Desain Reaktor Air Superkritis ( Super Critical Water Reactor ) dengan Bahan Bakar Thorium

## Design of Supercritical Water Reactor with Thorium Fuel Cell
Rina Utami *) dan Yanti Yulianti Jurusan Fisika FMIPA Universitas Lampung
*) Email: rinautami39@ymail.com

## ABSTRACT
The research of desain of super critical water reactor (SCWR) thorium fuel has been done. The objective of this research is to obtain the design with high thermal power and inherent safety features. The analyzed parameters were: core fuel enrichment, reactor size, criticality, and power density distribution. A core calculation of  x, y, z was  achieved  by  CITATION  code.    Fuel  composition  and  core  configurations  in  critical  condition  were calculated by variation of fuel enrichment, reactor size and configuration of the fuel in the core. SCWR used thorium as fuel, stainless steel as cladding, light water as moderator and coolant as well. This research obtained critical core design that is size x = 85 cm, y = 85 cm and z = 180 cm. The critical condition can be achieved when  the  inner  fuel  loaded  about  2.23% fuel enrichment and outer fuel 1.5% fuel encrichmant. The design produced 1000 MW thermal power, the maximum power density is 625.675 Watts /cc and k-effective value is 1.000274.  The reactor core in this research fulfills the inherent safety standard in term of neutronic aspect.
Keywords : Core design, SCWR, thorium, power density, passive safety

## PENDAHULUAN
Masalah energi merupakan salah satu hal yang sedang  hangat  dibicarakan  saat  ini.  Energi nuklir adalah satu alternatif sumber energi yang layak  dikembangkan.  Uranium  merupakan bahan  bakar  utama  untuk  Pembangkit  Listrik Tenaga  Nuklir.  Konsep  dasar  dari  sebuah reaktor  adalah  reaksi  fisi  dari  sebuah  material misalnya  Uranium-235.  Ketika  sebuah  inti ditembakkan  oleh  sebuah  neutron,  dengan persentase  tertentu  inti  akan  mengalami pembelahan  (fisi)  (Zweifel,  1973).  Secara umum  perubahan  jumlah  neutron  akibat  reaksi fisi  dapat  dirumuskan k -efektif  atau  sering disebut  dengan  faktor  multiplikasi.  Faktor multiplikasi menggambarkan tingkat kestabilan reaksi  fisi  di  dalam  teras  reaktor,  dimana keadaan  stabil  (kritis)  dicapai  jika  nilai k - efektif = 1 (Pramuditya dan Waris, 2005).
Selain  Uranium  bahan  lain  yang  dapat digunakan  sebagai  bahan  bakar  nuklir  adalah Thorium.  Bahan  bakar  Thorium  semakin menarik perhatian karena lebih aman dan lebih murah  (Kidd,  2009).  Bahan  bakar  Thorium telah  dikaji  sebagai  alternatif  bahan  bakar nuklir  pada  reaktor  jenis  PWR  dan  CANDU untuk  menghemat  sumber  daya  uranium  dan menyediakan  sumber  energi  yang  mandiri (Jeong, et al, 2008). Bahan bakar Thorium juga dapat  dioperasikan  dengan  aman  pada  reaktor
jenis  BWR  (Carrera,  et  al,  2007).  Selain  itu jenis reaktor yang dikenal menggunakan bahan bakar  Thorium  adalah    Reaktor  Garam  Cair ( Molten Salt Reactors /MSR) (Weinberg, 1997). Reaktor  air  superkritis  (SCWR)  merupakan reaktor  termal  yang  dipromosikan  sebagai reaktor  masa  depan  generasi  IV  (Buongiorno, 2003).  Desain  dari  perakitan  bahan  bakar adalah  hal  yang  penting  dalam  penelitian  dan pengembangan  SCWR  (Koning  dan  Rochman, 2008). PLTN harus memenuhi standar keamanan pasif (Sembiring, 2010).
Dalam penelitian ini akan dibahas bagaimana komposisi bahan bakar, ukuran dan konfigurasi  teras  reaktor  pada  jenis  SCWR untuk menghasilkan energi yang maksimal dan memenuhi  standar  keamanan  pasif.  bahan bakar  yang  digunakan  dalam  penelitian  ini adalah Thorium dengan pengayaan tertentu.

