studi reaktor air berat lanjut (ad vanced hwr) dengan konsep ...

Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasmtas NuklirJakarta, 20 Agustus 2003 ISSN.. 0854 - 2910

STUDI REAKTOR AIR BERAT LANJUT (AD VANCED HWR) DENGAN

KONSEP MODERATOR GANDA~.J2-

j Andang Widi Harto\ Ferhat Aziz2,Jauringkang Tabah3

] Stat pengajar pada"Program Studi Teknik Nuklir, Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik ~UGM2Peneliti pada Pusat Pengembangan Sistem Reaktor Maju (P2SRM), Badan Tenaga Nuklir Nasional3Mahasiswa S-1 pada Program Studi Teknik Nuklir, Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik -UGM

ABSTRAKRancangan reaktor nuklir PHWR-CANDU yang ada sekarang memiliki beberapa

keunggulan antara lain: aspek kese1amatan tinggi karena menggunakan bahan bakardengan reaktivitas lebih rendah dengan digunakannya U-oksida alam, pemisahan D2Osebagai moderator clan pendingin serta ekonomi neutron yang tinggi. Manfaatnyaadalah diperolehnya perilaku ekskursi daya dengan periode panjang, moderator dinginyang dapat berfungsi sebagai penerima kalor untuk waktu yang cukup lama clankeluwesan dalam pemilihan jenis-jenis bahan bakar nuklir yang digunakan. Problemumpan balik positip PHWR-CANDU ini dicoba diatasi dengan menggunakan "konsepmoderator ganda", yaitu konsep yang menggunakan sistem moderator utama yang adadi luar pipa calandria clan sistem moderator anulus yang ada pada ruang anulus. Hasilperhitungan ini menunjukkan bahwa desain ini tidal hanya dapat mencapai ump'an balikdaya lokal yang negatif, tetapi juga menjanjikan penyederhanaan dalam sistempengaturan daya dengan kemungkinan menghilangkan peran batang-batang pengaturclan juga peningkatan aspek keselamatan dengan menambah kemungkinan oapatditerapkannya lebili dari satu sistem shutdown pasif. Pendidihan moderator anulus dapatdigunakan untuk mengatur daya reaktor clan sekaligus juga untuk mengkompensasimunculnyareaktivitas lebih dari teras reaktor.

Kata Imnci : PHWR-Candu, konsep moderator ganda

ABSTRACT, The advantages of existing CANDU-PHWR reactor over other types are, better

safety performance because of the low excess reactivity by the use of natural U oxide,the separation of D2O as a moderator and as a coolant, and better neutron economy.The result in the long period power excursion behavior, cool moderator that can act aslong term heat sink, and theflexibility infuel option. Theproblem of positive feedbackin the CANDU design is to be overcome by the use of the so called "dual moderatorconcept", in which two moderator systems are used, i.e. a main moderator systemoutside calandria tube and an annular moderator system inside annular space. Theresult of this calculation showed that, this concept can achieve not only a negative local,power feedback but also promises a greater simplicity in the power regulating sustemby the possibility of elimination of adjuster rod and incOlporation of more than onepassive shutdown systems. The boiling of annular moderator can also. be used as apower regulating system as well as a core excess reactivity compensation system.

Kevwords: PHWR-CANDU, dual moderator concept

125

Prosiding Seminar Nasional ke-9 Te/alOlogidan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas NlIklirJakarta, 20 Agllstlls 2q03 - ISSN: 0854 -2910

PENDAHULUAN

Reaktor Nuklir CANDU (Canadian Deuterium Uranium) dirancang oleh AECL

(Atomic Energy of Canada Limited). Desain reaktor yang terkenal dengan.pemanfaatan

bahan bakar uranium alam ini memiliki keIebihan clan kekurangan dibanding dengan

desainPLTN lainnya.

Keunggulan Desain Reaktor Nuldir CANDU'

Desain reaktor CANDUyang ada sekarang memilikiberbagai keunggulan, antara lain'

1. menggunakanmoderator D2O clanbahan bakar uranium alamoksida;

2. menggunakankonsep "on power refueling";"

J. memilikidaya spesifikrelatif lebih rendah;

4. menggunakan moderator yang terpisah dari pendingin clan dapat dioperasikan pada

suhu clantekanan rendah (Bereznai, 1998);

5. moderator dapat berfungsi sebagai pembuang kalor (heat sink) dalam kasus LOCA

untuk waktu yang cukup lama (Snell clanWebb, 1998);

6. batang kendali disisipkanpada moderator dinginclanbertekanan rendah;

7. tleksibel dalam penggunaan bahan bakar seperti : uranium alam, bahan bakar bekas

BWR clan PWR, uranium berpengayaan rendal1, MOX clan campuran uranium

berpengayaan rendah dengan torium (Hedges clanYu;-1998).

Rancangan real1or CANDU sekarang memiliki dua sistem shutdown aktif

(Bereznai, 1998). Si~ttO1shutdown pertama menggunakan batang penyerap neutron

sedangkan sistem shutdown kedua menggunakan sistem penginjeksi larutan penyerap

neutron (Gd-nitrat) dalamD2O ke moderator. Dengan demikianpersyaratan redundancy

(sistem berlapis) terpenuhi.

