## OPTIMASI GEOMETRI TERAS REAKTOR DAN KOMPOSISI BAHAN BAKAR BERBENTUK BOLA PADA DESAIN HIGH TEMPERATURE FAST REACTOR
(HTFR)
Mega Agustina, Andang Widiharto dan Sihana Jurusan Teknik Fisika Fakultas Teknik Universitas Gadjah Mada
Diterima editor 31 Maret 2010 Disetujui untuk dipublikasi 02 Juni 2010

## ABSTRAK
OPTIMASI  GEOMETRI  TERAS  REAKTOR  DAN  KOMPOSISI  BAHAN  BAKAR BERBENTUK BOLA PADA  DESAIN HIGH  TEMPERATURE FAST  REACTOR  (HTFR) . Telah  dilakukan  desain High  Temperature  Fast  Reactor (HTFR)  tipe pebble dengan  bahan  bakar uranium  plutonium  nitrida berpendingin  Pb-Bi.  Parameter  yang  dianalisis  adalah  kritikalitas  teras, koefisien reaktivitas temperatur bahan bakar, koefisien reaktivitas void pendingin dan kemampuan breeding reaktor.  Perhitungan  dilakukan  dengan  paket  program  SRAC2K3.  Dari  penelitian  ini diharapkan  diperoleh  desain  teras  berumur  lama  dan  memiliki  fitur  keselamatan  melekat. Dari penelitian  ini  diperoleh  desain  reaktor  dengan  diameter  520  cm  dan  tinggi  480  cm.  Bahan  bakar berbentuk pebble dengan  63 % UN-37 % PuN  pada zona core dan  95,5 % UN-4,5 % PuN  pada zona blanket . Reaktor tidak kritis setelah kurang lebih 800 hari dan k eff pada BoL 1,078223 dan k eff setelah  800  hari  adalah  0,986379.  Dari  penelitian  ini  diperoleh  koefisien  reaktivitas  temperatur bahan  bakar  sebesar  -2,190014E-05  pada  saat  BoL  dan  -1,390773E-05  setelah  800  hari  serta koefisien reaktivitas void pendingin sebesar -2,160402E-04/% void pada saat BoL dan setelah 800 hari sebesar -2,942364E-03/ % void . Reaktor merupakan jenis fast breeder ditandai dengan naiknya densitas plutonium 239.
Kata Kunci : desain, teras, HTFR, keselamatan, umur, koefisien reaktivitas.

## ABSTRACT
Geometry  Optimation  Of  Reactor  Core  And  Pebble  Fuel  Composition  In  The  Design  Of  High Temperature  Fast  Reactor  (HTFR). Design  of  pebble  bed  type  High  Temperature  Fast  Reactor (HTFR)  with  uranium  plutonium  nitride  fuel  and  Pb-Bi  cooled  has  been  done.  The  parameters being  analyzed  were  core  criticality,  fuel  temperature  coefficient,  void  coefficient  and  reactor breeding  ability.  Calculation  was  done  by  using  SRAC2K3  computer  code.  This  research  is expected  to  obtaine  the  design  with  long  life  core  and  inherent  safety  features.  This  research obtained core design with a diameter of 520 cm and 480 cm core high. Shaped pebble fuel bed with the 63 % UN-37 % PUN on core zone and 95.5 % UN-4.5 % Pu on blanket zone and k-eff value is 1.078223 with approximately 800 day of core life. The fuel temperature coefficient is -2.190014E- 05 at BOL and is 1.390773E-05 at EOL and void coefficient is -2.160402E-04 /% void at BOL and is -2.942364E-03 /%  void  at  EOL. Reactor has  fast  breeder  feature  marked  by  an increase  in  the density of plutonium 239.
Keywords: design, core, HTFR, safety, core life, coefficient.

