## DESAIN TERAS PLTN JENIS PEBBLE BED MODULAR REACTOR (PBMR) MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM MCNP-5 PADA KONDISI BEGINNING OF LIFE
Ralind Re Marla 1) , Yohannes Sardjono 2) dan Supardi 1)
1) Jurusan Fisika Fakultas MIPA Universitas Negeri Yogyakarta-Karang Malang Yogyakarta
2) Pusat Sains dan Teknologi Akselerator BATAN - Jl. Babarsari Yogyakarta Email: sarjono.batan@gmail.com
Diterima editor 4 Agustus 2014 Disetujui untuk publikasi 10 September 2014 ABSTRAK DESAIN  TERAS  PLTN  TYPE PEBBLE  BED  MODULAR  REACTOR  (PBMR) MENGGUNAKAN PROGRAM  MCNP-5 PADA  KONDISI BEGINNING  OF  LIFE  (BOL) .  Telah  dilakukan  desain  teras Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) untuk jenis Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) dengan daya 70 MWe  untuk  keperluan  proses smelter pada  keadaan beginning  of  life (BOL).  Analisis  ini  bertujuan  untuk mengetahui persen pengkayaan, distribusi suhu dan nilai keselamatan dengan koefisien reaktivitas teras yang negatif pada reaktor jenis PBMR apabila daya reaktor 70 MWe. Analisis menggunakan program Monte Carlo N-Particle-5  (MCNP5) dan  dari  hasil  analisis  ini  diharapkan  dapat  memenuhi  syarat  dalam  mendukung program percepatan pembangunan kelistrikan  batubara 10.000 MWe khususnya untuk proses smelter, yang tersebar  merata  di  wilayah  Indonesia.  Hasil  penelitian  menunjukkan  bahwa,  faktor  perlipatan  efektif  (k- eff ) Reaktor jenis PBMR daya 70 MWe mengalami kondisi kritis pada pengkayaan 5,626 % dengan nilai faktor perlipatan  efektif  1,00031±0,00087  dan  nilai  koefisien  reaktivitas  suhu  pada  -10,0006  pcm/K.  Dari  hasil analisis daat disimpulkan bahwa reaktor jenis PBMR daya 70 MWe adalah aman.
Kata kunci : Analisis, PBMR, MCNP5, 70 MWe, smelter.

## ABSTRACT
CORE  DESIGN  OF  NPP  PEBBLE  BED  MODULAR  REACTOR  (PBMR)  TYPE  USING  COMPUTER CODE MCNP-5 FOR BEGINNING OF LIFE (BOL) . The core design of Nuclear Power Plant for Pebble Bed  Modular  Reactor  (PBMR)  type  with  70  MWe  capacity  power  in  Beginning  of  Life  (BOL)  has  been performed. The aim of this analysis, to know percent enrichment, temperature distribution and safety value by  negative  temperature  coefficient  at  type  PBMR  if  reactor  power  become  lower  equal  to  70  MWe.  This analysis was expected become one part of overview project development the power plant with 10.000 MWe of total capacity, spread evenly in territory of Indonesia especially to support of smelter industries. The results showed  that, effective  multiplication  factor  (k eff )  with  power  70  MWe  critical  condition  at  enrichment 5,626 %is 1,00031±0,00087, based on enrichment result, a value of the temperature coefficient reactivity is - 10,0006 pcm/K. Based on the results of  these studies, it can beconcluded that the PBMR 70 MWe  design is theoritically safe.
Keyword :Analysis, PBMR, MCNP5, 70 MWe, smelter.