Kekurangan Desain PffiVR-CANDU

Kekurangan desain CANDU ialah memiliki umpan balik positif, sistem

shutdown aktif clan efisiensitermal fendah. Akibat pemisahan pendingin clanmoderator,

pendidihan pendingin akan mengeraskan spektrum neutron cepat pada saluran bahan

bakar. Hal ini akan mengurangi serapan resonansi clan menambah fisi cepat sehingga

meningkatkan laju reaksi fisi clandaya.

Umpan balik daya yang positif kurang menguntungkan ditinjau dari aspek

keselamatan karena akan mempercepat kenaikan daya clan menambah kerumitan sistem

pengendalian daya. Oleh karena itu, dengan mengupayakan tercapainya umpan balik

126

Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas NuklirJakarta, 20Agustus 2003 ISSN.. 0854 - 2910

daya yang negatif, faktor keselamatanyang lebih baik dapat diperoleh serta sistem

kendali yang lebih sederhana dapat digunakan.

Kedua sistem shutdown yang telah diuraikan di alas masih menggunakan sistem

aktif walaupun te1ahmemenuhi syarat redundansi. Sistem aktif adalah masih berpeluang

kegagalan.

Kelemahan ketiga desain reaktor CANDU sekarang adalah efisiensi termalnya

rendah. Hal ini karena desain tersebut menggunakan pendingin air berat bertekanan

yang suhunya barns dibatasi berdasarkan tekanan yang mampu ditoleransi oleh sistem

pendingin primernya.

Pemecahan Masalah

Kesulitan-kesulitan ini akan diatasi dengan konsep moderator ganda. Gagasan

utama konsep ini adalah untuk membuat pendidihan moderator secara -parsial pada

saluran bahan bakar yang mengalami pemanasan berlebih clanmenjaga pendidihan tetap

berada pada tempat tersebut. Lebih jauh, pendidihan parsial ini dapat diatur untuk

mengatur daya reaktor, memperoleh keseragaman distribusi daya secara radial, serta

mengkompensasi daya lebih teras.

LATAR BELAKANG TEORETIS

Konsep HWR lanjut yang dipelajari di sini memungkinkan penggunaan

beberapa sistem shutdown pasif, ekonomi neutron yang lebih tinggi (karena tidak lagi

menggunakan batang pengatur), penyederhahaan prosedur pengaturan daya serta

kondisi agar moderator tetap mampu menjadi pelesap kalor saat kecelakaan. Gambar 1

menunjukkan skema reaktor dengan konsep moderator ganda sedangkan Gambar 2

menunjukkan tampang lintang reaktor clan salah satu saluran bahan bakarnya

dibandingkan dengan saluran bahan bakar reaktor CANDU sekarang.

Pacta konsep moderator ganda ini, diameter pipa calandria diperbesar sementara

diameter pipa tekan clan jarak kisi antara saluran bahan bakar yang berdekatan

dipertahankan sarna dengan pactarancangan reaktor CANDU sekarang. Hasilnya adalah

peningkatan volume ruang anulus serta pengurangan volume moderator utama. Pacta

ujung masukan saluran bahan bakar, dibuat lubang-Iubang yang diatur ukurannya pacta

pipa calandria, sehingga D2O dari ruang moderator utama dapat memasuki ruang anulus

dan berfungsisebagaimoderator anulus. Reaktor juga dirancang untuk penggunaan D20

sebagai reflektor neutron yang ditempatkan pada tangki reflektor radial. Reaktor hanya

127

Prosiding Seminar Nasional ke-9 Tekvologi dan Keselamatan PLTN Serlo Fasilitas NlIklirJakarta, 20Agllstlls 2003 ISSN: 0854 -2910

dapat mencapai kondisi kritis jika ruang moderator. utama, ruang anulus clan tangki

reflektor radial terisi D2O. Selanjutnya, tingkat penguapan moderator anulus dapat.- . . --"

diatur untuk mengatur kritikalitas reaktor.

Sejumlah kecil kalor tetapi cukup akan dipindahkandari pendingin ke moderator

anulus melalui dinding pipa tekan. Jumlah kalor ini harus cukup, jumlah kalor yang

terlalu besar akan rneningkatkan tekanan sistem moderator, sementara jumlah kalor

yang terlalu kecil membuat konsep ini kurang efektif

21

m:';:':

)::::1

13

Gambar 1

KETERANGAN:

1. Ruang moderator utama2. Perisai realtor3. Bundel bahan bakar

nuklir4. Sistem saluran bahan

bakar dengan ruanganalog

5. Penutup unjung saluranbahan bakar

6. Penyangga tumpukanbahan bakar nuklir

7. Ruang penampungmoderator yang keluardati ruang analog

8. Tangki reflektor radial9. Pipa pengumpan

masukan (inlet feeder)IO.Pipa pembagi masukan

(inlet header)II.Pipa pengumpan keluaran

(outlet 0Mer}I2.Pipa p~mbagi keluaran

(outlet header)l3 .Katup pengurasan tangki

reflektor radial14.Katup yang membuka

pada tekanan rendah(low pressure openingvalve)

