Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan PLTNserta Fasilitas Nuklir

Serpong, 9-10 Februari 1993PRSG, PPTKR • BATAN

ANALISIS FLUKS NEUTRON DI FASILITAS PWRIN-PILE LOOP

Oleh

Tagor M.SembiringAlumni Teknik Nuklir FT -UGM, Y ogyakarta

Sri Kuntjoro, Iman KuntoroPusat Reaktor Serba Guna - Badan Tenaga Atom Nasional

ABSTRAKANALISIS FLUKS NEUTRON DI FASILITAS PWR IN-PILE LOOP. Telah dilakUkan

analisis fluks neutron di fasilitas PWR in-pile loop dengan menggunakan paket program MGCL­PROCESSOR (MAIL- 137, REMAIL).ANISN-JR. dan CITATION. Fasilitas PWR in-pile loopberada di teras RSG-GAS pada posisi iradiasi pusat (CIP). Setelah pemasukan fasilitas PWR in­pile loop ke dalam CIP, besar fluks neutron termal rerata di bundel bahan bakar PWR adalah4,267* 1013neutron cm·2 S·I • Daya yang dihasilkan bundel PWR sebesar 233 ,8425 kW. Perbandinganantara hasil perhitungan dan syarat keselamatan pengujian fasilitas PWR in-pile loop menunjukkanbahwa fasilitas PWR in-pile loop layak dimasukkan di Teras RSG-GAS.

ABSTRACTANALYSIS OF NEUTRON FLUX IN PWR IN-PILE LOOP FACILITY. Analysis ofneu­

tron flux in PWR in-pile loop facility has been done using MGCL-PROCESSOR (MAIL-137,REMAIL).ANISN-JR. and CIT AnON codes. PWR in-pile loop facility will be inserted at CentralIradiation Position (CIP) in RSG-GAS core. After inserting the PWR in-pile loop facility into CentralIradiation Position, the average thermal neutron flux in the PWR bundle was 4.267* 1013neutroncm·2s·l.The power produced in the PWR bundle was 233,8425 kW. The comparison between theresult of calculation and safety criterion of the testing PWR in-pile loop shows that the PWR in-pileloop is aIIowed to insert in RSG-GAS core.

PENDAHULUAN

Salah satu program kegiatan yang akan dilaksanakandi Reaktor Serba Guna G .A.Siwabessy (RSG-GAS) adalahpengujian perangkat bahan bakar reaktor daya PWRdengan menggunakan fasilitas uji untai bahan bakar didalam teras (in-pile loop facility), yang disebut jugasebagai fasilitas PWR in-pile loop.

Fasilitas PWR in-pile loop terdiri atas tiga bagian,yaitu kotakair (water box), tabungtekan (pressure tube),clan bundel bahan bakar PWR. Kotak air merupakanbagian terluar dari fasilitas PWR in-pile loop, denganukuran 160 mm * 152 mm. Kotak air terdiri dari tigalapisan yakni lapisan terluarterbuat dari alumunium, danlapisan dalam terbuat dari SS-316L. Diantara kedua

lapisan terdapat air. Tabung tekan berdiameter luarberukuran 67 mm, terdiri dari lapisan SS-316L, lapisanCO2, dan Inconnel-600. Diameter bagian dalam tabungtekan 95 mm. Bundel bahan bakar PWR terdiri atas 16

buah yang disusun di dalam bentuk bujur sangkar 4 * 4.Bahan bakarterbuat dari U02 dengan pengkayaan 3,2 wio. Bundel bahan bakar PWR dikelilingi selubung yangberbentuk bujur sangkar, yang terbuat dari SS-316L.

Dimensi terluar selubung 5,83 cm * 5,83 cm, denganketebalan sebesar 0,5 cm.

209

Fasilitas PWR in-pile loop dimasukkan di fasilitasposisi iradiasi pusat (CIP). Syarat minimum fluksneutron termal rerata di daerah bundel bahan bakar PWR

harus sesuai dengan fluks neutron termal rerata PWRyakni 3*1013 neutron cm·2s·l, yang setara denganpembangkitan daya sebesar 100 kW setiap liter volumeteras PWRI). Pembangkitan daya maksimum bundelbahan bakar PWR yang diizinkan adalah 250 kW2).

Fasilitas PWR in-pile loop yang akan ditempatkan diteras RSG-GAS didesain mampu mensimulasi kondisiPWR2). Pemasukan fasilitas PWR in-pile loopmengakibatkan perubahan parameter-parameter operasiRSG-GAS, khususnya distribusi fluks neutron. Analisisfluks neutron di fasilitas PWR in-pile loop dilakukanuntuk mengetahui kelayakan pemasukan fasilitas PWRin-pile loop ditinjau dari fluks neutron tem1al rerata di

bundel bahan baka.r PWR, dan kuantitas pembangkitandaya yang dihasilkan bundel bahan bakar PWR.

TEOR!

