## Desain Reaktor Cepat Berpendingin Gas 600 MWth dengan Uranium Alam sebagai Input Siklus Bahan Bakar
Design of Gas-Cooled Fast Reactor 600MWth with Natural Uranium

## As Fuel Circle Input
Menik Ariani 1*) , Zaki Su’ud 2) , Fiber Monado 1)
1) Jurusan Fisika, Universitas Sriwijaya
2) Jurusan Fisika, Institut Teknologi Bandung
* ) Email: menikariani@gmail.com

## ABSTRACT
This article presents the conceptual design of gas-cooled fast reactor (helium), the small size of the long-lived 600 MWth. Early stages of the design is to determine the geometry of the terrace, the value  of  the  volume  fraction  and  the  mass  fraction  of  fuel,  cladding  and  coolant  structure  to calculate  the  parameters  of  reactivity,  burnup,  power  distribution  and  density  changes  nuclides U238  and  Pu239.  The  calculation  is  done  using  SRAC-CITATION  code.  SRAC  code  with JENDL-3.2 Data nuclides produced macroscopic cross section values for the eight energy group. Multi-group numerical solution of diffusion equations for 2-D geometry terrace RZ performed by CITATION  code. The  study  results  showed  that  the  scheme  Modified  CANDLE,  thermal  power output  is  600  MWth,  with  a  fuel  cycle  for  10  years.  This  reactor  has  the  advantage  of  requiring only the input of natural uranium in the fuel cycle, without the need for enrichment processes that affect the economic value.
Keywords : Reactor, natural uranium, modified candle, burnup

## PENDAHULUAN
Energi  nuklir  merupakan  sumber  energi terbesar  yang  bebas  dari  emisi.  PLTN  yaitu pembangkit listrik tenaga nuklir tidak menghasilkan  polusi  udara  yang  tidak  dapat dikendalikan  seperti  belerang  dan  partikel- partikel penghasil gas rumah kaca. Penggunaan energi  nuklir  sebagai  pengganti  sumber  energi lain  membantu  untuk  menjaga  udara  bersih, melestarikan iklim bumi, menghindari pembentukan  ozon  di  tingkat  dasar  dan mencegah  hujan  asam.  Di  sisi  lain  uranium alam tetap menjadi pilihan yang menarik untuk reaktor saat ini  dan yang akan datang, dengan berbagai  alasan.  Bahan  bakar  ini  sederhana, hanya  terdiri  dari  tujuh  komponen  dasar,  dan dapat  dengan  mudah  diproduksi  di  banyak negara termasuk Indonesia.
Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir mendapat  pertimbangan  untuk  menjadi  salah satu  sumber  energi  listrik  alternatif  di Indonesia.  Energi  nuklir  memiliki  keunggulan dari kepadatan energinya serta biaya operasinya
yang relatif murah
dibandingkan dengan sistem-sistem energi  lainnya  terutama  energi  fosil.
Teknologi  reaktor  nuklir  kini  sudah  semakin maju, bahkan reaktor pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN) dengan konsep CANDLE selain akan  membuat  harga  listrik  menjadi  sangat murah  juga  memiliki  tingkat  keselamatan sangat tinggi.
Reaktor CANDLE ( Constant Axial shape of Neutron  flux,  nuclide  densities  and  power shape  During  Life  of  Energy  producing reactor )  adalah  sebuah  konsep  reaktor  nuklir dimana  proses  pembakaran  bahan  bakar  dapat dianalogikan  dengan  terbakarnya  lilin  [3,4]. Daerah pembakaran bergerak sepanjang sumbu reaktor  dengan  kecepatan  sebanding  dengan keluaran  energi.  Distribusi  rapat  atom,  fluks neutron,  dan  rapat  daya  dalam  daerah pembakaran  tersebut  tidak  berubah  dalam proses  penjalaran  tersebut.  Reaktor  ini  tidak memerlukan  proses  pengayaan  uranium  yang memakan  modal  sangat  besar,  tetapi  langsung dipasok  oleh  uranium  alam.  Reaktor  ini  juga mampu  membakar  limbah  nuklir  untuk menambah  pasokan  energinya.  Selama  ini limbah  radioaktif  menjadi  sesuatu  yang dikhawatirkan  oleh  dunia  karena  selain membahayakan  lingkungan  juga  bisa  menjadi bahan baku senjata nuklir.
Gas-cooled  Fast  Reactor (GFR)    adalah reaktor  cepat  Generasi  IV  yang  sedang  dalam tahap pengembangan dan baru akan dikomersialkan  setelah  tahun  2030.  Fitur  GFR berupa  pendingin  helium  spektrum  cepat  dan perputaran  bahan  bakar  tertutup.  Temperatur outlet  yang  tinggi  dari  pendingin  helium memungkinkan  untuk  menghasilkan  listrik, hidrogen  atau  proses  panas  lain  dengan efisiensi  tinggi.  Reaktor  cepat  berpendingin helium pada penelitian ini  menerapkan strategi CANDLE  yang  telah  dimodifikasi  yaitu Modified CANDLE burnup sehingga  hanya memerlukan  bahan  bakar  uranium  alam  dan limbah  nuklir  (Plutonium)  (Sekimoto  &  Yan, 2007;  Su’ud  &  Sekimoto,  2010;  Ariani  dkk, 2012; Su’ud & Sekimoto, 2013).

