pemodelan neutronik bahan bakar htr

Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir: 6-7 Agustus 2008(333-341)

333

PEMODELAN NEUTRONIK BAHAN BAKAR HTR

Topan Setiadipura* ABSTRAK

PEMODELAN NEUTRONIK BAHAN BAKAR HTR.Studi pemodelan kernel bahan bakar dan perhitungan kritkalitas kisi kubik infinit VHTR dilakukan sebagai langkah awal dari analisis fisika reaktor dari VHTR. Pemodelan dan perhitungan dilakukan dengan program transport Monte Carlo MCNP-5 menggunakan pustaka data tampang lintang neutron energi kontinu ENDF/B-VI. Dua model perhitungan diterapkan untuk menganalisis pengaruh heterogenitas terhadap kritikalitas kisi kubik infinit VHTR. Perhitungan juga dilakukan untuk packing factor bahan bakar yang berbeda untuk melihat pengaruhnya. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa model dengan dua zona yang merupakan penyederhanaan dari model 6 zona menghasilkan nilai k-eff yang hampir sama dengan selisih rata-rata untuk berbagai packing factor sebesar 0.5%. Hal ini mengindikasikan bahwa untuk pemodelan selanjutnya dari VHTR yang lebih komplek cukup menggunakan model du region dimana waktu perhitungannya hanya setengah dari model enam region. Hal ini juga sama dengan perhitungan yang dilakukan oleh University of Michigan (UM), dan untuk packing factor 0.289 nilai k-eff yang dihitung hampir sama dengan yang dihitung oleh UM dengan selisih 0.5%. Analisis terhadap hasil perhitungan untuk beberapa packing factor diperoleh bahwa dengan bertambahnya nilai packing factor yang juga berarti semakin besar pemuatan U-235 membuat nilai k-eff semakin turun. Hal ini menunjukkan peran graphit yang lebih dominan sebagai moderator yang memperbesar probabilitas interaksi neutron juga sebagai reflektor yang mengurangi kebocoran neutron. Kata-kata kunci: VHTR, MCNP5, kernel bahan bakar, kisi kubus infinit. ABSTRACT

NEUTRONIC MODELING OF HTR FUEL. Modelling study of kernel and criticality calculation of infinite cubic lattice of VHTR was carried as a first step in reactor physics design analysis of VHTR. Modelling and calculation is carried out using Monte Carlo transport code MCNP5 and continous energy cross section libraries ENDF/B-VI. Two calculation models were applied to analyze the heterogeneity impact of the fuel in infinite cubic lattice criticality. Calculation on different spatial variation effect of fuel kernel packing fraction was also done to investigate its impact. The calculation results show that the two region model, which is the simplification of the six region model, have the almost same k-eff value where the different for various packing factor is about 0.5%. This indicates that for more complex modeling of the VHTR core, two region model is enough because its calculation time is only half of the six region modeling. This result has been also shown from UM calculation, and particularly with packing factor value 0.289 the k-eff results is almost the same with the UM results with the different also about 0.5%. From the analysis on the results for different fuel packing factor we have that for higher packing factor which also mean higher U-235 loading, the k-eff value decrease. This result shows the dominant effect of the graphit as a moderator to increase the neutron interaction probability and also as a reflector to decrease neutron leakage.

Keywords: VHTR, MCNP5, fuel kernel, infinite cubic lattice.

* Pusat Pengembangan Informatika Nuklir – PPIN


334

PENDAHULUAN

Kebutuhan listrik dunia akan semakin meningkat di masa mendatang terutama dengan meningkatnya keperluan listrik di Negara berkembang. Reaktor nuklir merupakan salah satu kandidat utama untuk dapat mengatasi masalah ini. Namun untuk diperlukan desain reaktor nuklir yang kompetitif dengan alternatif pembangkit lain seperti batubara, gas alam dan minyak bumi. Untuk itu beberapa desain mutakhir reaktor nuklir sedang dikembangkan saat ini yang dinamakan dengan tipe reaktor generasi empat. Terdapat 6 Tipe reaktor yang termasuk kedalam generasi ini, yaitu Supercritical water reactor, reaktor cepat berpendingin gas, reactor cepat berpendingin Pb-Bi, reaktor cepat berpendingin natrium, dan Reaktor Molten-salt, serta Very High Temperature reactor (VHTR)