## METODE
Desain teras reaktor dilakukan melalui beberapa  tahapan  yaitu  penghitungan  densitas atom ( Atomic density ), menentukan ukuran dan konfigurasi  reaktor,  kemudian  melakukan penghitungan dengan CITATION pada program SRAC.
Penghitungan densitas atom dilakukan pada pengayaan  bahan  bakar  yang  bervariasi jumlahnya.  Pada  masing-masing  pengayaan
bahan bakar dapat diketahui nilai k -efektif yang menunjukkan kekritisian reaktor. Penghitungan densitas  atom  digunakan  sebagai  input  pada CITATION.  Densitas  atom  dihitung  dengan persamaan berikut (Zweifel, 1973).
v v v v M Z L n N 0  (1)
Dengan:
N v = densitas atom n v = densitas massa (gram/cm 3 ) L o = bilangan avogadro
(0,602x10 24 molekul/mol)
Z v = nomor atom
M v = nomor massa (gram/mol)
Ukuran  teras  reaktor  dihitung  secara  tiga dimensi  yaitu  panjang  ( x ),  lebar  ( y )  dan  tinggi ( z ).  Untuk  mendapatkan  model  reaktor  yang ideal  dilakukan  dengan  menentukan  ukuran teras  kemudian  mengubah-ubah  konfigurasi bahan bakar pada teras reaktor.
Hasil penghitungan yang dilakukan
sebelumnya akan menjadi input pada CITATION.  Penghitrungan  pada  CITATION menghasilkan  output  yang  akan  menunjukkan apakah  model  reaktor  yang  dibuat  berada dalam  keadaan  kritis,  menghasilkan  energi yang maksimal dan memenuhi standar keamanan  ( passive  safety ).  Output  yang  akan dianalisis  sebagai  standar  adalah  faktor multiplikasi  ( k -efektif)  dan  distribusi  rapat daya.

## HASIL DAN PEMBAHASAN

## Komposisi Bahan Bakar
Bahan  bakar  Thorium  tidak  bersifat  fisil,  oleh karena  itu  mebutuhkan  komponen  penggerak untuk  memicu  terjadinya  reaksi  fisi  (Kidd, 2009). Pada penelitian ini digunakan Uranium- 233 sebagai komponen penggerak yang bersifat fisil.  Karakteristik  bahan  bakar  SCWR  pada penelitian  ini  disajikan  dalam  Tabel  1. Komposisi  bahan  bakar  untuk  inner  fuel dengan pengayaan 1-5% sedangkan untuk outer fuel  dengan  pengayaan  1,5  %.    Pengayaan bakar  ini  dilakukan  agar  reaksi  fisi  terjadi  di dalam  reaktor  (Info  Nuklir  2012).  Terjadinya reaksi fisi ditunjukkan oleh faktor multipliikasi ( k -efektif).  Harga k -efektif  digunakan  sebagai parameter  suatu  teras  reaktor  apakah  dalam keadaan  subkritis,  kritis  atau  superkritis (Zweifel, 1973).
Tabel 1. Karakteristik bahan bakar SCWR
Bahan bakar  Material
 Temperatur  Massa Jenis  Pengayaan Th-232, U-233 927 0 C 10,5 gr/cm 3 (Shan, et al, 2010)
Inner (1-5%) Outer (1,5%) Kelongsong (Cladding)  Material  Temperatur  Massa jenis Stainless Stell 304 600 0 C 8 gr/cm 3 (Engineering
Toolbox, 2012) Moderator  Material  Temperatur  Massa jenis Air ringan (H 2 O) 385 0 C
0,78 gr/cm 3 (Csom, et al, 2012)
Pengayaan  bahan  bakar  yang  digunakan pada  penelitian  ini  beserta  dengan  harga  K- efektif yang dihasilkan ditunjukkan pada Tabel 2.
Tabel 2. Pengayaan bahan bakar U-233 (%) k-efektif 1 1,5 2 2,5 3 3,5 4 4,5 5 0,7062315 0,8456474 0,9859488 1,096579 1,185483 1,258296 1,319047 1,370452 1,414522
Gambar 1 menunjukkan grafik peningkatan persentase  pengayaan  bahan  bakar  terhadap k - efektif.
Gambar  1.  Pengaruh  pengayaan  bahan  bakar terhadap k -efektif
Sebuah reaktor berada dalam keadaan kritis jika  harga k -efektif  sama  dengan  satu  ( k =1) (Zweifel, 1973). Pada Gambar 1 terlihat bahwa harga k -efektif  yang  paling  mendekati  1,000 adalah  pada  komposisi  bahan  bakar  Uranium-
233  dengan  pengayaan  sebanyak  2,1%  untuk posisi inner fuel dan  1,5  %  untuk  posisi outer fuel .  Hal  ini  menunjukkan  bahwa  pada komposisi  tersebut  jumlah  neutron  yang  lahir seimbang  dengan  jumlah  neutron  yang  hilang dan  reaksi  fisi  yang  terjadi  di  dalam  reaktor telah  terkendali.  Semakin  tinggi  pengayaan bahan bakar semakin tinggi pula harga k -efektif karena  penampang  lintang  ( cross  section ) semakin besar sehingga kemungkinan (probabilitas)  terjadinya  reaksi  atau  interaksi nuklir  semakin  besar  pula  sehingga  jumlah neutron semakin meningkat.