## PENDAHULUAN
Sumber daya energi nuklir merupakan sumber daya energi yang tersedia di alam dan hanya dapat dikonversi menjadi bentuk energi yang dapat dikonsumsi oleh manusia melalui reaksi  nuklir.  Energi  nuklir  yang  dibangkitkan  oleh  reaksi  pembelahan  atau  reaksi  fisi tersebut  terjadi  dalam sebuah  teras  reaktor  Pembangkit  Listrik  Tenaga  Nuklir (PLTN). Berdasarkan  data  IAEA,  pada  tahun  2002  terdapat  sebanyak  441  PLTN  di  dunia  yang memberikan kontribusi energi listrik sebesar 17 %.
Seiring  berjalannya  waktu,  teknologi  Pembangkit  Listrik  Tenaga Nuklir  telah mengalami  perkembangan.  Hingga  saat  ini,  perkembangan  teknologi  PLTN  sudah mengalami fase regenerasi dari generasi I ke generasi II, dari generasi II ke generasi III dan yang  akan  datang  dari  generasi  III  ke  generasi  IV  atau  yang  sering  disebut  reaktor  nuklir generasi  maju  ( advanced  reactor )  [1]. Reaktor  maju  merupakan  hasil  dari  pengembangan energi nuklir saat ini. Pengembangan reaktor maju ditujukan untuk mengembangkan reaktor nuklir  dengan  mengadopsi  semua  pencapaian  dalam  aspek  keselamatan,  ekonomi, reliabilitas,  simplifikasi  yang  telah  dicapai  baik  secara  aplikatif  maupun  konseptual  pada pengembangan reaktor nuklir generasi sebelumnya.
Salah  satu jenis reaktor  yang menjadi kandidat di masa depan  adalah  reaktor cepat. Spektrum  netron  yang  lebih  keras  pada  reaktor  ini  dapat  menyebabkan  elemen  transuranik mengalami  reaksi  fisi.  Selain  dapat  membakar  limbahnya  sendiri, reaktor  cepat  dapat  juga digunakan  untuk  membakar  plutonium  yang  berasal  dari  bekas  hulu  ledak  senjata  nuklir. Plutonium  tersebut  perlu  dimusnahkan  guna  menghindari  terjadinya  kemungkinan penyimpangan penggunaan [2].
HTFR  ( High  Temperature  Fast  Reactor ) merupakan  pengembangan  dari  reaktor HTR  ( High  Temperature  Reactor )  yang  menggunakan  bahan  bakar  UN-PuN  dengan pendingin  Pb-Bi  yang  dirancang  agar  memperoleh  kemampuan  pembiakan  optimal, mempertahankan  nilai excess  reactivity yang  kecil  serta  mempunyai  sifat inherent  safe dengan  koefisien  reaktivitas  suhu  bahan  bakar,  koefisien  reaktifitas  suhu  pendingin  dan koefisien void pendingin negatif. Penggunaan  bahan  bakar Uranium-plutonium  mixed  nitride (U, Pu)N  yang mempunyai rentang suhu 1025 K – 1775 K serta pendingin Pb-Bi dengan titik didih sampai 1873 K  memungkinkan  diperolehnya  reaktivitas  umpan  balik  negatif  apabila  terjadi kecelakaan teras [1].

## TINJAUAN PUSTAKA
High  Temperature  Reactor (HTR)  merupakan  salah  satu  tipe  reaktor  daya  yang mempunyai  sifat  keselamatan  melekat  atau inherent  safe .  Dalam  pengoperasiannya,  HTR dikenal dengan dua konsep dasar perakitan bahan bakar, yaitu HTR tipe blok dan HTR tipe pebble bed [5].
Konsep  dari  pembuatan  bahan  bakar  ini  adalah  untuk  memperoleh  satuan  bahan bakar sekecil mungkin dan berupa partikel berlapis yang harus dapat mengungkung produk fisi [3]. Partikel berlapis yang digunakan terdiri dari dua macam bentuk, BISO ( bi structural isotropic ) dan  TRISO ( tri structural isotropic ). Pada desain HTR digunakan bentuk TRISO yang  mempunyai  susunan fuel  kernel ,  lapisan  karbon  pirolitik  densitas  rendah  ( C  Buffer ), lapisan karbon pirolitik dalam densitas tinggi ( Inner Pyrolitic Carbida , IPyC), lapisan silikon karbida  (SiC),  lapisan  karbon  pirolitik  densitas  tinggi  ( Outer  Pyrolitik  Carbida ,  OPyC), lapisan shell matriks C, yang berfungsi sebagai material struktur dan moderator.

