-
38
BAB III
DESAIN REAKTOR DAN METODE PERHITUNGAN
3.1 Spesifikasi Umum Desain Reaktor
Pada penelitian ini, penulis menggunakan data-data reaktor GCFR yang
sedang dikembangkan oleh para ilmuwan dari Argonne National Laboratory di
Amerika Serikat [2]. Parameter yang diubah pada kali ini adalah jenis bahan
bakar, tipe pin cell, tinggi reaktor, diameter reaktor dan fuel fraction. Sedangkan
parameter yang lainnya tetap kita pertahankan dari data-data yang telah dipakai di
Argonne National Laboratory. Berikut spesifikasi Gas Cooled Fast Reactor yang
digunakan pada makalah ini:
Tabel 3.1-1 Spesifikasi Umum Desain Reaktor
Spesifikasi Umum Desain Reaktor
No Parameter Spesifikasi
1 Daya (Termal) 2400 MWt
2 Geometri Teras Cylinder Balance
3 Karakteristik Teras Small-long life core
4 Bahan Bakar (fuel) Uranium Alam
5 Struktur(cladding) SS316
6 Pendingin (coolant) Helium
7 Tipe Pin cell Hexagonal cell
8 Pin pitch/diameter 1.26cm
9 Tinggi teras aktif 1,50 m
10 Diameter teras aktif 2,50 m
11 Tebal Cladding 0.4 0.8 mm
-
39
12 Fuel fraction (%) 30-60
13 Densitas daya (watt/cc) 100
14 Temperature inlet/outlet 480/850 C
15 Tekanan operasi Helium 7 Mpa
16 Interassembly gap, mm 7
17 Jumlah pin per core subassembly 271
18 Total panjang pin, m 3,34
19 Diameter fuel pellet, ID/ODmm (annular) 3,02/7,37
20 Diameter fuel pin, mm 9,57
3.2 Pembagian Grup Energi Pada Perhitungan
Karena GFR menggunakan neutron cepat, maka dalam perhitungan cell dan
teras range energi thermal tidak dipakai. Yang digunakan adalah range energi
cepat, dengan pembagian range energi seperti table 3.2.1
Tabel 3.2-1 Pembagian Grup Energi
Grup Range Energi (eV)
Energi maks Energi min
1 1.00000E+07 7.78800E+06
2 7.78800E+06 6.06530E+06
3 6.06530E+06 4.72370E+06
4 4.72370E+06 2.86500E+06
5 2.86500E+06 1.73770E+06
6 1.73770E+06 1.05400E+06
7 1.05400E+06 3.53580E+02
8 3.53580E+02 4.13990E-01
-
40
3.3 Material Teras
Teras merupakan komponen paling penting dalam hal perancangan reaktor
nuklir. Pada bagian teras terdapat tiga komponen yaitu bahan bakar (fuel), struktur
(cladding), dan pendingin (coolant). Berikut adalah penjelasan dari ketiga
komponen tersebut:
3.3.1 Bahan Bakar (Fuel)
Bahan bakar didalam reaktor nuklir berfungsi untuk menghasilkan energi
dari reaksi fisi yang terjadi didalam teras. Pada reaktor cepat GFR, bahan bakar
yang digunakan seharusnya tahan pada burn up yang sangat tinggi (100 MWd/kg). Level ini sekitar tiga kali lebih besar daripada PWR, sehingga reaktor
cepat memiliki fission product yang sangat tinggi. Bahan bakar juga harus mampu
mempertahankan daya tertentu yang besarnya sekitar empat kali lebih besar dari
PWR, serta gradien temperatur yang lebih tinggi dikarenakan diameter pin bahan
bakar yang lebih kecil.
Pada penelitian kali ini, kita menggunakan bahan bakar uranium alam U238.
Setelah bereaksi U238 akan menghasilkan Pu239 yang memungkinkan untuk
digunakan kembali sebagai bahan bakar. Jumlah isotop-isotop U238 jumlahnya
sekitar 99.3% dan U238 tidak dapat berfisi secara langsung. Maka dilakukan usaha
pengubahan U238 (bahan fertile) menjadi bahan lain yang dapat berfisi (bahan
fissil).
Diketahui bahwa bahan U238 dapat berubah menjadi Pu239 dan Th232
berubah menjadi U233 melalui proses tangkapan neutron (neutron capture) pada
energi sekitar 1 MeV. Jika bahan fisil yang dihasilkan dari bahan fertil lebih
-
41
banyak daripada bahan fisil yang musnah maka proses tersebut disebut breeding.