## PENDAHULUAN
Pemerintah  menempatkan  nuklir  sebagai  salah  satu  alternatif  terakhir  apabila  energi  lainnya telah  dimanfaatkan  semaksimal  mungkin.  Dengan  demikian  pemerintah  memberikan  waktu  untuk mempelajari  dan  mempersiapkan  kajian  mengenai  energi  nuklir  tersebut,  agar  pembangunan  proyek menjadi  lebih  matang  dan  terencana  sehingga  dapat  diambil  manfaat  penting  dan  dapat  mengetahui cara menanggulangi bahaya yang kemungkinan dapat terjadi [1]. Daya pembangkit listrik yang akan didirikan di Indonesia pada proyek 10.000 MWe berkisar antara 7 MWe - 1500 MWe. Sehingga perlu untuk dilakukan downscale (kajian pada daya yang lebih rendah) [1,2]. Oleh karena itu, penting sekali, untuk  mengetahui  karakteristik  PLTN  terutama  jenis  PBMR-HTR.  Alasan  dipilihnya  jenis  PBMR- HTR adalah karena efisiensi termalnya yang cukup tinggi bekisar antara 41%, selain itu jenis PBMR- HTR  ini  termasuk  kedalam  jenis  reaktor  HTGR  dimana  menghasilkan  suhu  tinggi  sehingga  energi panasnya dapat digunakan untuk keperluan lain seperti pencairan batu bara dan gasifikasi [3].
Dalam makalah ini daya yang diteliti adalah 70 MWe, yang bila dirunut pada gambar proyek, sesuai dengan daya maksimum yang ditempatkan di pulau Sumatera 100 MWe atau pulau Kalimantan 65  MWe.  Sehingga  berdasarkan  latar  belakang  masalah  tersebut  maka  tujuan  penelitian  ini  adalah mengetahui  distribusi  suhu  pada  reaktor  jenis  PBMR-HTR  70  MWe,  mendapatkan  besarnya  persen pengkayaan  uranium  yang  dibutuhkan  untuk    reaktor  jenis  PBMR-HTR  berdaya  70  MWe  dan mendapatkan  besarnya  faktor  perlipatan  efektif  (k-eff)  terhadap  pengkayaan  dan  menganalisis hubungannya  dengan  menggunakan  paket  program  MCNP  versi  5.    Selain  itu  adalah  melakukan analisis besar koefisien reaktivitas temperatur teras reaktor untuk membuktikan bahwa jenis reaktor ini aman  dan  layak  dalam  mengantisipasi  lonjakan  daya  yang  tidak  diinginkan  karena  terjadi  gangguan dari luar misalkan oleh perubahan laju alir pendingin maupun gangguan beban daya [3,4].

## METODE PERHITUNGAN
Pada  awalnya  reaktor  berpendingin  gas  diproduksi  oleh  Amerika  Serikat  untuk  produksi plutonium  yang  mengarah  pada  produksi  senjata.  Akan  tetapi  setelah  perang  dunia  kedua  selesai, penggunaan  nuklir  untuk  hal-hal  yang  positif  mulai  dikembangkan,  negara-negara  maju  berlomba- lomba  untuk  menciptakan  inovasi  baru dalam  penelitian  tentang  reaktor.  Salah satunya jenis  reaktor PBMR. PBMR adalah singkatan dari Pebble Bed Modular Reactor , reaktor ini merupakan anak dari jenis reaktor HTGR yang menggunakan gas helium sebagai pendingin dan grafit sebagai moderator. Bahan bakar dari jenis reaktor ini berbentuk bola yang dilapisi oleh karbon penyangga berpori ( Porous Carbon Buffer, C), piro karbon bagian dalam ( Inner Pyrolytic Carbon, IPyC), silikon karbida (SiC), dan piro  karbon  bagian luar  ( Outer  Pyrolytic  Carbon, OPyC).  Pelapisan ini  dinamakan TRISO  atau TRistructural  ISOtropic, tujuannya  untuk  melindungi  uranium  dari  kebocoran  produk  fisi  dalam bentuk gas maupun metalik dan menjaga kesatuan struktur selama kondisi normal maupun kecelakaan. Berikut ini adalah gambar 1 bahan bakar reaktor PBMR dan spesifikasinya [5,6,7,8,9].
Didalam  satu pebble terdapat  sejumlah  13.229  TRISO  yang  tersebar  merata.  Triso-triso  ini diasumsikan  tersusun  secara  BCC  ( Body  center  cubic )  dalam pebble .  Kemudian pebble-pebble tersebut disusun sedemikian hingga dalam teras reaktor, yang pembagian penyusunan bahan bakar ini berdasarkan  5 kanal dan 57 lapisan [9].
