Desain High Temperature Gas-Cooled Reactor (HTGR) Model Geometri Heksagonal Dua Dimensi dengan Bahan Bakar Thorium Hasil Daur Ulang
Mutia Utari * , Yanti Yulianti, dan Agus Riyanto
Jurusan Fisika, Universitas Lampung, Bandar Lampung, Indonesia, 35141
Article Information Abstract Article history: Received 10 Maret 2020
Received in revised form 10Maret 2020 Accepted 30 Maret 2020
Keywords: Core design reactor, helium, HTGR, power density, thorium.
The  Research  about  the  design  of  high  temperature  helium  gas-cooled  reactor (HTGR)  terraces  with  thorium  fuel  recycled  using  the  SRAC  program  has  been completed. This research includes the percentage of fuel enrichment, reactor core size, reactor core configuration, criticality, and the distribution of the power density. The calculation of reactor core is done in two dimensions  \sfrac{1}{6} hexagonal terrace section with a triangular mesh. The fuel is used, i.e. thorium with a burn-up of 20 GWd/t and 30 GWd/t, and helium gas as a cooler. The results obtained in this study show that the ideal HTGR reactor core design with reactor core size and configuration are (x) 22 cm at point (y) = 2035,05 cm and at (y) 11 cm at point (x) = 2035,05 cm, then enrichment in fuel 8%. The result of maximum power density is 550.3685 Watt/{cm}^3 where the position at (x) = 22 cm and axis (y) = 11 with the effective multiplication factor value {(k}_{eff}) of 1,0000002 Informasi Artikel Abstrak Proses artikel: Diterima 10 Maret 2020
Diterima dan direvisi dari 10 Maret 2020 Accepted 30 Maret 2020

## Kata kunci:
Core design reactor, helium, HTGR, power density,
thorium.
Penelitian  mengenai  desain  teras  reaktor  suhu  tinggi  (HTGR)  berpendingin  gas helium  dengan  bahan  bakar  thorium  hasil  daur  ulang  menggunakan  program SRAC telah selesai dilakukan. Penelitian ini meliputi presentase pengayaan bahan bakar, ukuran teras reaktor, konfigurasi teras reaktor, kekritisan, dan distribusi rapat daya. Perhitungan teras reaktor dilakukan secara dua dimensi \sfrac{1}{6} bagian teras heksagonal dengan mesh berbentuk triangular. Bahan bakar yang digunakan  yaitu  thorium  dengan  burn-up  20  GWd/t  dan  30  GWd/t,  serta  gas helium  sebagai  pendingin.  Hasil  yang  didapatkan  pada  penelitian  ini menunjukkan  desain  teras  reaktor  HTGR  yang  ideal  dengan  ukuran  dan konfigurasi teras reaktor yaitu pada (x) 22 cm pada titik (y) = 2035,05 cm dan  pada (y) 11 cm pada titik (x) = 2035,05 cm, pengayaan pada bahan bakar 8%. Rapat daya maksimal yang diperoleh sebesar 550,3685 Watt/{cm}^3 yang terletak pada (x) = 22 cm dan sumbu (y) = 11 dengan nilai faktor multiplikasi efektif {(k}_{eff}) sebesar 1,0000002

## 1. Pendahuluan
Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) merupakan pembakit tenaga listrik yang relatif murah, aman, dan tidak mencemari lingkungan. Salah satu bahan bakar reaktor PLTN yang sering digunakan adalah uranium alam. Selain uranium alam, unsur lain yang dapat digunakan sebagai bahan bakar reaktor nuklir adalah thorium alam. Thorium  alam  merupakan  bahan  bakar  fertil  dengan  menggunakan  isotop  Th232.  Thorium  terkandung  dalam mineral monasit yang dapat ditemukan dalam batuan granit dari hasil sisa erosi. Sedangkan di Indonesia banyak bukit-bukit yang tersusun atas batuan sisa erosi. Oleh karena itu, pembangunan PLTN di Indonesia bisa dilakukan mengingat ketersediaan Thorium di Indonesia cukup melimpah (Ngadenin et al., 2014).
Salah satu jenis reaktor nuklir dalam PLTN yang digunakan yaitu High Temperatur Gas-cooled Reactor (HTGR). HTGR adalah salah satu jenis reaktor generasi IV yang banyak dikembangkan sebagai sumber energi listrik. Sesuai dengan namanya reaktor HTGR merupakan reaktor suhu tinggi yang menggunakan gas sebagai pendingin dan grafit sebagai moderator. HTGR memiliki skala Small Medium Reactor (SWR) atau reaktor skala kecil menengah, dengan