Salah satu kandidat kuat diantara tipe reaktor generasi ke-empat adalah VHTR. Pada beberapa penelitian bahkan tipe ini dinamakan sebagai Next Generation Nuclear Plant (NGNP). Beberapa keunggulan VHTR terhadap reaktor konvensional diantaranya terkait dengan integritas bahan bakar dimana digunakan tipe bahan bakar partikel berlapis tipe TRISO, ketahanan terhadap proliferasi, siklus bahan bakar yang relatif singkat, penanganan bahan bakar online (untuk tipe pebble bed), dan juga kemampuannya untuk dibangun secara moduler5. Karakteristik penting dari tipe VHTR diantaranya penggunaan He sebagai pendingin, temperature keluaran yang sangat tinggi hingga 900oC. Karakteristik ini semakin membuat popularitas VHTR meningkat karena selain untuk pembangkit listrik dapt pula digunakan untuk aplikasi lain seperti produksi hydrogen, desalinasi, gasifikasi batubara, semuanya memanfaatkan keluaran temperature yang sangat tinggi.

Untuk melakukan analisis terhadap desain VHTR diperlukan beberapa perhitungan diantaranya (1) analisis statis untuk menghitung kritikalitas dan distribusi daya, (2) analisis deplesi dan management bahan bakar, (3)perhitungan dinamik teradap transient dan kecelakaan, (4) analisis thermal, aliran pendingin, (5) analisis terhadap kerusakan bahan akibat irradiasi, dan sebagainya5. Oleh karena itu, sebagai langkah awal pada makalah ini dilakukan perhitungan analisis statis terhadap kritikalitas VHTR. Perhitungan inipun dilakukan secara bertahap mulai dari kernel bahan bakar dan dilanjutkan ke fuel compact.

DESKRIPSI BAHAN BAKAR DAN REAKTOR TIPE VHTR

Saat ini terdapat dua tipe VHTR yaitu tipe prismatik dan tipe peeble. Pada tipe prismatik kernel bahan bakar yang berbentuk bola dengan diameter orde mikron dibentuk silinder padatan yang disebut fuel compact, lalu disusun ke dalam fuel block, dan terakhir fuel block ini membangun teras dari tipe prismatik (lihat Gambar.2) contoh dari tipe ini adalah reaktor HTTR di Jepang..

Sedangkan pada tipe peeble, kernel dibentuk ke dalam bola berukuran 5cm, lalu dilapisi dengan graphit setebal 1 cm membentuk bola bahan bakar yang disebut peeble .


335

Teras tipe ini mengandung banyak sekali peeble yang dapat bergerak bebas, contoh dari reaktor tipe ini adalah HTR-10 di China, dan PROTEUS di PSI Swiss.

Namun kedua tipe diatas memiliki kesamaan yaitu penggunaan bahan bakar kernel TRISO dan graphit sebagai matriks yang berfungsi sebagai moderator dan reflektor. Ilustrasi dari bahan bakar TRISO dapat dilihat pada gambar berikut:

Gambar.1.Bahan bakar TRISO

Parameter bahan bakar yang digunakan dalam perhitungan kali ini dapat dilihat pada tabel berikut

Tabel.1 Parameter desain bahan bakar HTR2


336

PEMODELAN DAN PERHITUNGAN NEUTRONIK

Analisis statik terhadap VHTR dilakukan secara bertahap. Tahapan lengkap dari analisis VHTR dapat dilihat pada gambar berikut

Gambar.2. Tahap – tahap pemodelan teras reaktor VHTR prismatik.

Namun pada makalah ini hanya akan dilaporkan hasil perhitungan untuk tahap

pertama, yaitu analisis neutronik pada kernel bahan bakar kisi kubik infinit. Satuan model kernel dapat dilihat pada gambar berikut untuk model 6 zona yang memodelkan semua lapisan dari TRISO dan juga model 2 zona yang menyederhanakan model TRISO. Lalu dibentuk model kisi infinit dengan menerapkan syarat batas reflected pada semua sisi kubus.

Gambar.3. Model kernel bahan bakar 6 zona dan 2 zona.

Data nuklida dari setiap region yang digunakan dalam perhitungan ini diberikan pada tabel berikut


337

Tabel.2. Data densitas tiap bahan tiap region.