## TEORI
Prinsip  kerja  reaktor  nuklir  mirip  dengan pembangkit  listrik  konvensional.  Perbedaan utamanya terletak pada sumber energi dan jenis bahan  bakar.  Sumber  energi  pada  pembangkit listrik  konvensional  berasal  dari  proses pembakaran  secara  kimia  bahan  bakar  fossil, sedangkan sumber energi reaktor nuklir berasal dari  reaksi  fisi  nuklir  pada  material-material fisil.  Reaksi  fisi  nuklir  termasuk  reaksi eksoterm yang menghasilkan energi, contohnya yaitu (Duderstadt & Hamilton, 1976):
1 235 140 94 1 0 92 54 38 0 2 200 n U Xe Sr n MeV     
Deskripsi  fisis  keadaan  neutron  (populasi, distribusi, energi, kerapatan dan  fluks  neutron) pada  teras  reaktor  dinyatakan  oleh  persamaan transport. Penyederhanaan melalui aproksimasi difusi menghasilkan persamaan difusi multigrup (Duderstadt & Hamilton, 1976):
( , ) 1 . ( ) ( , ) ( ) ( , ) g g g g tg g r t D r r t r r t v t    
      
' ' ' ' ' ' 1 ' 1 ( ) ( , ) ( ) ( , ) G G g g g g sg g fg g g eff r r t v r r t k          (1)
Dengan cross section total:
     ag sg tg r r r ) ( ) ( ) (
Selama masa pengoperasian reaktor, komposisi  bahan  bakar  akan  senantiasa
berubah karena isotop-isotop fisil akan terkonsumsi (berkurang) dan dihasilkan produk fisi.  Persamaan burnup yang  menyatakan  hal ini yaitu:
(2)
Suku A A N  adalah bagian yang hilang karena peluruhan radioaktif, sedangkan A g g A Ag N          adalah  bagian  yang  hilang
karena  tangkapan  neutron, B B N  merupakan nuklida  tambahan  nuklida  A  akibat  peluruhan
B  menjadi  A  dan
C g g C g N           adalah perubahan  C  menjadi  A  melalui  tangkapan neutron.
Fluks  neutron  dan  penampang  lintang  dari hasil  perhitungan  difusi  multigrup  digunakan untuk  analisis burnup ,  selanjutnya  perubahan komposisi nuklida hasil dari persamaan burnup harus dimasukkan kembali ke dalam persamaan difusi.

## DESAIN DAN PERHITUNGAN
Strategi burnup Modified CANDLE pada teras reaktor berpendingin helium yang
menghasilkan daya termal 600 MWth. Parameter  desain  teras  reaktor  disajikan  pada Tabel  1.  Geometri  sel  bahan  bakar  yang digunakan  pada  perhitungan  desain  reaktor dalam  penelitian    ini  yaitu  bentuk  silider ( cylindrical cell ). Penampang lintangnya disajikan pada seperti pada Gambar 1.
Gambar 1. Geometri dan ukuran sel bahan bakar
C g g C g B B A g g A Ag A A A N N N N dt dN                          
Ukuran fuel  pellet,  cladding dan coolant berkaitan  dengan  fraksi  volume  ( volume fraction ).
Tabel 1 . Paremeter desain reaktor Parameter Nilai / deskripsi Daya 600 MWth Material bahan bakar Nat. U/Pu ( Nitride ) Material cladding Stainless steel Material pendingin helium Fraksi ( fuel:cladding:coolant ) 55% :10% 35% Diameter pitch 1.4 cm Tinggi teras aktif 350 cm Diameter teras aktif 240 cm Siklus bahan bakar 10 tahun burnup material bahan bakar 100 tahun Analisis neutronik dilakukan melalui perhitungan dan penyelesaian persamaan difusi 2-D  multigrup  (8  grup)  pada  geometri  R-Z, yang  terkopel  dengan  persamaan burnup yang meliputi 85 nuklida. Group constant diperoleh dari  kode  SRAC  dengan  library  JENDL-3.2 [2].  Diagram  alir  perhitungan  disajikan  pada Gambar  2.  Survey  parameter  untuk  analisa hasil  desain  meliputi: k-effective selama  1 siklus, k-infinite ,  level burnup ,  distribusi  daya arah aksial serta distribusi densitas U-238 &Pu- 239 selama b urnup bahan bakar 100 tahun.
Gambar 2. Diagram alir perhitungan
Pembagian  komposisi  bahan  bakar  pada teras diatur dengan strategi Modified CANDLE (Gambar  3).  Teras  dibagi  menjadi  10  bagian dengan  volume  sama.  Pada  kondisi  awal,
Region-1  berisi  uranium  alam  ( fresh ).    Setelah 1 siklus (10 th burnup ) maka bahan bakar dari
Region-1  ini  dipindahkan  ke  Region-2, sedangkan bahan bakar di Region-2
dipindahkan  ke  Region-3,  dan  seterusnya berlaku:  bahan  bakar  di  Region- i dipindahkan ke Region ( i+1 ). Region terakhir yaitu Region- 10 dikeluarkan dari teras.