IS.Pompa penclingin primer16.Pembangkit nap (steam

generator)I7.Alat penekan pendingin

primer (pre.r.rurizer)I8.Pompa moderatorI9.Alat penukar panas

moderator20.Pengatur tekanan

moderator21.Katup pelepasan tekanan22.Katup pengatur aliran

moderator analog23.Sistem anti moderator

overcooling

Skema Reaktor HWR lanjut dengan Konsep Moderator Ganda

128

Prosiding Seminar Nasional ke~9 Teknologi don Keselamatan PrI"N Serlo Fasihtas NuklirJakarta, 20 Agustus 2003 ISSN.. 0854 -2910

Reflektor Radial .

oderator Utama

PENAMPANGLINTANG

TERAS HWRLAN JUT

HWR LAN JUT endingin Utama

Batang Bahan Bakar (UO2,dengan kelongsong Zr-alloy)

CANDU

PENAMP ANG LINT ANG DESAIN SALURAN BAHAN BAKAR TIPIKAL

Gambar 2 Tampang Lintang Teras Reaktor HWR Lanjut

Bagian dalam pipa tekan dilapisi dengan isolator keramik untuk mencegah

perpindahan panas berlebihan dari pendingin ke moderator anulus. Secara keseluruhan

moderator akan bersirkulasi dari ruang moderator utama dahim kondisi cair sub dingin,

memasuki ruang anulus pacta tiap-tiap saluran bahan bakar melalui lubang-Iubang pacta

ujung pipa calandria kemudian keluar melalui lubang-Iubang pacta ujung keluaran pipa

calandria dalam kondisi dua rase (cair jenuh clan uap jenuh). Moderator selimjutnya

dialirkan ke suatu alai penukar kalor sehingga menjadi cair sub dingin kembali clan

selanjutnya dialirkan kembali ke ruang moderator utama. Sirkulasi ini dilakukan dengan

menggunakan pompa moderator.

129

Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologidan KeselamatanELTN-Serta.F.:asjJitasNuklir ~..; . . ...u .-- - --_._.~Takarta.20 Agustus 2003 ISSN.. 0854 -2910

Kapasitas pompa moderator dapat diatur untuk mengatur laju alir moderator

untuk mendapatkan derajat pendidihan sesuai. Derajat pendidihan pada setiap saluran

bahan bakar dapat ditentukan untuk mencapai distribusi pembangkitan daya yang lebih

merata dengan menentukan ukuran lubang-Iubang masukan pipa calandria untuk setiap

saluran bahan bakar.

Derajat pendidihan- pada semua saluran dapat diatur untuk mengatur daya

reaktor. Untuk meningkatkan daya reaktor, kapasitas pompa moderator ditingkatkan.

Hal ini akan mengurangi tingkat pendidihan moderator dalam ruang anulus sehingg"

reaktor menjadi superkritis dandayanya naik. Kenaikan daya ini akin menambah

derajat pendidihan sehingga akan mengurangi derajat superkritis sampai tercapai

kesetimbangan pada suatu tingkat daya yang lebih tinggi. Hal yang sebaliknya

dilakukan untuk menurunkan daya reaktor. Maka, batang pengatur dapat dihilangkan,

sehinggamengurangi serapan neutron clanmeningkatkan ekonomi neutron.

Dalam kasus pemanasan berlebih pada suatu saluran bahan bakar, peningkatan

suhu pendingin pada saluran itu akan meningkatkan transfer kalor ke moderator pada

ruang anulus dari saluran yang bersangkutan sehingga derajat pendidihannya

meningkat. Peningkatan derajat pendidihan ini akan mengurangi kemampuan moderasi

di sekitar saluran itu sehingga menurunkan fluks neutron termal darrjuga daya lokal di

sekitar saluran tersebut. Jika pemanasan lebih terjadi pada seluruh reaktor, maka

fenomena yang sarna akan terjadi pada seluruh reaktor. Dengan demikian, akan dicapai

. ~- umpan balik daya yang negatif.

Katup pengatur aliran moderator anulus berfungsi untuk mengurangi aliran

moderator pada saluran jika terjadi pemanasan berlebih. Katup ini bekerja secara pasif

berdasarkan ekspansi gas isian akibat kenaikan suhu jika terjadi pemanasan berlebih

sehingga mengurangi bukaan outlet moderator anulus pada saluran yang bersangkutan.

Katup ini akan memperbesar efek peningkatan pendidihan pada saat terjadi pemanasan

berlebih, sehingga memperkecil jumlah kalor yang dilepaskan ke moderator anulus. Hal

ini akan meningkatkan efisiensi konversi energi.

Lebih lanjut, sistem pemompaan moderator dapat dirancang sedemikian rupa

sehingga kemampuan pemompaan maksimum hanya dapat mengkritiskan reaktor pada

suatu tingkat daya tertentu (misalnya 110 % daya nominalnya) pada kondisi bahan

bakar barn. Dengan dernikian daya tak terkendali melampaui tingkat yang disebutkan di

atas dapat dicegah.

130

Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi don Keselamatan PLTN Serlo Fasilitas Nuklir -Jakarta, 20 Agustus 2003 ISSN: 0854 -2910

Selanjutnya, kegagalan pada sistem pompa moderator akan mereduksi laju alir

moderator sehingga terjadi pendidihan dengan derajat tinggi pada moderator anulus. Hal

ini menurunkan kemampuan moderasi sehingga reaktor menjadi subkritis clan akan

padam (shutdown).