Untuk melihat pengaruh berbagai nilai pemuatan bahan fisil, dilakukan simulasi untuk berbagai packing factor yaitu perbandingan antara volume kernel bahan bakar (fisil) dengan total volume satu sel bahan bakar (volume kubus).

Pemodelan yang dilakukan adalah dengan menggunakan kisi teratur sebagai pendekatan dari kisi acak yang sebenarnya mungkin terjadi pada bahan bakar. Terdapat beberapa jenis kisi teratur yang dapat dimodelkan dalam pendekatan ini sebagaimana dicantumkan masing-masing dalam Tabel.3 yaitu kisi Kubus Sederhana (SC, simple cubic ), body-center cubic (BCC), face-center cubic (FCC), simple hexagonal (SH), dan hexagonal close pack (HCP).

Tabel 3. Tipe Kisi Teratur

Tipe Kisi

Jumlah Bola per Unit Sel

Packing Factor Maksimum

SC 1 0.52 BCC 2 0.68 FCC 4 0.74 SH 6 0.6

HCP 6 0.74

Untuk pemodelan tipe pebble bed diperlukan tipe dengan packing factor yang tinggi sehingga tipe kubus sederhana (SC) tidak digunakan. Namun pada makalah ini yang membahas tipe bahan bakar prismatik, digunakan kisi kubus sederhana. Tipe kisi ini pula yang digunakan oleh J.Lee dan W.Martin dari University of Michigan(UM)1 sehingga hasilnya dapat dibandingkan.


338

HASIL PERHITUNGAN DAN DISKUSI

Pada Tabel.3 diberikan hasil perhitungan k-eff dua model yang berbeda untuk berbagai nilai packing factor (pf). Karena ukuran kernel bahan bakar dan lapisan-lapisan penyusun TRISO tidak berubah maka nilai packing factor yang berbeda diberikan dengan panjang rusuk kubus satuan sel bahan bakar yang berbeda (pitch). Untuk tipe sel Kubus Sederhana dimana hanya terdapat satu kernel dalam satu sel, panjang rusuk kubus sel juga merupakan jarak antara dua pusat kernel terdekat.

Tabel.4. Parameter pemodelan bahan bakar

pf Pitch Sel 6 Zona Sel 2 Zona k-eff std.dev k-eff std.dev

0.485 0.08 1.02917 0.0015 1.03629 0.00144 0.451 0.082 1.04373 0.00142 1.05634 0.00153 0.34 0.09 1.11649 0.00175 1.12035 0.00175 0.249 0.1 1.20816 0.00183 1.20531 0.00166 0.289 0.095 1.15977 0.00179 1.15959 0.00171

Dari hasil perhitungan diatas terlihat bahwa pemodelan dengan dua zona memberikan selisih rata-rata untuk berbagai packing factor sebesar 0.5% sedangkan waktu perhitungan yang dibutuhkan untuk model 2 zona hanya setengah dari model 6 zona. Hal ini menyarankan agar pemodelan pada tahap selanjutnya yang lebih komplek cukup menggunakan model 2 zona.

Perbandingkan dengan hasil perhitungan UM yang tersedia, dengan packing factor 0.289 untuk masing-masing model 6 zona dan 2 zona, terlihat pada tabel berikut

Tabel.5. Perbandingan dengan hasil UM

Sel 6 Zona Sel 2 Zona k-eff std.dev k-eff std.dev UM 1.1533 0.0003 1.1535 0.0004 PPIN-BATAN

1.15977 0.00179 1.15959 0.00171 1.00561* 1.00528*

*normalisasi terhadap hasil UM.

Dengan pengalaman perhitungan ini, dapat pula ditangkap potensi waktu komputasi besar yang diperlukan apabila perhitungan dilanjutkan pada tahap berikutnya hingga simulasi semua sistem reaktor, hal ini mengindikasikan diperlukannya pengembangan komputasi paralel bagi simulasi monte carlo ini.


339

KESIMPULAN

Studi pemodelan neutronik bahan bakar yaitu perhitungan kritikalitas kisi ubik infinit VHTR telah dilakukan sebagai tahap awal analisis statik dari fisika reaktor VHTR. Perhitungan dilakukan menggunakan program transport Monte Carlo MCNP5 dengan pustaka data tampang lintang neutron energi kontinu ENDF/B-VI

Telah dilakukan dua pemodelan bahan bakar yaitu dengan enam region yang memodelkan bahan bakar secara penuh dan dengan 2 region yang merupakan penyederhanaan. Hasil perhitungan untuk kisi kubus infinit menunjukkan bahwa perhitungan dengan 2 region memberikan hasil k-eff yang hampir sama dengan model 6 region dengan selisih 0.5%, sehingga dalam tahap perhitungan VHTR yang lebih komplek selanjutnya model dua region lebih efektif untuk digunakan karena waktu komputasinya hanya setengah dari model 6 region.