## DASAR TEORI
Data grup konstan yang dipakai dalam perhitungan diperoleh dari hasil generasi grup konstan  mikroskopik  menggunakan code SRAC. Grup  neutron  yang  digunakan  pada perhitungan ini adalah 6 grup,  yang membutuhkan  solusi numerik untuk persamaan  difusi. Persamaan difusi multigrup neutron dapat dituliskan sebagai berikut :
g D I   . + g Rg I ¦ = ' ' ' ' g fg g g ef g k x I X 6 ¦ + ¦ 6 1 ' ' ' g g g sg I (1)
Teras  reaktor  merupakan  susunan  berulang  dari  struktur  bahan  bakar  biasa  yang disebut  sel.  Sehingga  pada  reaktor  heterogen  perlu  dilakukan  homogenisasi  teras. Dalam perhitungan  tingkat  sel  digunakan  asumsi-asumsi  yang  merupakan  penyederhanaan  dari proses yang sebenarnya terjadi. Asumsi-asumsi tersebut adalah : 1. Tidak ada arus netron yang terjadi antar sel
2. Tidak ada netron yang termoderasi menjadi netron termal di daerah bahan bakar
3. Distribusi ruang dari proses moderasi adalah seragam

## PELAKSANAAN PENELITIAN
Penelitian  dilakukan  melalui  beberapa tahap, dimulai dari studi literature dan  hasil- hasil  penelitian  mengenai  HTR  tipe pebble  bed , hasil  penelitian  mengenai  reaktor  dengan fuel (U,Pu)N dan  pendingin Pb-Bi serta studi literature tentang disain  dan analisis netronik teras reaktor nuklir.
Selanjutnya  dilakukan  familiarisasi  penggunaan  program  SRAC  yang  digunakan dalam  perhitungan. SRAC  merupakan  program  perhitungan  neutronik  teras  reaktor  yang dikembangkan oleh JAERI yang dapat digunakan untuk analisis berbagai tipe reaktor dengan desain  yang high  reliability .  SRAC  telah  dikembangkan  lebih  lanjut  untuk  memperkirakan karakteristik  reaktor,  aspek  keselamatan  reaktor,  strategi  siklus  bahan  bakar  dan  beberapa fungsi lain dengan lebih akurat [4].
Hasil  keluaran  program  SRAC  kemudian  dianalisis  sehingga  dapat  memberikan beberapa koreksi yang memenuhi kriteria disain reaktor nuklir secara umum.