Jika sifat interaksi neutron diganggu (berubah),misalnya dimasukkannya suatu material asing ke dalamteras, maka dapat mengubah faktorpelipatan efektif dandistribusi neutron di teras reaktor3), yang dapat dinyatakan

Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamalan PLTNserla Fasi/ilas Nuklir

dengan hubungan :k' - k f v (VOLe - OL,) dV

k' k V f v Le <I><1>'dV

dengan:k'= faktorpel ipatan efektifsetelah mengalami gangguan.k=faktorpelipatan efektifsebelum mengalami gangguan.<I>= fluks neutron sebelum mengalami gangguan.<1>'=fluks neutron setelah mengalami gangguan.

OLe = perubahan tampang lintang makroskopis pembe­lahan.

oL. = perubahan tampang lintang makroskopis serapan.V = jumlah neutron yang dihasilkan setiap rcaksi

pembelahan.Nilai faktorpelipatan efektif(k) dapat diperoleh denganmenyelesaikan persamaan difusi banyak kelompoktenaga.Untuk mendapatkan harga k dilakukan perhitungandengan menggunakan paket program CITATION.

Berubahnya fluks neutron akibat pemasukan bahan(materi) ke dalam reaktordiikutijuga dengan perubahanpembangkitan daya yang dihasilkan oleh bahan bakar diteras, karena fluks neutron berbanding lurus denganpembangkitan daya.

TAT A KEIUA

Analisis fluks neutrondi fasilitas PWR in-pile loopdilakukan dengan paket-paket program MGCL PRO­CESSOR (MAIL-137.REMAIL).ANISN-JR. dan CI­TATION. MGCL PROCESSOR adalah paket programyang memproses pustaka tam pang lintang 137 kelompoktenaga, dan dengan tampang lintang hamburan di dalamorde p4>.Pustaka tam pang lintang MGCL-PROCESSORdiperoleh dari ENDF-B/IV dan JENDL-2. ANISN-JRadalah paket program hasil pengembangan lanjutan daripaket program ANISN yang dilakukan oleh JAERI, dandigunakan untuk menyelesaikan persamaan transportneutron banyak kelompokdengan hamburan takisotropis,dengan perhitungan satu dimensi untuk geometri bola,lempeng (slab), dan silinder>. Paket program CIT A­TION adalah paket program yang menyelesaikanpersamaan difusi banyak kelompok dengan satu, dua,dan tiga dimensi perhitungan dengan geometri balokdansilinder6>.

Tata kerja yang digunakan di dalam menghitungfluks neutron di fasilitas PWR in-pile loop (Lampiran I)ialah:

I.Pembangkitan konstanta kelompok( empat kelom­pok tenaga) seluruh material Teras RSG-GAS,dan material penyusun fasilitas PWR in-pileloop. Pembangkitan konstanta kelompok mate­rial dilakukan dengan MGCL P·ROCESSOR danANISN-JR. Batas-batas kelompok tenaga yangdigunakan adalah 16,487 MeV, 820,85 keY,5,5308 keY, 0,60236 eV, dan 0,000331 eV.ANISN-JR mengkondensasi dari 137 kelompoktenaga menjadi 4 kelompok tenaga.

210

Serpong, 9-10 Februari 1993PRSG, PPl"KR - BATAN

2. Perhitungan fluks neutron di daerah bundel ba­

han bakar PWR dilakukan dengan paket programCITATION, dan dilakukan untuk dua dimensi kearah X dan Y. Perhitungan pertama kali dilakukandengan kondisi fasilitas PWR in-pile loop tidakdimasukkan di CIP (CIP terisi air), dan yangkedua ialah fasilitas PWR in-pile loop dimasukkanke dalam CIP. Dari kedua hasil perhitungantersebut dapat diperoleh jumlah dan perubahanfluks neutron di fasilitas PWR in-pile loop. DayaTeras RSG-GAS yang dipilihdi dalam perhitunganadalah sebesar 30 MW, dengan konfigurasi teras

kerja.

HASIL DAN PEMBAHASAN

Pemasukan fasilitas PWR in-pile loop ke CIPmengakibatkan fluks neutron bertenaga cepat mengalami'kenaikan jika dibanding dengan fluks neutron sebelumpemasukan fasilitas PWR in-pile loop (Gambar-l). Halyang sarna juga dialami oleh fluks neutron bertenaga

lambatan (G,ambar-2), dan bertenaga resonansi (Gambar­3). Peristiwa kenaikan fluks neutron di dalam kelompokcepat diakibatkan karena adanya proses pembelahanneutron bertenaga termal di bundel bahan bakar PWRyang menghasilkan neutron bertenaga cepat. Naiknyafluks neutron di kelompok lambatan dan resonansidiakibatkan bertambahnya neutron bertenaga cepat yangmengalami penurunan ke kelompok lambatan danresonansi sebagai akibat moderasi. Gambar-4menunjukkan bahwa dengan masuknya fasilitas PWRin-pile loop ke dalam teras RSG-GAS, maka terjadipenurunan. Terjadinya penurunan fluks neutron termaldisebabkan karena sifat penyerapan yang dimiliki bahanbakar7>, yaitu pemasukan (penambahan) bahan bakar kedalam teras diikutijuga dengan peningkatan perubahannilai tampang lintang serapan3>. Besar fluks neutrontermal rerata di daerah bundel bahan bakar PWR adalah

4,26723 neutron cm·2s·J (Tabel-l).Pembangkitan daya (panas) di daerah bundel bahan

bakar PWR sebesar 233,8425 kW.