## Ukuran Teras Reaktor
Ukuran  tinggi  teras  reaktor  ( z )  pada  penelitian ini  divariasikan  ukurannya  yaitu  mulai  dari 100-200  cm  sedangkan  ukuran  panjang  dan lebarnya  ( x dan y )  tidak  berubah  yaitu  85  cm. Hal ini digunakan untuk melihat kecenderungan harga k-efektif terhadap ukuran tinggi  teras  reaktor.  Tabel  3  menunjukkan ukuran  tinggi  teras  reaktor  dan  harga k -efektif yang diperoleh. Pada Tabel 3 terlihat pengaruh ukuran  tinggi  teras  reaktor  terhadap k -efektif. Semakin  tinggi  ukurang  teras  reaktor  semakin tinggi pula harga k -efektif. Hal ini menunjukkan  bahwa  jumlah  reaksi  fisi  yang terjadi  di  dalam  teras  reaktor  semakin meningkat.
Tabel 3. Tinggi teras reaktor dan k -efektif Tinggi (cm) k -efektif 100 1,04647 110 1,049571 120 1,051829 130 1,053562 140 1,054898 150 1,055937 160 1,056793 170 1,057529 180 1,058095 190 1,058575 200 1,058974 Pengaruh  tinggi  teras  reaktor  terhadap harga k -efektif  yang  diperoleh  seperti ditunjukkan pada Gambar 2.
Ukuran  teras  reaktor  yang  semakin  besar menyebabkan  ruang  gerak  bagi  inti  untuk bereaksi  fisi  semakin  luas  sehingga  reaksi  fisi yang terjadi semakin meningkat dan
menghasilkan  neutron  dengan  jumlah  yang lebih banyak.
Gambar  2.  Pengaruh  tinggi  teras  terhadap k - efektif

## Konfigurasi Teras Reaktor
Teras  reaktor  terdiri  dari  bahan  bakar, moderator  dan  reflektor  dengan  konfigurasi tertentu.  Pada  penelitian  ini  penghitungan k - efektif dilakukan untuk mengetahui karakteristik  neutron  di  dalam  teras  reaktor sehingga teras reaktor dapat beroperasi dengan aman yaitu dengan nilai k -efektif sama dengan satu  ( k =1)  yang  berarti  bahwa  reaktor  berada dalam  keadaan  kritis.  Karakteristik  dari  teras reaktor  yang  digunakan  pada  penelitian  ini ditampilkan pada Tabel 4.