Metode Monte Carlo memiliki  kemampuan untuk  melakukan  simulasi  dalam  berbagai  mode yaitu  neutron  saja, foton  saja,  neutron-foton,  neutron-elektron  atau  neutron-foton-elektron  yang disimulasikan  ke  dalam code-code hingga  metode  ini  dinamakan  dengan Monte  Carlo  N  Particle (MCNP).  Pada  awalnya,  MCNP  dibangun  dan  dikembangkan  oleh Eolus  Team di  Los  Alamos National Laboratory, Amerika, untuk mendukung suatu proyek yang bergerak di bidang komputasi . Perhitungan menggunakan bilangan random dalam MCNP sangat sesuai dengan sifat neutron yang ada di dalam reaktor. Kajian tentang kritikalitas neutron yang ada di dalam reaktor pada metode ini juga hampir  mendekati  sebenarnya,  karena  neutron  dikelompokkan  kedalam  siklus-siklus  neutron  yang disimulasikan dari saat awal neutron dihasilkan sampai akhir neutron. Program transport Monte Carlo menggunakan  3  buah  nilai k eff yang  berbeda  yang  disebut  sebagai  estimator,  terdapat  estimator tumbukan  ( k eff C ),  serapan  ( k eff A ),  dan  panjang  jejak  ( k eff TL ).  Setelah  ketiga  estimator  ini  diperoleh nantinya    akan  dirangkum  menjadi  satu  pada  akhir  siklus  yang  dinamakan final  k eff .  Berdasarkan persamaan  ketiga  estimator  diatas  maka  besarnya  estimator-estimator  ini  sangat  bergantung  pada tampang  lintang  mikroskopis.  Dalam  MCNP,  tampang  lintang  mikroskopik  digolongkan  menurut suhunya sehingga memainkan peranan yang sangat besar [9,10,11,12].
Dalam  melakukan  simulasi  program  MCNP5  terlebih  dahulu  membuat    listing  program  yang sesuai  dengan  bentuk  atau  sesuatu  yang  akan  dihitung.  Listing  program  ini  memiliki  lingkup  data masukan antara lain :
1. Title card (merupakan input deskripsi awal dari persoalan yang akan diujikan).
2. Cell  card (merupakan  input  yang  menjabarkan  pembentukan  sel  dari  materi,  jumlah  sel  yang digunakan, jenis bahan sel yang digunakan dalam percobaan).
3. Surface card (merupakan input dari permukaan teras).
4. Data card (merupakan input dari data material sehingga bisa menjalankan perhitungan).
Sebelum  dilakukan perhitungan  suhu  terlebih  dulu  dihitung kerapatan  atom  masing-masing material penyusun perangkat bahan bakar. Setelah mendapatkan input N homogenisasi (U 235 , U 238 , SiC, pebble) maka kemudian dilakukan perhitungan suhu pada setiap layernya.
Setelah mengetahui data suhu pendingin, suhu luar bahan bakar dan suhu pusat bahan bakar dari setiap layer maka selanjutnya dilakukan pendekatan suhu pada MCNP5 seperti pada Tabel 1.
Tabel 1. Pustaka tampang lintang Suhu (K) Suhu yang ada di pustaka MCNP (K) Ekstensi 750-850 800 0.15 800-880,8 880,80 0.54 880,8-900 900 0.16 >900 1200 0.17
Kemudian dimasukkan ke dalam input MCNP5 geometri sel, material data, dan simulasi jumlah neutron.  Setelah  205  siklus neutron,  keluaran  dari  program  MCNP5  dapat  terlihat  pada  final k eff lengkap dengan nilai standar deviasi.

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Jari-jari  dan  ketinggian  teras  pada  Gambar  2  berperan  penting dalam  menentukan  distribusi suhu  bahan  bakar  ( TC )  baik  itu  ke arah  aksial  maupun  radial  pada  teras  reaktor,  karena  terdapat variabel  penambah  panas  volumetrik  yang  terdistribusi  sesuai  dengan  fungsi  bessel  untuk  koordinat tabung [13,14].