## JOURNAL OF ENERGY, MATERIAL, AND INSTRUMENTATION TECHNOLOGY
Journal Webpage https://jemit.fmipa.unila.ac.id/
Journal of Energy, Material, and Instrumentation Technology, Vol 1. No. 1, 2020
Utari dkk, 2020/ J. Energy Mater. Instrum. Technol. Vol. 1 No. 1, 2020
fitur  keselamatan  melekat  dan  sistem  keselamatan  teknis  pasif,  sehingga  mempunyai  tingkat  keselamatan  dan keandalan  yang  baik  (Ortensi,  2012).  HTGR  menggunakan  pendingin  berupa  gas  yang  dikombinasikan  dengan bahan teras yang tahan panas, gas yang sering digunakan adalah gas Helium (He) (Dewita et al., 2012).
Geometri  2  dimensi  pada  reaktor  nuklir  ada  beberapa  jenis  seperti  silinder,  heksagonal,  dan  triangular. Perhitungan pada teras reaktor dilakukan secara 2 dimensi geometri heksagonal maka dilakukan  desain HTGR model geometri heksagonal dua dimensi (x,y) dengan bahan bakar thorium hasil daur ulang menggunakan program SRAC. SRAC adalah program yang digunakan sebagai system kode neutronik untuk mensimulasikan perilaku nuklir di dalam teras reaktor sehingga penelitian ini bertujuan untuk menghasilkan desain reaktor yang memenuhi kriteria keselamatan  melalui  analisis  neutronik.  Analisis  dilakukan  dengan  menggunakan  CITATION  pada  program Standard thermal Reactor Analysis Code (SRAC) yang dikembangkan oleh Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI) di Japan Atomic Energy Agency (JAEA) Jepang (Okumura, 2006).

## 2.  Metode Penelitian
Alat dan bahan yang digunakan pada penelitian ini adalah seperangkat personal komputer dengan Operating System (OS) Linux Mint 18.2 Acer 32 bit dan program Standard Thermal Reactor Analysis Code (SRAC). penelitian  ini  hal  yang  pertama  dilakukan  yaitu  menentukan  fraksi  volume.  Menentukan  fraksi  volume bertujuan  untuk mengetahui perbandingan  antara  volume bahan bakar  terhadap  volume  sel  bahan  bakar  yang terdiri atas bahan bakar, cladding dan pendingin (Duderstadt & Hamilton, 1976).
Setelah  menghitung  menentukan  fraksi  volume,  kemudian  dapat  menentukan  pengayaan.  Penentuan pengayaan pada reaktor HTGR dilakukan agar reaktor berada dalam keadaan kritis ( keff = 1 ). Persentase pengayaan yang digunakan pada penelitian ini dilakukan dengan dua bagian yaitu 4% - 8% dan 8%.
Setalah  itu  dapat  menghitung  densitas  atom.  Pada  setiap  reaktor  terdapat  komponen  yaitu  bahan  bakar, cladding  dan  moderator  yang  akan  dihitung  densitas  atomnya  untuk  digunakan  sebagai  input    CITATION  pada program SRAC.
Selanjutnya menentukan ukuran dan konfigurasi teras reaktor. penentuan ukuran teras reaktor kemudian mengubah-ubah  konfigurasi  bahan  bakar  tanpa  mengubah  ukuran  dari  teras  reaktor  (Okumura,  2007).  Pada penelitian ini untuk menentukan ukuran dan konfigurasi teras reaktor digunakan model mesh triangular . Gambar 1 dalah contoh model dari inti reaktor HTGR dan contoh model mesh triangular.
Kemudian  dapat  melakukan  perhitungan  burn-up  bahan  bakar.  Perhitungan  burn-up  dilakukan  untuk perhitungan penyusutan dan produksi isotop sebagai fungsi waktu (Walter dan Reynolds, 1981). Pada penelitian ini periode  burn  up  yang  digunakan  sebesar  20  GWd/t  untuk  pengayaan  bagian  pertama  dan  30  GWd/t  untuk pengayaan bagian kedua.
Selanjutnya dapat dilakukan penghitungan dengan CITATION. Hasil dari penghitungan densitas atom akan menjadi input pada penghitungan menggunakan CITATION  pada SRAC (Björk et al., 2011).
Gambar 1. Konfigurasi 1/6 teras reaktor dengan jumlah mesh 22 x 11
Utari  M,  Yulianti  Y,  dan  Riyanto  A,  2020,  Desain  High  Temperature  Gas-Cooled  Reactor  (Htgr)  Model  Geometri  Heksagonal  Dua Dimensi Dengan Bahan Bakar Thorium Hasil Daur Ulang, Journal of Energy Material and Instrumentation Technology , Vol 1. No. 1, 2020