## Tabel 4. Karakteristik teras SCWR
Daya termal 1000 (MWth) Tinggi teras 180 cm Radius teras 85 cm Jumlah mesh 17 x 17 x 36 Pendingin Air ringan (H 2 O) Suhu pendingin 385 0 C Tekanan sistem 25 MPa
Karakteristik teras SCWR pada tabel di atas digunakan  sebagai input penghitungan  yang dilakukan dengan menggunakan salah satu dari kode dasar pada SRAC yaitu CITATION yang merupakan  penghitungan  secara  tiga  dimensi ( x , y , z ). Perhitungan dilakukan pada ¼ bagian teras  dengan  jumlah mesh 17  x  17  x  36  dan berbentuknya  simetris.  Bentuk mesh adalah bujur  sangkar  ( square )  dengan  ukuran  5  cm pada semua arah.
Desain  konfigurasi  teras  reaktor  diatur sedemikian  rupa  dengan  ukuran  tertentu  dan bahan  bakar  dengan  pengayaan  tertentu sehingga  diperoleh  bentuk  teras  reaktor  yang mampu  mencapai  keadaan  kritis,  memenuhi
kriteria  keselamatan  dan  menghasilkan  daya termal yang maksimal.
Gambar  3  menunjukkan  konfigurasi  teras reaktor pada tinggi 20 – 160 cm dan Gambar 4 menunjukkan  konfigurasi  untuk  teras  reaktor pada  tinggi    0  -  20  cm  yang  diperoleh  pada penelitian ini. Konfigurasi teras reaktor disusun berdasarkan  karakteristik  seperti  yang  telah ditampilkan pada Tabel 4.
Gambar 3. Konfigurasi teras reaktor pada 20≤z≤180
Gambar 4. Konfigurasi teras reaktor pada 0≤z≤20
Keterangan :
1 Inner fuel
2 Outer fuel
3 Moderator
4 Blackness
Setelah  dilakukan  penghitungan  dengan CITATION,  teras  reaktor  dengan  konfigurasi tersebut mengalami keadaan kritis ketika diberi bahan  bakar  dengan  pengayaan  sebanyak 2,23%  untuk inner  fuel dan  1,5%  untuk outer fuel ,    dan  ukuran  tinggi  teras  180  cm
ditunjukkan  dengan  harga k -efektif  sebesar
1,000274. Selain kriteria keselamatan yang ditunjukkan  dengan  harga k -efektif,  hal  lain yang  juga  harus  diperhatikan  yaitu  besarnya rapat daya ( power density ). Rapat daya reaktor yaitu besarnya daya yang dihasilkan per satuan volume (Alfa, 2005). Berdasarkan penghitungan  dengan  CITATION  diperoleh nilai  rapat  daya  maksimal  sebesar  625,  675
Watt/cc  yang  terletak  pada  titik x =  17, y =  1 dan z =  36.  Batas  aman  tertinggi  rapat  daya maksimum  adalah  sebesar    660  Watt/cc  ( Deuderstadt, et al , 1976).
Penghitungan  rapat  daya  pada  CITATION menunjukkan  bahwa  rapat  daya  rata-rata  pada sumbu- x ( row )  17  adalah  sebesar  388,9612 Watt/cc.  Besarnya  rapat  daya  relatif  pada sumbu x ditampilkan  pada  Tabel  5,  tampak pada  Tabel  5  bahwa  nilai  rapat  daya  relatif semakin menurun pada sumbu x yang semakin mengarah  keluar  yaitu  bagian  moderator  dan blackness . Hal ini disebabkan oleh karena pada bagian  moderator  dan blackness tidak  terjadi reaksi fisi.
Tabel 5. Rapat daya relatif pada sumbu x x Rapat daya relatif (Watt/cc) 1 1,60858 2 1,586014 3 1,541542 4 1,476482 5 1,392812 6 1,293133 7 1,180599 8 1,058714 9 0,9309828 10 0,8004858 11 0,6696983 12 0,5406704 13 0,4158401 14 0,3006878 15 0,2037596 16 0 17 0
Besarnya  nilai  rapat  daya  relatif  pada sumbu- x dalam bentuk grafik ditampilkan pada Gambar 5.
Gambar 5. Rapat daya relatif pada sumbu- x
Penghitungan  rapat  daya  pada  CITATION menunjukkan  bahwa  rapat  daya  rata-rata  pada sumbu- y ( column )  1  adalah  sebesar  3919,593 Watt/cc.  Besarnya  rapat  daya  relatif  pada sumbu y ditampilkan  pada  Tabel  6,  tampak pada  Tabel  6  bahwa  nilai  rapat  daya  relatif semakin  meningkat  pada  sumbu y yang semakin mengarah ke dalam yaitu pada bagian bahan  bakar.  Hal  ini  disebabkan  oleh  karena pada  bagian  bahan  bakar  merupakan  tempat terjadinya reaksi fisi.
Tabel 6. Rapat daya relatif pada sumbu y y Rapat daya relatif  (Watt/cc) 1 0 2 0 3 0,149294 4 0,2245581 5 0,4248939 6 0,5576671 7 0,6936099 8 0,8279487 9 0,9583818 10 1,082774 11 1,198903 12 1,304445 13 1,397034 14 1,474376 15 1,534404 16 1,575433 17 1,596276
Besarnya  nilai  rapat  daya  pada  sumbu- y dalam bentuk  grafik ditampilkan pada  Gambar 6.
Gambar 6. Rapat daya relatif pada sumbu- y
Penghitungan  rapat  daya  pada  CITATION menunjukkan  bahwa  rapat  daya  rata-rata  pada sumbu- z ( line )  36  adalah  sebesar  417,599 Watt/cc.  Besarnya  rapat  daya  relatif  pada sumbu z ditampilkan  pada  Tabel  7,  tampak pada  Tabel  7  bahwa  nilai  rapat  daya  relatif semakin  meningkat  pada  sumbu z yang semakin mengarah ke bagian bahan bakar. Hal ini  disebabkan  oleh  karena  pada  bagian tersebut  merupakan  tempat  terjadinya  reaksi fisi pada bahan bakar.
Tabel 7. Rapat daya relatif pada sumbu z z Rapat daya (Watt/cc) z Rapat daya (Watt/cc) 1 0 19 1,02653 2 0 20 1,076479 3 0 21 1,124041 4 0 22 1,169119 5 0,1525727 23 1,211619 6 0,2151488 24 1,251456 7 0,2839175 25 1,28855 8 0,3528588 26 1,322823 9 0,4210882 27 1,354207 10 0,4883605 28 1,382638 11 0,5545129 29 1,408061 12 0,6193962 30 1,430423 13 0,6828659 31 1,44968 14 0,7447822 32 1,465794 15 0,8050106 33 1,478733 16 0,8634214 34 1,48847 17 0,9198901 35 1,494985 18 0,9742979 36 1,498268
Besarnya  nilai  rapat  daya    relatif  pada sumbu- z dalam bentuk grafik ditampilkan pada Gambar 7.
Gambar 7. Rapat daya relatif pada sumbu-z
Desain  reaktor  SCWR  pada  penelitian  ini setelah dianalisis dengan menggunakan CITATION  menghasilkan  harga k -efektif sebesar 1,000274. Hal ini menunjukkan bahwa reaktor  berada  dalam  keadaan  kritis.  Teras reaktor dengan konfigurasi yang telah dijelaskan  sebelumnya  berada  dalam  keadaan kritis  pada  penggunaan  bahan  bakar  yang diperkaya  2,23%  untuk  posisi inner  fuel dan 1,5%  untuk  posisi outer  fuel .  Rapat  daya maksimum  yang  diperoleh  pada  desain  teras reaktor  yang  telah  dibuat  adalah  sebesar  625, 675 Watt/cc.