Dengan demikian bahan fertil yang berlimpah di alam dapat dimanfaatkan untuk
mendapatkan lebih banyak bahan fisil. Perbandingan antara bahan fisil yang
dihasilkan dengan bahan fertil yang musnah dalam suatu siklus bahan bakar
disebut Breeding Ratio (BR). Pada reaktor cepat BR > 1. Berikut adalah rantai
konversi sederhana dari U-Pu
242Pu
237U 238U 239U
237Np 239Np 240Np
240Pu239Pu 241Pu
241Am
238Pu
238Np(n, )
(n, )
(n, )
(n, ) (n, ) (n, )
(n, 2n)
(6.75d)
(2.1d)
(23.5m)
(2.35d) (7m)
(14.3y)
242Pu
237U 238U 239U
237Np 239Np 240Np
240Pu239Pu 241Pu
241Am
238Pu
238Np(n, )
(n, )
(n, )
(n, ) (n, ) (n, )
(n, 2n)
(6.75d)
(2.1d)
(23.5m)
(2.35d) (7m)
(14.3y)
Gambar 3.3-1 Rantai Konversi U-Pu
3.3.2 Struktur (Cladding)
Cladding adalah penyatuan dua jenis logam atau metal yang berbeda. Pada
cladding, logam yang ingin dilindungi atau di-clad dengan logam yang memiliki
elektronegatifan lebih kecil, atau lebih tepatnya lebih elektropositif. Ini
dimaksudkan agar elektron yang akan menyerang logam yang ingin dilindungi
akan mengalir ke logam yang lebih elektropositif ini sehingga korosi terjadi pada
logam yang lebih elektropositif (dengan kata lain lebih mudah terkorosi). Proteksi
-
42
korosi ini biasanya digunakan untuk fasilitas-fasilitas yang minim ruang dan
menginginkan low cost.
Pada penelitian ini kita menggunakan Pada desain reaktor ini akan dipakai
Stainless Steel 316 (SS316) yang merupakan bahan yang paling sering digunakan
oleh LMFBR. Alasan utama pemilihan SS316 adalah karena karakteristiknya
yang sangat tahan pada temperatur yang tinggi, ketahanannya
menghindari pembengkakan, kecocokannya dengan bahan bakar campuran
oxide dan pendingin sodium dan harganya yang relatif murah.
Komposisi beberapa Stainless Steel diberikan oleh tabel berikut:
Dalam perhitungan input sel, komposisi cladding SS316 yang dipakai dalam
reaktor ini adalah sebagai berikut:
Tabel 3.4-1 Komposisi Unsur SS316 yang Digunakan
unsur C Fe Cr Ni Mn Mo Si P S
% 0.075 65.86 17 12 1.75 2.5 0.75 0.04 0.025
Tabel 3.3-1 Komposisi beberapa Stainless Steel
Jenis C 3.4 Cr Ni Mn Mo Ti Si P S
stainless
steel
304 0.08
max base
18.0 to
20.0
8.0 to
12.0
2.0
max
1.0
max
0.045
max
0.030
max
316 0.08
max base
16.0 to
18.0
10.0 to
14.0
2.0
max
2.0 to
3.0
1.0
max
0.045
max
0.030
max
321 0.08
max base
17.0 to
19.0
9.0 to
12.0
2.0
max
5 X
carbon
min
1.0
max
0.045
max
0.030
max
-
43
3.4.1 Pendingin (Coolant)
Pada penelitian ini, kita menggunakan gas sebagai pendingin. Kita
memilih gas sebagai pendingin karena gas memiliki beberapa keunggulan dari
bahan-bahan material padat sepaerti Pb-Bi, Na, dan lain-lain. Beberapa
keunggulan dari pendingin gas adalah :
1. Kemampuan memindahkan panas yang terbatas (limited heat-transfer ).
Jika kita bandingkan dengan pendingin yang berasal dari cairan dan bahan
metal.
2. Gas hanya beroperasi pada satu fasa saja. Hal ini sangat menguntungkan
karena gas tidak akan pernah mengalami pendidihan dan penguapan
seperti halnya pada pendingin air.
3. Pendingin gas memiliki kemampuan menyerap neutron dan daya moderasi
yang rendah.
3.5 Spesifikasi Geometri Teras
Tabel 3.5-1Spesifikasi Teras
No Parameter Spesifikasi
1 Bentuk Teras Silinder
2 Tinggi teras aktif 150 cm
3 Diameter teras aktif 250 cm
4 Reflektor 50 cm
5 Volume teras aktif 7359375 cm3
-
44
3.5.1 Geometri Sel Bahan Bakar
Geometri sel bahan bakar yang digunakan adalah hexagonal cell yang
didefinisikan dengan IGT = 6 pada SRAC. Geometri hexagonal cell dipilih pada
penelitian ini adalah karena dengan memakai tipe cell ini maka tempat / space
penyusunan sel-sel dalam reaktor nuklir menjadi lebih efektif (tidak ada space
kosong diantara sel bakan bakar). Sel dibagi menjadi tiga region, yang terdiri atas
fuel, cladding dan coolant.
Jika diilustrasikan, bentuk dan ukuran geometri sel bahan bakar GFR pada
Pada penelitian kali ini, kita menggunakan fraksi bahan bakar 40 - 60 %, fraksi
cladding 10% - 15 % dan selebihnya adalah fraksi coolant. Misalkan, kita
mengambil fraksi bahan bakar 40%, cladding 10%, maka jumlah fraksi coolant
adalah 50%.
Fuel Cladding Coolant
0 1 2 3 titik pusat sel
Gambar 3.5-1 Daerah Pembagian Region Sel
-
45
3.5.2 Geometri Teras
Dalam penelitian ini kita menggunakan teras yang bertipe silinder balance.