Sistem moderator dirancang untuk memilikikemampuan thermosyphoning yaitu. .

mengalir dengan sirkulasi alam ketika p~mpa mati, sehingga dapat mengambil kalor

peluruhan setelah reaktor di-shutdown (dimatikan). Akan tetapi laju alir moderator

akibat thermosyphoning ini hanya mampu mengkritiskan reaktor pada tingkat daya

rendah. Kondisi kritis pada tingkat clara tinggi hanya dapat dicapai dengan pompa

moderator. Dengan demikian, sistem pemompaan moderator dapat diglffiakan sebagai"sistem shutdown yang pertama, yang dapat beroperasi secara pasif del1gansuatii saklar

clara listrik sistem pemompaan yang dipicu untuk padam (off) oleh penurunan tekanan

pendingin akibat LOCA.

Sistem shutdown kedua menggunakan katup pelepas tekanan pada pengatur

tekanan moderator. Jika derajat pendidihan modertor amat tinggi (menandakan teras

dalam kondisi sangat overheating), tekanan moderator akan naik. Katup pelepas tekanan

akan membuka sehingga jumlah moderator akan berkurang clan reaktor menjadi

subkritis. ~ -

Sistem reflektor radial dapat digunakan sebagai sistem shutdown ketiga. Sistem

reflektor radial ini tidak mempunyai fungsi berkenaan dengan pengambilan kalor, tetapi

hanya- berfungsi"untuk mengkritiskan reaktor. Dengan demikian pengosongan tangki

reflektor radial tidak akan menimbulkan efek pengambilan kalor, tetapi akan

memberikan reaktivitas negatif yang cukup untuk men-shutdown reaktor. Pengosongan

tangki reflektor radial ini dapat dirancang untuk beroperasi secara pasif dengan

merancang suatu katup pengosongan yang dipicu untuk terbuka oleh penurunan tekanan

pendingin ketika terjadi LOCA.

Sistem shutdown ini menggantikan sistem shutdown aktif yang menggunakan

batang penyerap neutron yang terdapat pada desain CANDU sekarang. Sistem.s~utdownkedua clan ketiga yang relatif sederhana ini dapat menggantikan sistem shutdown aktif

yang bekerja berdasarkan injeksi larutan penyerap neutron pada reaktor CANDU

sekarang.

Potensi ekskursi clara pada desain ini adalah jika terjadi moderator overcooling.

Kondisi ini bisa timbulakibat kenaikanbeban pendinginan moderator. Hal ini diatasi

dengan sistem anti moderator overcooling. Sistem ini bekerja pasif dengan

131

Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologidan KeselamatanRLTNSertaFasilitas. Nuklir~ ,.., -'~~~C~, c~~"""C-" """ ". '

Jakarta,20Agustus2003 ISSN.. 0854 - 2910

menggunakan saklar bimetal yang akan men-switch-off pompa moderator jika suhu

masukan moderator tumn di bawah level tertentu.

Konsep ini dapat beroperasi dengan pendingin air dalam-kondisi sub dingin,

Akan tetapi konsep ini akan beroperasi lebih baik jika menggunakan air pacta tekanan

superkritis bersuhu tinggi atau uap panas lanjut bersuhu tinggi dengan tekanan relatif

lebih rendah. Pengoperasiati air pacta tekanan superkritis atau kondisi panas lanjut

memiliki dua keuntungan yaitu peningkatan pembahan suhu sehingga transfer kalor ke

mang anulus lebih efel..tifclan peningkatan efisiensi termal. Suhu lebih tinggi dapat

dicapai dengan pendingingas He.

Dengan peningkatan ekonomi neutron, dimungkinkan untuk mengoperasikan

teras reaktor dengan discharge bahan bakar (spent fuel) menjadi berkandungan U235

sangat rendah, Studi awal dengan paket program SRAC clan CITAnON menunjukkan

bahwa reaktor ini dapat mencapai kekritisan dengan bahan bakar barn berpengkayaan

rendah (1,13 % U235)clanbahan bakar sebelum didischarge berkandungan U235sangat

rendah (0,2 %) jika dioperasikan dengan one-step recycle continuous refueling mode

(mode pengisian ulang bahan bakar kontinu dengan recycle 1 tahap). Mode operasi ini

bisa mencapai burn up sekitar 11500 MWD/ton U (dengan bahan bakar barn

berpengkayaan 1,13 % U235),hampir dua kali burn up CANDU sekarang (7500~ 235 -

MWD/ton U), Dengan dischargebahan bakar yang berkandungan U sangat rendah

ini, kandungan Pu, aktinida clanhasil fisi bemmur pamh panjang sudah sangat rendah.

Maka, desain ini diharapka~ akan memenuhi persyaratan non proliferasi bahan bakar

nuklir serta menghasilkanlimbahbahan bakar nuklir yang lebih bersih.