## HASIL
Hasil  analisa  neutronik  untuk  reaktor  cepat berpendingin helium yang menerapkan strategi CANDLE  yang  dimodifikasi  disajikan  sebagai berikut.    Pada  tingkat  perhitungan  sel,  bahan bakar  dibakar  selama  100  tahun,  dengan interval  pengambilan  data  setiap  2  tahun. Perhitungan  ini  menghasilkan  beberapa  survey parameter  neutronik  seperti  level burnup , faktor  multiplikasi  tak  hingga,  distribusi densitas  nuklida  serta  data  penampang  lintang makroskopik  dari  sekumpulan  nuklida  yang kemudian  digunakan  pada  tingkat  perhitungan teras reaktor.
Burnup didefinisikan  sebagai  total  energi yang  dilepaskan  per  unit  massa  bahan  bakar sebagai  hasil  pembakaran  bahan  bakar.  Satuan yang  digunakan megawatt  days  per  metric  ton (MWd/MT)  bahan  bakar,  yaitu  jumlah  berat yang  diperlukan  untuk  menghasilkan  daya  per hari.  Efisiensi burnup juga  dapat  dinyatakan dalam  satuan  derajat  pelepasan  bahan  bakar ( discharge burnup ) dalam satuan %HM ( heavy metal ).
Gbr. 3. Skema Modified CANDLE burnup
Gambar  4  menunjukkan  perubahan  level burnup sepanjang sejarah burnup bahan bakar. Grafik  naik  secara  signifikan,  sebanding dengan jumlah/bobot uranium  yang diperlukan untuk  menghasilkan daya. Jumlah bahan bakar yang  diperlukan  sepanjang  umur  reaktor ditunjukkan pada Tabel 2.
Tabel 2. Nilai rata-rata burnup Parameter U-65% Average burnup (GWd/ton) 107,1 Peak burnup (GWd/ton) 348,9 Average Burnup (%HM) 11,4 Peak burnup (%HM) 37,2
Tabel  2  menyatakan  nilai burnup rata-rata sepanjang  sejarah  pembakaran  material  di dalam  teras  reaktor  yaitu  100  tahun,  yang dinyatakan dalam satuan GWd/ton dan %HM.
Gambar  5  menunjukkan  survey  parameter berikutnya: k-infinite ,  yaitu  faktor  multiplikasi tak  hingga. Konstanta  ini  akan  menunjukkan ukuran kenaikan atau penurunan fluks neutron, yang  dihitung  tanpa  adanya  faktor  kebocoran ke luar teras.
Disini  terjadi  perubahan  bahan  bakar  dari uranium-238  yang  belum  bisa  secara  efektif
menghasilkan  daya  besar,  menuju  bahan  bakar utama  yang  mengandung  cukup  bahan fisile yaitu plutonium-239 sehingga dapat menghasilkan  daya  yang  cukup  besar.  Profil grafik perubahan juga sesuai dengan grafik perubahan  densitas  Pu-239.  Dalam  grafik terlihat  bahwa  dalam  waktu burnup 10  tahun pertama terjadi kenaikan nilai faktor multiplikasi  tak  hingga cukup  tajam.  Hal  ini berkaitan  dengan  skema burnup pada  Gambar 3,  dimana region -1  yang  berisi  uranium  alam diletakkan di sebelah region -10 (berisi material burnup 90-100 th) yang telah memiliki material fisi  cukup  banyak.  uranium  yang  mengalami fisi  cukup  cepat  menghasilkan  jumlah  neutron lebih  banyak  sehingga  nilai naik  secara cepat.
Selama  proses burnup ,  sebagian  dari uranium-238  sebagai  bahan  bakar  utama  yang bersifat fertil berubah menjadi unsur lain akibat fisi  maupun  serapan  neutron,  yaitu  produk  fisi seperti plutonium-239, plutonium-240, plutonium-241,  plutonium-242,  neptunium- 237,  americium-241.  Proses burnup dengan strategi Modified CANDLE  menghasilkan
Gambar 5. Nilai faktor multiplikasi takhingga
Gambar 7. Kerapatan Pu-239 sepanjang burnup
Gambar 4. Level burnup sepanjang sejarah burnup
Gambar 6. Kerapatan atom u-238 selama b urnup
produk fisi ( Fission Product ) dengan konsentrasi  yang  cukup  tinggi.  Beberapa  atom mengalami  perubahan  densitas  yang  cukup signifikan, seperti uranium-238 dan plutonium- 239,  yang  disajikan  pada  Gambar  6  dan  7. Poses  akumulasi  plutonium-239  sepanjang sejarah burnup nya  dalam  reaktor  yaitu  100 tahun,  terkorelasi  dengan  proses  pengurangan uranium-238  yang  menghasilkan  Plutonium- 239.
Perhitungan  pada  teras  reaktor  dilakukan dengan menyelesaikan persaaman difusi multigrup  yang  terkopel  dengan  persamaan burnup . Parameter yang dihasilkan yaitu faktor multiplikasi  efektif  dan  distribusi  daya  pada arah radial dan aksial
Gambar  8  menunjukkan  perubahan  nilai faktor  multiplikasi  efektif  sepanjang  1  siklus bahan  bakar.  Terlihat  bahwa  reaktor  dapat beroperasi  selama  10  tahun  tanpa  pengisian ulang  bahan  bakar  karena  nilai k-eff selalu  di atas 1.0. Nilai k-eff > 1 disebut dengan keadaan superkritis,  dimana  populasi  neutron  terus bertambah. Selanjutnya tiap 10 tahun pengisian ulang  bahan  bakar  dilakukan  dengan  input uranium alam.
Gambar 9. Distribusi daya arah radial-aksial
Gambar 8. Nilai faktor multiplikasi efektif