## Desain Bahan Bakar
Komposisi bahan bakar yang diperoleh adalah 63 % UN-37 % PuN pada zona core dan 95,5 % UN-4,5 % PuN pada zona blanket . Pada desain coated particle diperoleh jari-jari kernel bahan bakar 0,050 cm dan jari-jari coated particle 0,090 cm, sedangkan desain pebel diperoleh  jari-jari fuel  zone 2,75  cm  dan  jari-jari  pebel  3,00  cm.  Gambar  1  menunjukkan konfigurasi teras reaktor potongan vertikal. Gambar 2. menunjukkan desain dari pebble bed dan coated particle.
30CM 420CM 30CM A 70CM 10CM 90CM 10CM 6 0 C M 20CM C
Gambar 1. Konfigurasi teras reaktor potongan vertikal
Data teras ditunjukkan oleh Tabel 1.
Tabel 1.  Data-data teras
Teras Daya termal (MWth) 1000 Radius teras (cm) 260 Tinggi teras (cm) 480 Tebal zone blanket A (cm) 70 Tebal zone blanket E (cm) 60 Tebal zone reflektor B dan D (cm) 10 Tebal zone reflektor F (cm) 20 Tebal zone core C (cm) 90 Tinggi core dan blanket (cm) 420 Ketebalan reflektor radial atas (cm) 30 Ketebalan reflektor aksial bawah (cm) 30 Jumlah pebble 16750 Pengkayaan bahan bakar zone fuel (%) 63 % UN – 37 % PuN Pengkayaan bahan bakar zone blanket (%) 95.5 % UN - 4.5 % PuN
0.18 cm 5.5 cm 6 cm 7.0746 cm Desain Pebble Bed 4 cm 4.4 cm 4.8 cm 5.2 cm 5.6 cm Desain Coated
Gambar 2. Desain pebble bed dan coated particle

## HASIL DAN PEMBAHASAN

## Kekritisan dan Umur Teras
Umur  teras  adalah  waktu sejak  bahan  bakar  dimuatkan  dalam  teras  reaktor  hingga bahan  bakar  tidak  mampu  lagi  mengkritiskan  reaktor.  Umur  teras  ini  tergantung  pada komposisi  awal  bahan  bakar,  perbandingan  bahan  bakar  dan  geometri  teras.  Tabel  2 menunjukkan  nilai  k eff teras  yang  menggambarkan  umur  teras  reaktor.  Dari  Tabel  2. diketahui bahwa nilai k eff pada saat Beginning of Life (BoL) sebesar 1,078223. Nilai k eff teras menjadi tidak kritis pada 800 hari. Hal ini berarti, bahan bakar dapat digunakan selama ~800 hari secara terus menerus tanpa perlu diisi ulang. Akan tetapi, untuk reaktor dengan konsep off  line  refuelling ini pergantian bahan bakar dilakukan ketika reaktor masih kritis, dengan kata  lain  mempunyai  nilai  k eff lebih  sedikit  dari  1.  Pada  desain  reaktor  HTFR refuelling dilakukan  setelah  ~750  hari.  Karena  reaktor  yang  menggunakan  konsep  ini  harus  tetap memiliki  level  reaktivitas  positif  untuk  pengendalian  pada  saat  reaktor  memiliki  potensi reaktivitas terendah.
C Buffer I PyC O PyC Fuel kernel SiC Void shell antar pebble yang berisi Pb-Bi Pebble shell Fuel Zone yang berisi coated particle dan matriks carbon
Tabel 2. Nilai k eff
Hari teras k eff 0 1.078223 200 1.030283 400 1.022480 600 1.014878 800 0.986379