Jari-jari  berperan  dalam  distribusi  suhu  arah  radial  mengikuti  fungsi  bessel  orde  nol,  semakin besar  jari-jarinya  semakin  kecil  panas  yang  dihasilkan  sehingga  terlihat  pada  grafik  masing-masing channel suhu paling tinggi terletak di wilayah channel 1. Ketinggian ( z ) berperan dalam distribusi suhu arah  aksial  mengikuti  pola  kosinus, semakin  keatas  semakin  tinggi  suhunya.  Hasil  perhitungan  dari distribusi  suhu  Tc,  Tclo,  dan  Tf  untuk  masing-masing channel berturut-turut  dapat  dilihat  pada Gambar 3,  4, 5, 6 dan 7.
Gambar 2. Pembagian teras reaktor
Gambar 4.  Grafik distribusi temperatur pada channel 2
Gambar 5.  Grafik distribusi temperatur pada channel 3
Gambar 6.  Grafik distribusi temperatur pada channel 4
Gambar 7.  Grafik distribusi temperatur pada channel 5
Berdasarkan Gambar 3,  4,  5,  6 dan  7 terlihat terjadi lonjakan suhu pada setiap channel , yang mana  mulai  terjadi  pergolakan  pada  ketinggian  8  meter,  hal  ini  terjadi  karena  jari-jari  yang  mulai menyempit pada ketinggian tersebut sehingga mempengaruhi nilai ( q’’’ ). Disamping itu, perhitungan untuk bilangan Reynolds ternyata juga menunjukkan nilai 10890,05. Angka ini berarti helium dalam reaktor  mengalami  pergerakan  turbulen  yang  secara  kasarnya,  helium  masuk  dari  atas  reaktor kemudian turun ke bawah dengan membawa panas yang mengakibatkan distribusinya bergejolak.
Adapun  hubungan  faktor  perlipatan  efektif  terhadap  pengkayaan  bahan  bakar  teras  adalah  seperti  pada gambar 8 yang mana merupakan grafik hubungan linier yang dapat dituliskan dengan persamaan linier gradien Y =  0,039x+  0,779.  Apabila  menggunakan  regresi  linier  didapatkan  hasil  kondisi  kritis  reaktor  pada  pengayaan 5,62624% dan hasil sebesar 1,00031 ± 0,00087. Kondisi kritis reaktor ditandai dengan nilai k eff sebesar 1 yang menunjukkan bahwa jumlah neutron selalu tetap dari satu generasi ke generasi berikutnya[15,16].
Gambar 8. Grafik hubungan k eff dengan varias  pengayaan bahan bakar
Penentuan nilai Į7 dilakukan seperti  hasil  perhitungan  pada tabel 2  untuk  mengetahui tingkat keamanan  reaktor  akibat  dari  perubahaan  suhu  teras  reaktor  pada  saat  reaktor  tersebut  beroperasi. Penentuan  koefisien  reaktifitas  suhu  dilakukan  dengan  melakukan  penghitungan  nilai k eff pada  dua suhu yang kondisinya dihitung dengan metode yang sama. Reaktor diasumsikan sedang berada pada keadaan beginning of life (BOL), dimana fase ini adalah fase saat reaktor mulai dioperasikan. Dalam Penelitian ini, menghitung Į7 diberlakukan dua suhu sebagai perbandingan. yaitu pertama, pada saat suhu  masih  stabil  yang  berada  pada  suhu  293,6  K  (selanjutnya  disebut  dengan  T 1 )  kemudian dibandingkan  dengan  saat  reaktor  beroperasi  (selanjutnya  di  sebut  dengan  T 2 ).  Pada  saat  reaktor beroperasi  suhu  menjadi  bertambah  sesuai  perhitungan  distribusi  suhu  aksial  dimana  untuk mendapatkan kedua suhu tersebut akan dibandingkan.
Tabel 2.  Hasil perhitungan koefisien reaktivitas teras
Penentuan  nilai Į7 dilakukan  untuk  mengetahui  tingkat  keamanan  reaktor  akibat  dari perubahaan  suhu  teras  reaktor  pada  saat  reaktor  tersebut  beroperasi.  Penentuan  koefisien  reaktifitas suhu  dilakukan  dengan  melakukan  penghitungan  nilai k eff pada  dua  suhu  yang  kondisinya  dihitung dengan metode yang sama. Reaktor diasumsikan sedang berada pada keadaan beginning of life (BOL), dimana  fase  ini  adalah  fase  saat  reaktor  mulai  dioperasikan.  Dalam  Penelitian  ini,  menghitung Į7 diberlakukan dua suhu sebagai perbandingan. yaitu pertama, pada saat suhu masih stabil yang berada pada  suhu  293,6  K  (selanjutnya  disebut  dengan  T 1 )  kemudian  dibandingkan  dengan  saat  reaktor beroperasi  (selanjutnya  di  sebut  dengan  T 2 ).  Pada  saat  reaktor  beroperasi  suhu  menjadi  bertambah sesuai  perhitungan  distribusi  suhu  aksial  dimana  untuk  mendapatkan  kedua  suhu  tersebut  akan dibandingkan.