## KESIMPULAN
Konsep  CANDLE  yang  dimodifikasi  dapat diterapkan  pada  reaktor  cepat  berpendingin helium  berdaya  termal  kecil  (600  MWth), dengan  sejarah burnup bahan  bakar  selama 100  tahun.  Reaktor  ini  memiliki  kelebihan secara ekonomis, karena dapat terus beroperasi  dengan  hanya  input  uranium  alam di setiap awal siklus pengisian bahan bakar.

## DAFTAR PUSTAKA
Ariani,  M.,  Su’ud,  Z.,  et.al,  2012, Optimization  of Small Long Life Gas Cooled Fast Reactors with Natural  Uranium as  Fuel  Cycle Input , Applied Mechanics and Materials, Vol. 260-261, p.307 Duderstadt,  J.J.  &  Hamilton,  L.J.  1976. Nuclear Reactor Analysis , John Wiley & Sons, Inc.
Okumura,  K.  Kaneko  and  K.  Tsuchihashi.  2002.
SRAC(Ver.2002): The Comprehensive Neutronics  Calculation  Code  System ,  JAERI report Japan Atomic Energy Research Institute, Japan.
Sekimoto,  H  &  Yan,M.Y.  2007. Design  Research of  Small  Long  Life  CANDLE  Fast  Reactor , Annals of Nuclear Energy 35, p. 18-36 Su’ud,  Z.&  Sekimoto,  H.  2010. Design  Study  of Long-life  Pb-Bi  Cooled  Fast  Reactor  with
Natural  uranium  as  Fuel  Cycle  Input  using
Modified  CANDLE  Burnup  Scheme ,  IJNEST Vol 5, No.4, p.347-358
Su’ud,  Z  and  Sekimoto,  H.  2013. The  prospect  of gas  cooled  fast  reactors  for  long  life  reactors with  natural  uranium  as  fuel  cycle  input, Annals of Nuclear Energy Vol 54, p.56-66
Profil distribusi daya disajikan pada Gambar 9. Nilai  densitas  daya  tertinggi  di  sini  mencapai
441 watt/cm 3 . Nilai maksimum ini memerlukan pendingin berkecepatan
tinggi untuk menghilangkan  panas  pada  pin-pin  bahan bakar.