## 3.  Hasil Dan Pembahasan

## 3.1  Perubahan Pengayaan
Pada  peneitian  yang  telah  diperoleh  pengaruh  pada  persentase  pengayaan  bagian  pertama  yaitu  4%  -  8% dengan rentang 0,5%. Sedangkan pada persentase pengayaan bagian kedua yaitu tetap sebesar 8%. Hasil pengaruh pengayaan terhadap keff ditunjukkan pada Tabel 1 .
Tabel 1. Pengaruh pengayaan terhadap k eff
Bagian 1 (%) Bagian 2 (%) Bagian ( x ) (cm) Bagian ( y ) (cm) 𝑘 eff 4,0 8,0 200 200 0,8322546 4,5 8,0 200 200 0,8605862 5,0 8,0 200 200 0,8870626 5,5 8,0 200 200 0,9116732 6,0 8,0 200 200 0,9345804 6,5 8,0 200 200 0,9559281 7,0 8,0 200 200 0,9758794 7,5 8,0 200 200 0,9945993 8,0 8,0 200 200 1,0122317
Berdasarkan Tabel 1 , menunjukan nilai k_{eff} yang sudah melewati satu dan paling mendekati satu terletak pada pengayaan sebesar 8% dengan nilai k_{eff} yang didapatkan sebesar 1,0122317. Pengayaan 8% menghasilkan reaksi fisi yang telah terjadi di dalam reaktor. Semakin tinggi pengayaan bahan bakar yang digunakan maka reaksi fisi semakin besar sehingga meningkatnya jumlah neutron yang dihasilkan yang ditunjukkan pada Gambar 2 .
Gambar 2. Grafik pengaruh pengayaan terhadap 𝑘 eff .