## KESIMPULAN
Setelah  dilakukan  penelitian,  analisis,  dan pembahasan  dapat  disimpulkan  bahwa  Teras reaktor  dengan  bahan  bakar  Thorium  berada dalam    keadaan  kritis  dengan  nilai k -efektif 1,000274.  Keadaan  kritis  teras  dicapai  pada konfigurasi  teras  reaktor  dengan  ukuran  lebar ( x )  85  cm,  panjang  ( y )  85  cm    dan  tinggi  ( z ) 180  cm  jari  85  cm,  pengayaan  bahan  bakar sebanyak  2,23  %  untuk  posisi inner  fuel dan 1,5  %  untuk  posisi outer  fuel .  Teras  reaktor pada  penelitian  ini  dapat  menghasilkan  daya termal  sebesar  1000  MWth,  rapat  daya maksimal  sebesar  625,675  Watt/cc  yang terletak  pada  posisi x =  17, y =  1  dan z =  36 dengan rapat daya rata-rata pada x = 17 sebesar 388,961  Watt/cc, y =  1  sebesar  391,959 Watt/cc  dan  pada z =  36  sebesar  417,5990 Watt/cc.  Desain  reaktor  pada  penelitian  ini memenuhi standar keamanan pasif ditinjau dari aspek  neutroniknya.  Penelitian  selanjutnya disarankan  untuk  melakukan  analisis  termal hidrolik.  Analisis  termal  hidrolik  ini  juga
sangat  penting    untuk  mengetahui  proses perpindahan  energi  termal  yang  berasal  dari reaksi  fisi  di  dalam  teras  reaktor  sampai menjadi  energi  listrik  yang  dihasilkan  oleh putaran turbin uap.