Dengan demikian, desain reaktor ini akan menghasilkan keunggulan sebagai

berikut :

I, umpan balik daya negatif;

2. ekonomi neutron tinggi, dapat mencapai burn up lebih tinggi;

3. memenuhi persyaratan non proliferasi bahan bakar nuklir;

4. kandungan Pu, aktinida clanhasil fisi bemmur panjang pactalimbah rendah;

5. memilikikemampuan gagal allan;

6. efisiensitermal tinggi;

7. prosedur pengaturan daya sederhana;

8. secara inheren ekskursi daya dibatasi pactasuatu level tertentu;

9, mempunyailebih dari satu sistem shutdown pasif;

132

Pro::iding Seminar Nasiollal ke-9 Telmologi dan Keselamaian PLTN Serta Fasilitas NllklirJakarta, 20 Agustlls 2003. ISSN: 0854 -2910

10. tetap memiliki kemampuan untuk bertindak sebagai penerima kalor jangka

panjang setelah reaktor shutdown.

HASIL DAN PEMBAHASAl'J.~

Aspek perpindahan panas

Telah dibuat program komputer berbahasa Delphi 3.0 untuk perhitungan

perpindahan panas. Hasil perhitungan pada kondisi tunak dapat dilihat pada Tabel 2 clan

Tabel 3. Parameter-parameter yang terhitung pada Tabe! 2 clan Tabe! 3 dapat dilihat

pada Tabel 1.

Perhitungan aspek perpindahan panas tersebut dilakukan untuk distribusi daya pada

reaktor yang sebenarnya, tetapi barn dilakukan untuk distribusi daya teoritis. Dalam hal

ini daya maksimum dialami oleh salman bahan bakar yang terdapat pada bagian tengah

teras (zone radial 0). Pada Tabel 2 ditunjukkan basil perhitungan untuk salman bahan

bakar terpanas (zone radial 0) sedangkan pada Tabe! 3 ditunjukkan basil perhitungan

untuk salman bahan bakar pada zone radial 10 yang terletak pada posisi radial setengah

jari-jari teras. Kondisi operasi salman bahan bakar pada Tabel 2 clan Tabe! 3 disajikan

sebagai fungsi posisi aksial dari masukan pendingin clan moderator anulus. Tabel 4

menyatakan kondisi keluaran reaktor keselumhan.

Salman bahan bakar pada zone radial 0 membangkitkan panas lebih tinggi

dibandingkan dengan pembangkitan panas pada salman bahan bakar pada zone radial

10. Hal ini dapat dilihat dari angka-angka pada kolom dua pada Tabel 2 clan Tabe! 3

yang menyatakan panas yang dibangkitkan persatuan volume bahan bakar.

Angka negatif pada kualitas uap menunjukkan kondisi cair sub dingin, angka lebih

besar dari 100 % menunjukkan kondisi uap panas lanjut sedanglan angka antara 0 clan

100 % menunjukkan kondisi dua fasa (dalam proses pendidihan).

Pendidihan moderator anulus pada salman bahan bakar terpanas (pada zone

radial 0) dimulai dekat dari masukan (dapat dilihat pada kolom 18 pada Tabel 2).

Sementara itu pendidihan moderator anulus pada salman bahan bakar zona radial 10

(yang tidak terlalu panas) barn terjadi mendekati keluaran salman (dapat dilihat pada

kolom 18 pada Tabel 3). Hal ini berarti telah membuktikan secara numeris terhadap

keberhasilan untuk meningkatkan derajat penguapan moderator pada saat terjadi

pemanasan berlebih. Adapun pengamh peningkatan pendidihan moderator terhadap

aspek neutronik akan dapat dilihat setelah dilakukan perhitungan dalam aspek

neutronik.

133

Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi dan KeselamatanPLTN Serta fasilitas Nukli,:-Jakarta, 20 Agustus 2003 -- ISSN.. 0854 - 2910

Tabell. Daftar nama Parameter yang terdapat pada Tabel 2 dan Tabel 3

f--_n n nn ~ ~-n-n nn nnn__nn___-ifSJmJ,mrmfkm~&fi::{{NiIDj(ViNim~t~iff::f fS~mmij::::1z 1 Posisi aksial daTi em

masukanDaya per satuanvoluine bahan bakarnuklirSuhu pelet bahanbakar -Suhu kelongsongbahall bakar

Q'>'

TF -3 -8

TS

-HC

xc

AC

TC

Rho

2

9

w Entalpi fluidapelldingillKualitas (fraksimassa) uappendinginFraksi volume uappendinginSuhu fluidapendillgillDensitas fluidapendingin

n---n---n---~---nno;:$ifJij({::;:~J:fu}:

kW/l TPT 16

r:::NiwmjfiWt~M~(~JSuhu-isolatorvivatekanSuhuviva tekan

11

12

13

14

°C HAM 17 Entalpi moderatoranulusKualitas (fraksimassa) uapmoderator anulusFraksi volume uapmoderator anulusSuhu moderatoranulus

