakar berbeda dengan tiga tingkat kandungan bahan fisil (pengayaan) berbeda. Dua parameter utama investigasi, yaitu (i) tingkat fraksi bakar dari bahan bakar yang dikeluarkan dari teras (discharged fuel) dan (ii) usia teras. Kedua parameter ini lalu dibandingkan untuk semua kasus tipe bahan bakar : uranium, transisi dan thorium. Parameter kedua, usia teras, tidak secara langsung diperoleh hasil perhitungannya tapi merupakan hasil konversi (perhitungan) dari parameter kecepatan gerak daerah pembakaran (burnig region) di bahan bakar dalam teras. Seluruh kasus dalam studi ini dihitung dalam kondisi tunak setimbang (equilibrium steady-state) dan kritis. Gambar 3 menunjukkan hasil perhitungan fraksi bakar untuk sembilan kasus yang disebutkan di atas. GWD/tHM

Gambar 3. Fraksi Bakar (GWD/Thm) pada Bahan Bakar yang Dikeluarkan dari Teras Hasil perhitungan pada Gambar 3 menunjukkan bahwa nilai fraksi bakar meningkat ketika tipe bahan bakar diubah dari tipe uranium, menjadi tipe transisi dan akhirnya tipe thorium. Nilai fraksi bakar juga meningkat ketika kandungan bahan fisil ditingkatkan dalam bahan bakar baru (fresh fuel). Hasil ini menunjukkan bahwa penggantian bahan fertil dari 238U menjadi 232Th mengakibatkan penggunaan bahan bakar menjadi lebih baik (efisien). Berkenaan denga hasil perhitungan terkait usia teras reaktor ditunjukkan pada Gambar 4. Pada gambar tersebut, hasil perhitungan menunjukkan bahwa usia teras yang lebih panjang dapat dicapat dengan (i) mengubah tipe bahan bakar dari tipe uranium, kepada tipe transisi dan akhirnya tipe thorium, atau secara bersamaan (ii) meningkatkan kandungan bahan fisil (pengayaan). Hasil tersebut juga menunjukkan bahwa kandungan bahan fisil tertinggi pada tipe bahan bakar thorium menghasilkan usia teras reaktor terpanjang dari seluruh kasus yang diselidiki pada studi ini. Dari beberapa hasil perhitungan yang ditujukkan di sini, terlihat bahwa peran bahan 238 fertil U pada tipe bahan bakar uranium yang digantikan oleh 232Th baik pada tipe bahan bakar transisi maupun thorium, akan meningkatkan performa teras raektor yang diselidiki, yaitu HTGR dengan 30 MWt. Kenyataan ini dapat dipahami dengan mengamati

ISSN 1979-1208

404

Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional karakteristik isotop 233U, yang merupakan hasil transmutasi dari 232Th, yang memiliki nilai η (perbandingan antara jumlah netron yang dilahirkan terhadap netron yang diserap dalam satu generasi) tertinggi dibandingkan bahan fisil lainnya di daerah energi netron termal. Secara umum, nilai η ini selanjutnya yang turut menentukan nilai rasio konversi (conversion ratio) di dalam dan selama reaktor beroperasi. Nilai rasio konversi inilah yang mengakibatkan pada teras berbahan bakar thorium akan lebih efisien dalam proses pembakaran bahan bakarnya, dan pada akhirnya ditunjukkan dalam performa nilai fraksi bakar yang lebih tinggi dan usia teras yang lebih panjang, jika dibandingkan dengan teras berbahan tipe bakar transisi maupun tipe uranium. Tahun

Gambar 4. Usia Operasi Teras Reaktor (Dalam Satuan Tahun)

4.

KESIMPULAN

Hasil studi melalui perhitungan numerik untuk performa teras reaktor 30-MWt berpendingin gas bersuhu tinggi (HTGR) dengan menerapkan metode/startegi perhitungan fraksi bakar CANDLE dan bahan bakar thorium, menghasilkan kesimpulan sebagai berikut : (i) Reaktor berbahan bakar thorium mampu mencapai nilai fraksi bakar antara 62 ~ 137 GWD/t-HM dan nilai ini 36 ~ 45% lebih tinggi dari reaktor berbahan bakar uranium pada tingkat kandungan bahan fisil antara 6,5 ~ 15%. (ii) Pada desain tinggi teras reaktor sekitar 8 meter, reaktor berbahan bakar thorium mampu mencapai usia teras antara 19 ~ 38 tahun dan nilai ini sekitar 25 ~ 30% lebih panjang dari reaktor berbahan bakar uranium pada tingkat kandungan bahan fisil antara 6,5 ~ 15%. Secara umum, hasil investigasi ini menunjukkan bahwa teras CANDLE-HTGR berbahan bakar thorium berdaya termal 30-MWt mampu menghasilkan performa teras yang lebih baik dibandingkan teras yang sama namun berbahan bakar uranium.

DAFTAR PUSTAKA [1] UNAK, T., What is the Potential Use of Thorium in the Future Energy Production Technology?, Progress in Nuclear Energy, 37(1~4), 137~144, (2000). [2] SEKIMOTO, H., et.al.,CANDLE: The New Burnup Strategy, Nuclear Science and Engineering, 139, 306-317, (2001). [3] OHOKA, Y. and SEKIMOTO, H., Application of CANDLE burnup to block-type high temperature gas cooled reactor, Nuclear Engineering and Design, 229, 15-23, (2004).

ISSN 1979-1208

405

Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional

DISKUSI 1.

Pertanyaan dari Sdr. Hendro Tjahyono (PTRKN BATAN) Sejauh mana penguasaan teknologi kita untuk mengolah Thorium yang ada di Babel ini menjadi bahan bakar HTR? Jawaban : Sebagaimana telah saya sampaikan dalam presentasi bahwa saat ini, di dunia masih menggunakan siklus uranium untuk operasi PLTN. Karena itu, jangankan di Indonesia bahkan di Negara-negara maju (Vendor sekaligus pengoperasi reactor daya) sekalipun, teknologi siklus bahan bakar Thorium belum ‚available‛ untuk mendukung pemanfaatan Thorium sebagai bahan bakar reactor daya (PLTN)

2.

Pertanyaan dari Sdr. Gunandjar (PTLR BATAN) Bahan bakar Thorium adalah bahan bakar nuklir masa depan yang harus didukung teknologi proses olah ulang bahan bakar bekas untuk mengambil U-233 dari Th-232. Proses olah ulang ini sulit dilakukan karena adanya NPT yang telah ditandatangani oleh Indonesia. Bagaimana pandangan saudara untuk mengubah strategi daur bahan bakar nuklir terbuka menjadi tertutup yang kelihatannya suram? Jawaban : Memang NPT memberi ‚ruang‛ yang sangat sempit untuk merealisasikan siklus bahan bakar nuklir Thorium. Hal ini yang sangat munkin dimasa depan untuk mengatasi kendala ini adalah menerapkan ‚once through cycle‛ misalnya dengan konsep reactor modular, yang selepas operasi bahan bakarnya kita kembalikan ke Negara vendor dan membeli bahan bakar baru.

ISSN 1979-1208

406