## Koefisien Reaktivitas Suhu Bahan Bakar
Koefisien  reaktivitas  suhu  bahan  bakar  dihitung  dengan  cara  menghitung  besarnya perubahan k eff terhadap kenaikan suhu bahan bakar. Pada perhitungan ini, k eff teras dihitung pada  kondisi  BoL  dan  EoL  untuk  tiap  kenaikan  suhu  bahan  bakar  25 °C  dengan  suhu pendingin  dan void pendingin  tetap.  Perubahan  temperatur  bahan  bakar  memberikan  hasil seperti pada Tabel 3.
Tabel 3. Pengaruh perubahan temperatur bahan bakar terhadap k
¨ T (K) eff BoL 800 hari
k 1 K F T D eff k 1 K F T D eff
100 1.080824 -2.231911E-05 0.987731 -1.388004E-05 75 1.080156 -2.212970E-05 0.987383 -1.375453E-05 50 1.079499 -2.192552E-05 0.987042 -1.362371E-05 25 1.078853 -2.166355E-05 0.986703 -1.332426E-05 0 1.078223 - 0.986379 - -25 1.077601 -2.141331E-05 0.986057 -1.323017E-05 -50 1.076988 -2.127049E-05 0.985741 -1.312128E-05 -75 1.076390 -2.105828E-05 0.985433 -1.297655E-05 -100 1.075507 -2.342113E-05 0.984693 -1.735132E-05 Rata-rata -2.190014E-05 -1.390773E-05
Dari Tabel 3. dapat diketahui pengaruh  perubahan temperatur bahan  bakar terhadap k eff
F T D teras yang memberikan nilai -2,190014E-05 pada saat BoL dan -1,390773E-05 pada saat  EoL. Kenaikan  temperatur  bahan  bakar  akan  mengakibatkan Doppler  broadening  of resonance yang meningkatkan serapan resonansi dan akan menurunkan faktor serapan diri. Hal  ini  berarti  bahwa  kenaikan  suhu  bahan  bakar  akan  menurunkan k eff teras  reaktor. Penurunan  ini  akan  mengurangi  jumlah  reaksi  fisi  yang  terjadi  pada  generasi  selanjutnya, sehingga populasi netron di dalam teras akan berkurang. Berkurangnya populasi netron akan menurunkan daya reaktor. Turunnya daya reaktor mengakibatkan  suhu teras menjadi turun sehingga  teras  reaktor  menjadi  aman.  Dengan  demikian  teras  reaktor  mempunyai kemampuan untuk menjamin keselamatannya sendiri (inherent safety) .
Koefisien Reaktivitas Void Pendingin Void pendingin  akan  terbentuk  pada  keadaan  temperatur  saturasi. Void pendinging menyebabkan  perubahan  fraksi  cair  dan  fraksi  uap  yang  dalam  penelitian  ini  diasumsikan perubahan  fraksi  tersebut  hanya  merubah  densitas  fluida  pendingin.  Koefisien  reaktivitas pendingin dihitung dengan cara menghitung besarnya perubahan nilai k eff terhadap kenaikan presentase void pendingin  Pb-Bi. Tabel  4.  menunjukkan  pengaruh  terjadinya void pada pendingin
Tabel 4. Pengaruh Terjadinya void pada pendingin Void BoL 800 hari k void Void % / D eff k void Void % / D eff 0% 1.078223E+00 9.863786E-01 10% 1.076662E+00 -1.344668E-04 9.851066E-01 -8.766664E-03 20% 1.074761E+00 -1.493745E-04 9.835114E-01 -4.465655E-03 30% 1.072469E+00 -1.658652E-04 9.815238E-01 -3.045736E-03 40% 1.069717E+00 -1.843690E-04 9.790781E-01 -2.347926E-03 50% 1.066410E+00 -2.054742E-04 9.760813E-01 -1.941058E-03 60% 1.062453E+00 -2.294363E-04 9.724048E-01 -1.682106E-03 70% 1.057693E+00 -2.571714E-04 9.678900E-01 -1.510333E-03 80% 1.051940E+00 -2.896579E-04 9.623156E-01 -1.396352E-03 90% 1.044909E+00 -3.285468E-04 9.553455E-01 -1.325442E-03 Rata-rata -2.160402E-04 -2.942364E-03
Pada  reaktor  cepat,  terbentuknya void pada  pendingin  tidak  menyebabkan berkurangnya  moderasi  energi  netron.  Akan  tetapi  dapat  menyebabkan  peningkatan  pada resonance  absorbance .  Peningkatan resonance  absorbance akan  menyebabkan  penurunan kekritisan  teras. Dari  Tabel  4.  diketahui  bahwa  koefisien  reaktivitas void pada  saat  BoL sebesar -2,160402E-04/% void dan pada saat EoL sebesar -2,942364E-03/% void . Terbentuknya void pendingin  akan  terjadi  apabila  temperatur  pendingin  mencapai 1670 0 C. Pada temperatur 1670 0 C, Pb-Bi akan mengalami pendidihan dan mulai terbentuk fase uap.
Kemampuan Breeding Reactor
Kemampuan breeding atau  pembiak  suatu  reaktor  ditandai  dengan  peningkatan densitas plutonium-239 dalam teras serta nilai rasio konversi (CR) >1. CR merupakan rasio antara serapan non fisi nuklida fertile yang berhasil membentuk nuklida fisil. Sehingga nilai CR>1 mempunyai arti bahwa laju pembentukan bahan bakar fisil lebih tinggi daripada laju pembakaran  bahan  bakar  fisil.  Dalam  hal  ini  akan  terjadi  peningkatan  kandungan  bahan bakar fisil sehingga dapat meningkatkan nilai excess reactivity dari kondisi BoL hingga EoL. Peningkatan densitas Pu-239 ditunjukkan pada Tabel 5.
Tabel 5. Densitas rata-rata Pu-239 Hari Densitas rata-rata Pu (atom/cm 3 ) 0 3.687979E+20 200 3.699176E+20 400 3.709386E+20 600 3.718870E+20 800 3.727693E+20 1000 3.735902E+20
Dari Tabel 5. terlihat bahwa densitas nuklida Pu-239 mengalami peningkatan. Hal ini menunjukkan bahwa desain reaktor HTFR dengan bahan bakar berbentuk pebble merupakan jenis reaktor fast breeding