°C xAM 18

19

20

21 Densitasmoderator anulusSuhu isolator vivaealandria

Suhu vivaealandria

kJ/kg AAM

22

23

Tabel 2. Kondisi operasi saluran bahan bakar pada zone radial 0

% TAM

Jfu~tmfij:[::;°C I

°C

kJ/kg

%

%

°C-

kglm3

°C

°C

134

% Rho

°C TIC

kglm3 TCT

Time (second) : 100.0000 Radial pc3:tion (zone) index : 0Inner zone radius from axes (m) : 0.0000 Outer zons radius from axes (m) : 0.1250coolant flow rate (kg/s): 4.2088 annularmc-deratorflowrate (kg/s): 1.6945- inletcoolant pressure (b-rJ : 109.0000 outlet coclant p,essure (bar) : 100.0000inlet moderator pressure (bar) : 7.0000 outlet mcerator pressure (bar) : 6.5000inlet-----moderatortemperature ('C) : 155.9457 TAV gas terature ('C) : 516.5038heat generated by all fuel (kW) : 5281.1586 heat of fiction and expansion(kW) : 49.8698heat absorbed by coolant (kW) : 4431.1523 heat tran;:erred to moderator (kW) : 565.4848Error of heat ballance calc. (kW) : 334.3912

z q... TF TF TF TF TF TF TS HC XC r. TC "-ho TIP TPT HAMxAM AAMTAM Rho TIC TCT

em kw/l *C *C *C *C *C *C *C Jig % % *C 9/1 *C *C Jig % % *C g/1 *C *C500 0 693 693 693 693 693 693 693 3848 190 100 693 25 500 260 984 14 98 165 26 158 158480 0 696 696 696 696 696 696 696 3857 191 100 696 24 502 260 965 13 97 165 28 158 158460 0 699 699 699 699 699 699 699 3865 191 100 695 24 504 261 947 12 97 165 30 158 158440 48 818 816 808 795 777 754 721 3873 192 100 703 24 519 265 928 11 97 165 32 158 158420 143 1078 1061 1034 989 929 855 756 3870 192 100 702 24 519265 908 10 97 165 35 158 158400 235 1334 1317 1267 1186 1078 947 784 3853 190 100 694 25 514 264 889 9 96 165 38 158 158380 321 1590 1566 1494 1375 1217 1028 805 3822 lS8 100 682 25 506261 870 9 96 165 42 158 158360 398 1820 1789 1697 1545 1339 1095 818 3778 184 100 664 26 494 258 852 8 95 165 47 158 158340 467 2010 1975 1867 1687 1441 1146 822 3722 180 100641 26 479 254 834 7 95 165 52 158 158320 523 2155 2116 1997 1796 1517 1181 817 3656 175 100 615 27 461 249 S17 6 94 165 59 158 158300 567 2254 2213 2086 1870 1566 1199 805 3581 169 100 585 29 442 244 801 5 93 165 67 158 158280 597 2308 2265 2133 1907 1587 1200 785 3500 163 100 553 30 421 238 786 4 92 165 77 158 158260 612 2318 2274 2139 1907 1579 1185 758 3415 156 100 520 32 399 232 772 4 90 165 90 158 158240 612 2284 22392103 1870 1543 1153 725 3327 149 100 486 34 365 223 760 3 89 165 105 158 158220 597 2204 2159 2025 1796 1478 1104 687 3239 142 100 452 36 356221 749 3 87 165 122 158 158200 567 2074 2031 1901 1683 1385 1040 642 3153 135 100 419 38 342 217 739 2 84 165 146 158 158180 523 1897 1857 1735 1536 1269 963 596 3072 129 100 389 40 327 213 730 2 81 165 176 158 158160 467 1680 1645 1538 1365 1139 881 5532999 123 100 370 41 315 210 721 1 76 165 218 158 158140 398 1429 1399 1313 1175 995 789 5102934 118 100 355 42 306 208 713 1 69 105 279 158 158120 321 1160 1138 1075 975 844 693 469 2877 113 100 344 43 299 207 706 1 58 165 379 158 158100 235 867 854 815 752 669 571 408 2835 110 100 336 44 294 205 699 0 37 165 572 158 15880 143 623 617 597 565 522 469 3702806 108 100 331 44 294 215 693 -0 0 165 906 159 15'960 48 417 416 410 401 389 373 3402790 107 100 32: 44 292 215 687 -0 0 164 906 159 15940 0 328 328 328 328 328 328 328 2789 107 lCJ 32, 44 290 215 682 -1 0 163 908 159 15920 0 329 329 329 329 329 329 329 2792 107 l:J 32: 44 290215 677 -1 0 162 909 159 1580 0 332 332 332 332 332 332 332 2796 108 l:J 33: 45 293 215 671 -1 0 161 910 158 158

Prosiding Seminar Nasional ke-9'Telmologi dan Keselamulan PLTN SerraFasilitas NuklirJakarta, 20 Agustus 2003 ISSN.. 0854 - 2910

Tabel 3. Kondisi operasi saluran bahan bakarpada zone radial 10.