## DAFTAR PUSTAKA
Alfa,  Teuku.  2005. Fisika  Reaktor-  Pelatihan penyelenggaraan  Operator  dan  Supervisor Reaktor  TRIGA  2000 .  Pusat  Pendidikan  dan Pelatihan BATAN. Bandung Buongiorno, J. 2003. Generation IV R&D Activities For  The  Development  Of  The  SCWR. Progress
Report for The FY-03 Idaho National
Engineering  and  Environmental  Laboratory . USA Carrera,  Alejandro  nunez,  Gilberto  Epinosa  P,  Juan Luis F. 2007. Transient and Stability Analysis of a  BWR  Core  with  Thorium-Uranium  Fuel. Journal  of  Annals  of  Nuclear  Energy .  Volume 35 page 1550-1563.
Deuderstadt,  James  J,  Louis  J.  Hamilton.  1976. Nuclear Reactor Analysis . John Wiley and Sons, Inc. New York.
Info  Nuklir.  2010.  Program  Energi  Nuklir  di Indonesia. (online) Tersedia:
http://infonuklir.com/readmore/read/nuklir_diindone sia/program_pltn_indonesia/  diakses  pada  27 Oktober 2012
Jeong,  Chang  Joon,  Chang  Je  Park,  Won  II  Ko. 2008.  Dynamic  Analysis  of  a  Thorium  fuel Cycle in CANDU Reactors. Journal of Annals of nuclear Energy . Volume 35 page 1824-1848 Kidd.  Stephen  W.  2009. Nuclear  Fuel  Resources .
CRC Press. New York.
Koning, A.J, D. Rochman. 2008. Towars Sustainable  Nuclear  Energy:  Putting  Nuclear Physics  to  Work. Journal  of  Annals  of  Nuclear Energy . Volume 35 page 2024-2030 Pramuditya, Syailendra, Abdul Waris. 2005. Analisis Neutronik,  Termal-Hidrolik,  dan  Termodinamik Pada  Perancangan  Pressurized  Water  Reactor . (online)  Tersedia:  http://www.scribd.com/doc /25692769/61/Gambar-4-6-Profil-Power-
Density-Aksial. diakses pada 7 Februari 2012
Sembiring, Tagor M. 2011. Analisis Model Teras 3- Dimensi  untuk  Evaluasi  Parameter  Kritikalitas Reaktor  PWR  Maju  Kelas  1000  MW. Jurnal Teknologi Nuklir . Volume 13 page 78-95 Weinberg, A. 1997. The Proto-history of The molten Salt  System. Journal  of  Acceleration  Plasma Res . Volume 2 page 23-26 Zweifel,  P.F.  1973. Reactor  Physics .  McGraw-Hill. USA