## KESIMPULAN DAN SARAN
Telah  dilakukan  analisis  unjuk  kerja  reaktor  cepat  modular  berpendingin  timbal- bismuth (Pb-Bi) dengan daya 1000 MWt.
Analisis  terhadap  hasil  perhitungan  fisika  teras  desain  reaktor  menunjukkan  bahwa reaktor  cepat  ini  mempunyai sifat inherent  safety . Diperoleh  desain  reaktor  HTFR  dengan komposisi  63 % UN-37 % PuN  pada zona  core dan  95,5 % UN - 4,5 % PuN  pada zona blanket . Diameter teras 520  cm dengan tinggi teras 480 cm. Umur teras dapat mencapai ~ 800  hari  dengan  k eff pada  BoL  1,078223dan  k eff pada  800  hari  adalah  0,986379.  reaktor mempunyai  sifat inherent  safety ditandai  dengan  nilai  dari  koefisien  reaktivitas  baik  untuk suhu  bahan  bakar  maupun void pendingin  negatif. Peningkatan  densitas  rata-rata  Pu  pada teras reaktor menunjukkan bahwa reaktor tipe HTFR ini mempunyai kemampuan pembiakan ( breeding ).

## DAFTAR PUSTAKA
1. Aziz,  Ferhat,  dkk.  Design  Study  of  Modular  Lead-Bismuth  Cooled  Fast  Reactors with Nitride Fuel, Kontribusi Fisika Indonesia Vol. 13 No.4, Oktober 2002.
2. Buletin  asn  ind  files  ivovasi  voL5  XVII  November  2005.  Diakses  dari http://202.46.15.118/index.php?modul=document&menu=public&words=&opt=do c&item=file&GroupId=34&DocumentId=126; 12 Februari 2010
3. Verkerk,E.C. Dynamics of the pebble bed nuclear reactor in the direct brayton cycle; Ph.D. Thesis. Delft University of Technology; 200
4. Okumura,  K.,  Kaneko,  K.,  Kugo,  T.  SRAC  2003  comprehensive  neutronics calculation  code  system. Department  of  Nuclear  Energy  System. Japan  Atomic
Energy Research Institute; Ibaraki-ken; 2003
5. Herhady,  R.D.  dan  Sukarsono,  R. Pengaruh  suhu  dan  waktu  sintering  terhadap kualitas  bahan  bakar  kernel UO 2 dalam  furnace  jenis fluidized  bed. Prosiding
Seminar Nasional ke-13 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir; Jakarta 6 Nopember 2007.