135

:

Time (second) : 100.0000 Radial position (zone) index : 10

Inner zone radius from axes (m) : 1.2500 Outer zone radius from axes (m) : 1.3750

coolant flow rate (kg/sl : 4.6411 annular moderator flow rate (kg/s) : 9.2040

inlet coolant pressure (bar) : 109.0000 outlet coolant pressure (bar) : 100.0000

inlet moderator pressure (bar) : 7.0000 outlet moderator press'He (bar) : 6.5000

inlet moderator temperature ('C) : 155.9457 TAV gas temperature ('C) : 390.0506

heat generated by all fuel (kW) : 3223.7059 heat of friction and expansion(kW) : 44.4514

heat absorbed by coolant (kW) : 2640.6250 heat transferred to moderator (kW) : 494.0640

Error of heat ballance calc. (kW) : 133.4683

z q'" TF TF TF TF' TF TF TS HC XC AC TC Rho TIP TPT HAM xAM AAM TAM Rho TIC TCTem kW/l *C *C *C *C *C *C *C J/g % % *C g/l *C *C J/g % % *C g/l *C *C

500 0 500 500 500 500 500 500 500 3365 152 100 500 33 383 228 704 1 55 165 409 158 157

480 0 502 502 502 502 502 502 502 3370 152 100 502 32 384 228 702 0 49 165 465 158 157

460 0 504 504 504 504 504 _504 504 3375 152 100 504 32 386 228 699 0 41 165 538 158 157

440 29 568 567 563 557 548 516 516 3379 153 100 506 32 395 231 697 0 29 165 641 158 157

420 87 701 696 683 662 633 596 S6 3378 153 100 505 32 395 231 695 0 12 165 797 158 157

400 143 837 829 805 767 715 652 053 3368 15: 100 501 32 392 230 693 -0 0 165 906 161 159

380 196 971 959 924 868 792 701 566 3351 151 100 495 33 388 229 691 -0 0 165 906 161 159

360 243 1097 1081 1035 960 861 742 574 3327 149 100 486 33 381 226 689 -0 0 164 906 161 159

340 285 1208 1189 1131 1039 918 775 577 3296 146 100 474 34 366 222 687 -0 0 164 907 161 159

320 319 1298 1276 1209 1103 962 798 576 3260 143 100 460 35 362 221 685 -0 0 164 907 160 159300 346 1363 1338 1265 1146 991 811 570 3219 140 100 444 36 356 219 683 -1 0 163 907 160 159

280 364 1405 1379 1300 1174 1009 818 564 3174 137 100 431 37 350 218 681 -1 0 163 908 160 159

260 373 1405 1378 1297 1168 1000 806 545 3127 133 100 408 38 339 215 680 -1 0 162 908 160 159

240 373 1382 1355 1275 14 981 789 527 3078 129 100 392 39 331 215 678 -1 0 162 908 160 159

220 364 1333 1307 1230 1108 948 765 510 3030 125 100 378 40 323 215 676 -1 0 162 909 159 159

200 346 1258 1233 1163 1050 903 733 491 2984 122 100 366 41 317 215 675 -1 0 161 909 159 158

180 319 1194 1172 1109 1007 874 720 497 2940 118 100 356 42 311 215 674 -1 0 161 909 159 158

160 285 1032 1014 962 878 769 641 442 2900 115 100 348 43 306 215 673 -1 0 161 909 159 158

140 243 893 879 837 771 684 582 413 2864 112 100 341 43 302 215 671 -1 0 161 910 159 158

120 196 755 745 715 666 602 524 389 2835 110 100 336 44 298 215 670 -1 0 160 910 159 158100 143 622 615 595 563 520 467 368 2812 108 100 332 44 295 214 669 -1 0 160 910 159 158

80 87 496 492 482 464 440 410 350 2797 107 100 329 44 293 213 668 -1 0 160 910 159 158

60 29 381 380 377 371 364 355 335 2789 106 100 328 44 292 212 667 -1 0 160 911 158 158

40 a 328 328 328 328 328 328 328 2789 106 100 328 44 290 211 666 -1 a 159 911 158 158

20 a 328 328 328 328 328 328 328 2792 107 100 328 44 290 211 665 -1 0 159 911 158 1:8a 0 332 332 332 332 332 332 332 2796 108 100 332 45 293 212 664 -2 a 159 911 158 158

Thbel 4. Kondisi keluaran reaktor keseluruhan

OUTLET CONDITION at time (second) : 100.0000

QUANTITY OUTLET HEADER OUTLET MODERATOR PLENUM

Pressure (bar) : 100.0000 6.5000

Flow rate (kg/see) : 987.3351 1857.6380

Enthalpy (kJ/kg) : 3051.6638 698.9604

Temperature ("C) : 364.3443 160.7264

Density (kg/m3) : 39.4180 228.4629

Vapor quality (%) : 125.6883 1.1110

Void fraction (%) : 100.0000 75.2774

Total heat generated by all reactor fwel (kW) : 483106.7395

Total heat of friction and expansion (kW) : 10366.9736

Total heat absorbed by coolant (kW) : 373257.0658

Total heat absorbed by moderator (kW) : 106106.4712

Total excess heat ballance (kW) : 14110.1761

Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi dan Keselamatan.PLTN $.frja.EQ~iUtq$Nukli.!: u - - - --

Jakarta, 20 Agustus 2003 - - ISSN: 0854 -2910

Aspek neutronik

Perhitungan aspek neutronik telah dilakukan dengan menggunakan paket

program SRAC-95. Perhitungan ini masih terpisah dengan perhitllngari aspek

perpindahan panas. Oalam perhitung.anini, dilakukan variasi pengisian bahan bakar clan

tingkat pendidihan moderator. Perhitungan dilakukan untuk kondisi tanpa pendidihan

moderator, operasi normal (k = 1) clan kondisi operasi dengan penambahan tingkat

pendidihanmoderator.