Channel TC rata-rata (T2) (T1) ¨7 ¨UKR koef (T2-T1) (1/keff1 - 1/keff2) 1 1200,00 293,60 906,40 -0,076175569 -8,40419E-05 2 1168,08 293,60 874,48 -0,076175569 -8,71096E-05 3 1114,69 293,60 821,09 -0,076175569 -9,27736E-05 4 1035,26 293,60 741,67 -0,076175569 -1,02709E-04 5 864,64 293,60 571,04 -0,076175569 -1,33398E-04 Rata-rata -1,00006E-04 pcm/K -10,0006
Reaktor yang PHPSXQ\DLNRHILVHQQHJDWLIGHPLNLDQWHUPDVXNGDODPQLODLQHJDWLI\DQJĮ T F < 0 dan besar. Maka yang akan terjadi dalam reaktor 70 MWe, ketika suhu naik, daya reaktor akan naik tiba-tiba dan pada saat tertentu, suhu tersebut akan mempengaruhi nilai k eff dan kemudian daya akan turun kembali. Pada kasus ini, kenaikan suhu bahan bakar akan menyebabkan meningkatnya serapan oleh U 238 sehingga membuat neutron sulit untuk lolos dari serapan resonansi dan menyebabkan harga probabilitas  lolos  resonansi  akan  rendah.  Harga  probabilitas  lolos  resonansi  ( p )  adalah  salah  satu parameter yang berkaitan dengan k eff . Jika probabilitas lolos resonansi kecil, maka yang terjadi adalah neutron  akan  lebih  banyak  terserap  oleh  U 238 daripada  melakukan  reaksi  fisi,  sehingga  nilai k eff juga ikut kecil. Begitu pula sebaliknya, jika peluang neutron untuk lolos dari serapan U 238 besar, maka akan terdapat  banyak  neutron  yang  memilki  kesempatan  untuk  melakukan  reaksi  fisi,  akibatnya  akan bertambah besar nilai k eff. Selama suhu di dalam bahan bakar dan moderator meningkat (dalam hal ini moderator grafit) kerapatan dalam bahan grafit berkurang. Berkurangnya kerapatan ini menyebabkan neutron lebih banyak yang masuk ke dalam bahan bakar dan diserap oleh U 238 daripada U 235 . (DOE- HDBK, 1993, hal:3), sehingga kenaikan suhu menyebabkan neutron tidak dapat melakukan reaksi fisi kemudian daya turun kembali dalam waktu singkat.

## KESIMPULAN
Dari hasil analisis desain bahan bakar teras reaktor jenis PBMR daya 70 MWe bahawa untuk setiap channel dan  semakin  mendekati  pusat  teras  reaktor  semakin  tinggi  suhunya.  Tingkat pengkayaan bahan bakar teras pada kondisi kritis BOL ( Beginning of Life ) 5,63 % dengan nilai faktor perlipatan efektif neutron sebesar 1,00031 ± 0,00087 dimana hubungan antara faktor perlipatan effektif dengan tingkat pengkayaan bahan bakar mengikuti fungsi linier yang ditunjukkan dengan fungsi Y = 0,039x+ 0,779. Hal ini menunjukkan bahwa semakin tinggi pengkayaan bahan bakar maka semakin besar  nilai  faktor  perlipatan  effektif. Untuk  nilai  koefisien  reaktivitas  temperatur  teras  bahan  bakar rata-rata menunjukkan nilai sebesar -10,0006 x 10 -5 ¨NN. -1 atau -10,0006 pcm/K, dengan demikian reaktor  jenis  PBMR  untuk  daya  70  MWe  memiliki  koefisien  reaktifitas  teras  negatif  sehingga  jika terjadi  kenaikan  suhu  teras  yang  diakibatkan  oleh  parameter  keselamatan  maka  secara  otomatis reaktifitas teras akan turun dan diikuti daya reaktor akan turun dan otomatis suhu teras reaktor turun sehingga reaktor dalam kedaan aman.