Fraksi packing bahan bakar yang lebih besar, yang juga berarti pemuatan U-235 yang lebih banyak memberikan nilai k-eff yang semakin kecil. Hal ini menunjukkan efek dominan dari graphit sebagai moderator yang memperbesar probabilitas interaksi neutron dan sebagai reflektor yang memperkecil kebocoran neutron.

Dibandingkan hasil perhitungan yang dilakukan UM, juga menggunakan metoda Monte Carlo, secara keseluruhan perhitungan yang dilakukan memperlihatkan hasil yang baik dengan selisih perhitungan untuk kedua model bahan bakar 0.5%, pada fraksi packing 0.29.

UCAPAN TERIMA KASIH Ucapan terimakasih kami berikan kepada Kepala PPIN Ibu Ruliyanti Pardewi,MM dan Kepala Bidang Komputasi Dra.Khairina yang telah memberikan kesempatan kepada penulis untuk terlibat dalam forum penelitian VHTR. Juga kepada Bapak Zuhair atas konsultasinya terkait dengan pemodelan VHTR.

DAFTAR PUSTAKA

1. IDAHO NATIONAL LABORATORY, “Development of Safety Analysis Codes and Experimental Validation for a Very High Temperature Gas-Cooled Reactor”, Final Report, Idaho National Laboratory, March 2006.

2. “NGNP Point Design – Result of the Initial neutronics and Thermal-Hydraulic

Assessments During FY-03”, INEEL USA, September 2003. 3. “MCNP – A General Monte Carlo N-Particle transport Code Version 5”, LA-UR-

03-1987, April 24,2003.


340

4. “HTR-N Reactor Physics and Fuel Cycle Studies”, J.C. Kuijper et.al, #2 Intl. Topical Meeting on HTR Technology, China, September 2004.

5. “NGNP–Design Methods Development and Validation Research and

Development Program Plan, INEEL USA, September 2004.

DISKUSI

SRIYONO Percepatan penguasaan teknologi PLTN perlu direalisasikan dalam bentuk yang lebih nyata. Seberapa jauh kemampuan kita untuk dapat mendesain (hingga membayar) PLTN TOPAN SETIADIPURA Tentang kemampuan kita mendesain dan membangun PLTN, saya batasi untuk satu aspek penting yaitu membangun perangkat simulasi dalam bentuk software. Negara-negara produsen PLTN semua melalui fase ini, termasuk Korea. Untuk membangun itu potensi kita cukup memadai, pembenahan perlu diperkuat untuk koordinasi lintas lembaga. Untuk aspek diluar itu saya belum bisa komentar. EDWAREN LIUN Bagaimana prospek aplikasi Reaktor Maju (HTR) di Indonesia yang mensyaratkan jenis PLTN harus proven TOPAN SETIADIPURA

Pada dasarnya reaktor maju, misalnya HTR tidak diproyeksikan sebagai calon PLTN pertama di Indonesia. Namun peluang untuk aplikasi VHTR, khususnya tipe PBMR ada karena Afrika Selatan mentargetkan mulai operasi 2016, jadi seandainya pembangunan PLTN pertama mundur hingga 3 tahun dari 2016, tipe PBMR (VHTR) sudah memenuhi syarat proven yaitu telah diaplikasikan minimal 3 tahun tanpa kecelakaan


341

DAFTAR RIWAYAT HIDUP 1. Nama : Topan Setiadipura 2. Tempat/Tanggal Lahir : Jakarta, 5 Juni 1980 3. Instansi : PPIN - BATAN 4. Pekerjaan / Jabatan : Staf Bidang Komputasi 5. Riwayat Pendidikan :

• S1 Fisika ITB thn 2003 • S2 Fisika ITB thn 2005

6. Pengalaman Kerja : • Pusat Mikroelektronika PAU ITB (2005-2006) • BATAN ( 2006- Sekarang )

pemodelan neutronik bahan bakar htr

Documents