## 3.2  Ukuran Teras Reaktor
Nilai hasil pengaruh pengayaan bahan bakar dengan nilai k_{eff} yang paling mendekati satu akan digunakan untuk input pada CITATION, dengan mendapatkan ukuran teras reaktor yang diinginkan. Nilai keff yang sangat mendekati  kekritisan  dilakukan  perubahan  ukuran  pada  teras  reaktor  seperti  yang  dilakukan  oleh  penelitian sebelumnya oleh Saputra (2019) dan Dilaga (2019). Pada penelitian ini (x) yang sebelumnya 2200 cm akan diubah ukurannya menjadi 2002,05 – 2068,05 cm dengan perbedaan 11 cm, sedangkan ukuran (y) yang sebelumnya 2200 cm diubah menjadi ukuran 2002,05 – 2068,05 cm dan nilainya tetap. Berdasarkan hasil yang diperoleh pada Tabel 2 ,  ditunjukkan  bahwa  nilai  keff  yang  mendekati  satu  terdapat  pada  (x)  =  2035,05  cm dengan  nilai  keff  sebesar 1,0000002. Pengaruh (x) terhadap nilai keff juga dapat dilihat pada Gambar 3 dan perubahan yang dilakukan pada (y) seperti perubahan yang dilakukan pada (x) dan dapat dilihat pada Tabel 3 dan Gambar 4 . Hal ini menunjukan bahwa reaksi fisi yang dihasilkan pada teras reaktor semakin meningkat.
0.80 0.85 0.90 0.95 1.00 1.05 4 5 6 7 8 9 k ef f
Pengayaan  (%)
Utari dkk, 2020/ J. Energy Mater. Instrum. Technol. Vol. 1 No. 1, 2020
Tabel 2. Pengaruh ukuran ( x ) terhadap 𝑘 eff x (cm) y (cm) 𝑘 eff 182,0045 185,0045 0,9986216 183,0045 185,0045 0,9990858 184,0045 185,0045 0,9995453 185,0045 185,0045 1,0000002 186,0045 185,0045 1,0004507 187,0045 185,0045 1,0008968 188,0045 185,0045 1,0013385
Gambar 3. Grafik Pengaruh ( x ) terhadap 𝑘 eff
Tabel 3. Pengaruh ukuran baris ( y ) terhadap 𝑘 eff
x (cm) y (cm) 𝑘 eff 185,0045 182,0045 0,9986216 185,0045 183,0045 0,9990858 185,0045 184,0045 0,9995453 185,0045 185,0045 1,0000002 185,0045 186,0045 1,0004507 185,0045 187,0045 1,0008968 185,0045 188,0045 1,0013385
Gambar 4. Grafik Pengaruh ( y ) terhadap 𝑘 eff .

## 3.3  Rapat Daya
Berdasarkan hasil perhitungan pada CITATION didapatkan nilai dari rapat daya maksimum sebesar 550,3685 Watt/cm3 yang terdapat pada titik (x) = 22 dan titik (y) = 11. Rapat daya relatif yang dihasilkan pada (x) dapat dilihat pada Gambar 5 rapat daya maksimum yang didapatkan terletak pada titik (x) = 22 dengan nilai faktor puncaknya 2,598174 dan dengan nilai rapat daya rata-rata yang dihasilkan yaitu 211,8290 Watt/cm3. Kemudian pada (y) dapat dilihat  pada Gambar  6 rapat  daya  maksimum  yang  didapatkan  terletak  pada  titik  (y)  =  11  dengan  nilai  faktor puncaknya 2,333925 dan dengan nilai rapat daya rata-rata yang dihasilkan yaitu 235,8124 Watt/cm3. Maka nilai rapat  daya  relatif  semakin  meningkat  pada  (x)  dan  (y)  yang  mengarah  ke  dalam  bagian  bahan  bakar.  Hal  ini disebabkan karena pada bagian bahan bakar merupakan tempat terjadinya reaksi fisi.
0.998 0.9985 0.999 0.9995 1 1.0005 1.001 1.0015 1980 2000 2020 2040 2060 2080 k ef f x (cm) 0.998 0.9985 0.999 0.9995 1 1.0005 1.001 1.0015 1980 2000 2020 2040 2060 2080 k ef f y (cm) 0 0.5 1 1.5 2 2.5 3 0 500 1000 1500 2000 2500 R ap at D ay a R el at if ( U n it) x (cm)
Utari  M,  Yulianti  Y,  dan  Riyanto  A,  2020,  Desain  High  Temperature  Gas-Cooled  Reactor  (Htgr)  Model  Geometri  Heksagonal  Dua Dimensi Dengan Bahan Bakar Thorium Hasil Daur Ulang, Journal of Energy Material and Instrumentation Technology , Vol 1. No. 1, 2020
Gambar 5. Grafik rapat daya realtif pada ( x ) dengan panjang titik ( y ) 2035,0495 cm
Gambar 6. Grafik rapat daya realtif pada ( y ) dengan panjang titik ( x ) 2035,0495 cm