Variasi pengisian bh~n bakar dilakukan dengan metode once through yaitu

bahan bakar dimasukkan dari atas untuk semua salman bahan bakar clan dikeluarkan

dari bawah. Metoda ini menghasilkan distribusi bahan bakar dengan kandungan U235

tinggi pada bagian atas teras clankandungan U235rendah pada bagian bawah. Metode

lainnya adalah metode recycle. Pada metode ini, bahan bakar barn dimasukkan pada

salman bagian tepi selanjutnya keluaran bahan bakar dari salman ini dimasukkan pada

salman pada bagian tengah. Metode ini bertujuan untuk memperoleh distribusi

pembangkitandaya yang lebihmerata.

Nilai k sebagai basil perhitungan aspek neutronik dapat dilihat pada Tabel 5

untuk berbagai kondisi operasi reaktor. Yang dimaksud void dalam hal ini adalah fraksi

volume moderator anulus yang ditempati oleh uap.

Tabel 5. Nilai k untuk berbagai kondisi operasi reaktor pada berbagai variasipengisian bahan bakar clan densitas moderator

--

; IIiiIii:II11:1I:illIIi11:::1,I ~II ~ ~ ~ ili~ I:~ ~ ~ ~ ~~ ii,I~~.~ ~ iI i:1II~ ~~~IIi~I I~II II ~~~.! ~ ~~ II ~ ~:~ I ~~~:I~ iiI~i i i' il~ ~ Iii! iIi::.

:.:.:.::::.'::::::. (1# ~ ~::m r9 # im rr r r:::::::::?:::r::r::::::::d:: r:::?::::?:::::?::?::::::::::::::::::::?:::::::::::r t{~~y d Mr:f:::: :::::::r r:?:::::r m?f?: rr:: ::?

.:::::::::::::::::P:~n~~~~~::::::::t:::::::::::::::::::::::::::~.%i.~!t~~:::::::::::::::::::::::::::::::::::::::::::~~#§~~jM:::::::::..:::::::P:£m~ft~#::m~4.~rg'9i'::::::::::

:::::::::I:i::II:i~~J~~~011:il:...:.m~~I[~~I:~~f.::. ..:::,:.:.:.llli:i~ii~~i]:.'::" ,,'...":':I:!I:::~JII~~I:I~~j.~~IW:::::'_.'

1,061 1,061 1,034 1,0361,001 1,009 1,002 1,007

- - - 0,9940,941 0.941 0,941 0,977

..............-.......-,..",..., ,--"""-,,,.., ....-.-..........,. ,-,.,., -, -"""""""""

_IITanpavoid

Normal30 % void90 % void

Dari Tabel 5, dapat dilihat bahwa nilai k semakin menurnn dengan semakin

meningkatnya void. Sementara itu, void (pendidihan moderator) berdasarkan

perhitungan aspek perpindahan panas akan meningkat karena peningkatan daya reaktor.

Hal ini membuktikan bahwa desain ini memilikiumpan balik daya negatif

136

Prosiding Seminar Nasional ke-9 Teknologi danKeselarrlatan PLTN SertaPasilitas Nuklir rJakarta, 20 Agustus 2003 It < ... 0854 - 2910

KESIMPULAN,

Kajian terhadap penggunaan "konsep moderator ganda" pacta desain PHWR

CANDU telah dilakukan clan hasilnya menunjukkan bahwa konsep ini dapat

memberikan umpan balik daya negatif pacta desain ini, balk pacta sistem siklus bahan

bakar once-through maupun recycle. Hasil perhitungan ini juga menunjukkan bahwa

desain ini tidak hanya dapat mencapai umpan balik daya negatif, tetapi juga

menjanjikan penyederhanaan dalam sistem pengaturan daya dengan kemungkinan

menghilangkan reran batang-batang pengatur. Selain itu, desainini dapat meningkatkan

keselamatan dengan menambah kemungkinan diterapkannya lebih dari satu sistem

shutdown pasif, dimana pendidihan moderator anulus dapat menurunkan daya reaktor

clansekaligus mengkompensasimunculnyareaktifitas lebih dari teras reaktor.

DAFTAR PUSTAKA

- 1. DTh11\.1ICK,G. R., SPINKS, N. 1. AND DUFFEY, R., 1998, Advanced CANDUReactor with Supercritical Water Coolant: Conceptual Design Features, 1998

. Pacific Basin Nuclear Conference Proceeding, p.p. 1211-1217

2. HEDGES, K. R. AND YU, S. K. W., 1998, Next Generation CANDU Plants,1998 Pacific Basin Nuclear Conference Proceeding, p.p. 729-735

3. SOLL YCHIN, R-, CHAN, P., PURDI, P., LEI, Q., CUB lAS, N. KINGDON, D.,KUNCORO, S., VADERA, M. .A.ND NGUYEN, C., 1998, Proposed CANDU-APM Concept, Interim Report Toward Advanced CANDU 6 Deliverable No. PE-05-02-06

4. Tsuchihashi, K. et. aI., Revised SRAC Code System, JAERI 1302, 1986

5. Okumura, K., "SRAC 95 : The comprehensive neutronics calculation code system",JAERl (-)

137