## UCAPAN TERIMAKASIH
Penelitian  ini  dapat  terselesaikan  berkat  bantuan  berbagai  pihak  terutama  Prof.  Ir.  Yohannes Sardjono,  APU  dan  Supardi,  M.Si  atas  arahan  dan  diskusinya  dan  juga  staf  PTRKN  yang  selalu memberikan  pencerahan  dalam  bentuk  kuliah  umum  dan workshop khususnya  Ir.  Tagor Malem Sembiring.

## DAFTAR PUSTAKA
1. Prof.  Yohannes  Sardjono  dan  Dr.  Yoga  Pratomo.  Program  Percepatan  Pembangunan Pembangkit  Tenaga  Listrik  yang  Menggunakan  Batubara.  Presentasi  Tim  Koordinasi Percepatan Pembangunan Pembangkit Tenaga Listrik.Yogyakarta; 2007.
2. Ministry of Energy and Mineral Resources, Indonesia. Outlook on electricity and renewable energy development in Indonesia.  Queensland Business Schowcase; 2010.
3. Ayi  wirawan.  Desain  Teras  PLTN    tipe  PBMR  150  MWth  menggunakan  program  MCNP5. Skripsi S-1 Teknik Nuklir Universitas Gadjah Mada. Yogyakarta, TF-FT. UGM ; 2010.
4. Batan. Dasar-dasar fisika reaktor pelatihan  dan peyegaran operator dan supervisor reaktor riset .
Yogyakarta : BATAN; 2010.
5. Dhandang Purwadi  M.  Buku  Pintar  nuklir . Available  from : http://www.scribd.com /doc/45718680/bahan-buk-pintar-teknologi-nuklir-M-dhandang-p.pdf . Accessed 8 March 2011.
6. DOE.  USA Neutron  Life  Cycle. Available  from: http://www.free-ed.net/sweethaven/MiscTech /Nuclear/Lesson0301.pdf , (1993). Accessed 3 March 2011.
7. Fuzaetun.   Penentuan  distribusi  daya  reaktor  PLTN  dengan  bahan bakar  yang  dimuati thorium. Skripsi. Surabaya. FMIPA Fisika UNNES; 2007.
8. Lamarsh.  Introduction  to Nuclear  Engineering . New  York  :  Addison-Wesley  Publishing Company; 1982.
9. Lebenhaft. JRMCNP4B  Modeling  of  Pebble-Bed  Reactor  Thesis . Amerika  :  Massachusetts Institute of  Technology; 2001.
10. Maman Mulyaman, dkk. Pemodelan partikel bahan bakar berlapis dalam kisi BCC, FC, dan SC untuk  perhitungan  factor  perlipatan  infinit  menggunakan  MCNP5. Prosiding  Seminar  Nasional ke-16 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir; 2010.
11. Alexander Agung. Diktat Analisis Reaktor Nuklir. Yogyakarta: Fakultas Teknik, Universitas Gajah Mada; 2007.
12. Liem  Peng  Hong.  Fuel  burn-up  characteristics  of  small  high  temperature  reactor . Serpong: BATAN; 2010.
13. N. Soppera, E. Dupont, and M. Bossant. Java-based Nuclear Information Software: Book of Neutron-induced  Cross-sections. A  technical  document,  Nuclear  Energy  Agency, Issy-les- Moulineaux; 2012.
14. Julian  Robert  Lebenhaft.  MCNP4B  modeling  of  pebble-bed  reactor . Tesis.  Massachusetts Institute of Technology, Amerika; 2001.
15. Andrew C. Kadak. MIT pebble bed reactor project. Nuclear Engineering and Technology. 2007; 39: 95-102.
16. Sue Ion, David Nicholls, Regis Matzie dan Dieter Matzner. Pebble bed modular reactor the first generation IV reactor to be constructed. World Nuclear Association Annual Symposium, London; 2003.