Teras kita pilih silinder karena apabila kita tinjau dari faktor kebocoran neutron
(neutron leakage) dan aliran coolant (coolant flow), maka geometri silinder adalah
yang paling optimal dan reliable. Secara global teras kita bagi menjadi 7 region
radial dan 2 region axial. Enam region radial pertama merupakan region untuk
menempatkan bahan bakar (fuel) sedangkan region ketujuh adalah reflektor.
Untuk pembagian region secara axial, region pertama merupakan region untuk
bahan bakar dan region kedua (dalam perhitungan CITATION yang mengambil
bagian teras, reflektor terletak di bagian bawah teras). Secara sederhana dapat
digambarkan sebagai berikut:
Pitch = 1.26 cm
Rfuel
Rfuel+clad
Rpitch
Gambar 3.5-2 Geometri dan Ukuran Sel
-
46
3.5.3 Geometri Fuel Rod
Gambar 3.5-4 Geometri Fuel Rod
tinggi teras aktif
150 cm
diameter teras aktif
250 cm
tinggi teras 150 cm +
reflektor 50cm
diameter teras + reflektor
50cm
volume teras aktif
7359375 cm3
Gambar 3.5-3 Geometri dan Ukuran Teras
-
47
3.6 Tabel Perbandingan Reaktor
Reaktor nuklir yang dikerjakan pada penelitian ini sangatlah berbeda
dengan reaktor yang telah ada / yang sedang dikembangkan oleh negara-negara
lain (Amerika, Perancis dan Jerman). Untuk lebih jelasnya, berikut perbandingan
reaktor yang dikerjakan pada penelitian ini dengan reaktor yang sudah
dikembangkan diseluruh dunia adalah sebagai berikut :
Tabel 3.6-1 Perbandingan Reaktor Penelitian dengan Reaktor Referensi
No Perbedaan Reaktor Penelitian Reaktor Referensi
1. Bahan Bakar Uranium alam (U,Pu)O2 dan (U,Pu)C
2. Pendingin Helium Pb-Bi, CO2
3. Tipe bahan bakar Pin Pebble bed, Plate
4. Tipe pin cell Hexagonal cell Cylindrical cell, symmetric cell
5. Refueling 15 tahun sekali 20 tahun sekali
6. Umur reaktor 60 tahun 20 tahun
7. Fraksi bahan bakar 40 60 % 30 50 %
8. Daya yang dihasilkan 2400 MWt 600 MWt dan 2400 MWt
3.7 Metode Perhitungan SRAC
SRAC (Standard thermal Reactor Analysis Code system) adalalah sebuah
program yang dikembangkan oleh JAERI (Japan Atomic Energy Research
Institute). SRAC diterapkan pada analisis teras berbagai macam reaktor termasuk
perhitungan sel dengan burn up, perhitungan teras untuk semua jenis reaktor
termal, dimana perhitungan burn up teras dan manajemen bahan bakar
-
48
diselesaikan oleh kode pembantu. Karena publikasi JAERI-1302 untuk SRAC
direvisi pada tahun 1986, beberapa penambahan dan modifikasi dibuat untuk
perpustakaan data nuklir dan program. Dalam versi ini, banyak fungsi baru dan
data yang diimplementasikan untuk mendukung penelitian design reaktor nuklir
yang lebih maju. Metode probabilitas tumbukan, 1D dan 2D Sn untuk perhitungan
sel; difusi 1D, 2D dan 3D untuk teras digunakan dalam SRAC95. Sistem ini
terdiri dari beberapa perpustakaan data nuklir yang diturunkan dari ENDF/B-
IV(R2 and R5), JENDL-3.1, JENDL-3.2, dan JEF-2.2. Versi yang telah
dimodifikasi dari lima kode modulas sudah terintegrasi dalam SRAC95: modul
perhitungan probabilitas tumbukan (PIJ) untuk 16 tipe kisi geometri, modul
perhitungan transport (ANISN, TWOTRAN), modul perhitungan difusi (TUD,
CITATION) dan dua kode pilihan untuk assembly bahan bakar dan perhitungan
burn up teras.
Dengan menggunakan data nuklida dari JENDL-3.2, SRAC akan
melakukan perhitungan dan menghasilkan data penampang lintang mikroskopik
dan makroskopik dari masing-masing material teras reaktor. Langkahnya adalah,
pertama, SRAC akan melakukan perhitungan sel dan burnup untuk setiap sel
bahan bakar, kemudian dihomogenisasi dan di-colappsed berdasarkan grup yang
telah ditentukan. Perhitungan diatas terus berulang sesuai dengan banyaknya
burnup yang diinginkan dan sel bahan bakar yang terlibat, hasilnya akan disimpan
dalam Library user. Kemudian, data makroskopik dari Library user akan
digunakan sebagai data pada program CITATION untuk mencari faktor
multiplikasi, reaktivitas dan distribusi power density dari teras reaktor.
-
49
Gambar 3.7-1 Diagram Blok Perhitungan Desain Reaktor dengan SRAC
,8C.n