## 3.4  Desain Teras Reaktor
Data hasil yang diperoleh didapatkan desain teras rekator HTGR yang memenuhi standar kekritisan sebuah reaktor dan memiliki distribusi rapat daya yang cukup baik dengan energi yang optimal ketika pengayaan bahan bakar sebesar 8%. Desain teras reaktor HTGR dapat dilihat pada Gambar 7 sehingga didapatkan model geometri teras  reaktor  yang  ideal,  dalam  penentuan  ukuran  teras  reaktor  kemudian  mengubah  konfigurasi  bahan  bakar tetapi tidak mengubah ukuran teras reaktor (Okumura, 2007).

## 4.  Kesimpulan
Kesimpulan yang diperoleh bahwa semakin besar persentase pengayaan bahan bakar, maka nilai keff yang dihasilkan semakin besar karena reaksi fisi yang terjadi pada teras reaktor lebih banyak. Desain teras reaktor HTGR yang memenuhi standar kekritisan berada pada ukuran (x) 2035,05 cm dan (y) 2035,05 cm dengan menggunakan pengayaan sebesar 8% yang menghasilkan nilai keff sebesar 1,0000002. Nilai rapat daya relatif semakin meningkat pada (x) dan (y) yang mengarah ke dalam bagian bahan bakar. Hal ini disebabkan karena pada bagian bahan bakar merupakan tempat terjadinya reaksi fisi.

## 5.  Daftar Pustaka
Björk,  K.  I.,  Valentin,  F.,  dan  Christophe,  D.  2011.  Comparison  of  Thorium-Based  Fuels  with  Different  Fissile Components in Existing Boiling Water Reactors. Progress in Nuclear Energy. 53(6):618 – 625. Dewita, E. 2012. Analisis Potensi Thorium Sebagai Bahan Bakar. Pengembangan Energi Nuklir. 14(1):45 – 56. Dilaga, N. M., Yulianti, Y., dan Riyanto, A. (2019). Desain Teras Reaktor High Temperatur Gas-Cooled Reactor (HTGR) Model Mesh Triangular Dua Dimensi Berbahan Bakar Thorium Berpendingin Gas CO2. Teori Dan Aplikasi Fisika, 7(1):107 – 116.
Duderstadt, J.J., dan Hamilton, J. H. 1976. Nuclear Reactor Analysis. John Wiley and Sons Inc. USA. Ngadenin., Syaeful, H., Widana, K. S., Sukadana, I. G., dan Indrastomo, F. D. 2014. Studi Potensi Thorium Pada Batuan Granit di Pulau Bangka. Jurnal Pengembangan Energi Nuklir. 16(2):143 – 155.
Okumura,  K.,  Kugo,  T.,  Kaneko,  K.,  dan  Thuchihashi,  K.  2006.  A  Comprehensive  Neutronics  Calculation  Code System. Japan. JAEA. 4-26.
Okumura, K. 2007. Introduction of SRAC for Reactor Phisics Analysis. Japan: JAEA. 10-15.
Ortensi, J. 2012. Prismatic Modular High Temperature Gas Cooled Reactor. IAEA Course on High Temperature Gas Cooled Reactor Technology Tsinghua University. Beijing.
Saputra,  D.  R.,  Yulianti,  Y.,  dan  Riyanto,  A.  2019.  Studi  Desain  High  Temperature  Gas-Cooled  Reactor  (HTGR)
Berpendingin Gas Hidrogen Menggunakan Bahan Bakar Thorium. 7(1):99 – 106.
Walter, A. E., dan Reynolds, A. B. 1981. Fast Breeder Reactors. Pergamon Press. U.S.A.
-0.5 0 0.5 1 1.5 2 2.5 0 500 1000 1500 2000 2500 R ap at D ay a R el at if ( U n it) y (cm)