Tabcl - 1 Perubahan Fluks Neutron Termal ReraLa Sebelum <Ian

Scsudah Pemasukan Fasilitas In·Pile Loop PWR

Fluks Neutron Termal Rerala (x10U neutron cm-2s·I)

DAERAH

SEBELUMSESUDAHPENURUNAN

PEMASUKAN

PEMASUKANFLUKS (%)

KOTAK

AIR22,824407,6150566,64

TABUNGTEKAN

29,419304,4001185,04

BUNDELPWR

30,271204,2672385,90

Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan PLTNserta Fasilitas Nuklir

KESIMPULANHasil analisis fluks neutron tennal rerata dan

pembangkitan daya di bundel bahan bakar PWRmenunjukkan bahwa fasilitas PWR in-pile loop layakdimasukkan ke dalam Teras RSG-GAS, karena:

1. Fluks neutron termal rerata di bundel bahan ba­

kar PWRadalah4,267* 1013neutron cm·2s-', berarti

Serpong, 9-10 Februari 1993

PRSG, PPTKR - BATAN

lebih besar dari pada nilai minimum fluks neu­tron tennal rerata yang diharapkan yaitu 3*10'3neutron cm·2s·'.

2. Daya yang dibangkitkan bundel bahan bakarPWRadalah 233,8425 kW, dandaya ini lebih ke­

cil dari pada pembangkitan panas maksimumyang diizinkan, yaitu 250 kW.

DAFfAR ACUAN

1. KESSLER, G., Nuclear Fission Reactors, Springer-Verlag, Austria (1983).2. BAT AN, Safety Analysis Report, BATAN, Jakarta (1989).3. LAMARSH,J.R., Introduction to Nuclear Reactor Theory, Addison-Wesley, Massechussets (1972).4. NAITO,Y., et.a!., MGCL-PROCESSOR: A Computer Code System for Processing Multigroup Constants Library

MGCL, JAERI, Japan (1981). I5. KOY AMA,K., et.a!., ANISN-JR One Dimensional Discrete Ordinates Code for Neutron and Gamma-RayTrans-

port Calculations, JAERI, Japan (1977).6. FOWLER,T .B., et.a!., Nuclear Reactor Core Analysis Code: CITATION, ORNL, Tennessee (1971).7. DUDERSTADT,J.J., dan HAMILTON, L.J., Nuclear Reactor Analysis, John Wiley& Sons, New York (1976).

DISKUSI

BAMBANG HERUTOMO :

1. Kriteria-kriteria apa yang saudara ambil untuk menyederhanakan kelompok konstanta dari seratus sekian men­jadi empat kelompok. Berapa range energi tiap kelompok ?

2. Seperti diketahui bahwa dalam perhitungan transport/difusi, ketelitian hasil spektrum/fluks sangat dipengaruhioleh 'mesh point'. Berapa 'mesh point' yang saudara gunakan dalam perhitungan ini, dan apa alasannya ?

TAGOR M. SEMBIRING :

1. Kriteria yang dipakai untuk menyederhanakan konstanta kelompok dari 137 menjadi 4 kelompok ialah :a. Terwakilinya seluruh tenaga neutron di teras.b. Dipilih konstanta kelompok yang batas tenaganya mirip dengan pemasok INTERA TOM.

Range energi tiap kelompok adalah sbb :1) 16,487 MeV < E < 820,85 keY2) 820,85 keY < E < 5,5308 keY3) 5,5308 keY < E < 0,60236 eV4) 0,60236 eV < E < 0,00033 eV

2. Mesh point yang digunakan adalah 99 (ke arah X) dan 98 (ke arah Y)

RPH ISMUNTOYO:

1. Bagaimana mem-verifikasi cross-section yang dihasilkan oleh MGCL processor ?2. Berapa kali siklus operasi untuk mensimulasi seperti kondisi kerja PLTN yang dialami oleh sebuah elemen bakar?

TAGORM. SEMBIRING:

1. Telah dilakukan verifikasi cross-section dengan hasil JAERI untuk benchmarking MTR berdaya 10 MW dan di­peroleh hasil faktor pelipatan tak hingga yang sesuai dengan hasil JAERI terse but. Lalu verifikasi dilakukanjugauntuk menghitung faktor pelipatan teras I RSG-GAS dengan menggunakan CROSS-SECTIOM haasil MGCLprocessor diperoleh persentase perbedaan sebesar 0,4 % antara hasil ekperimen dan perhitungan.

2. Besar fluens (lama siklus) bisa diprediksi dengan membandingkan waktu refueling PLTN (PWR) dengan caraperbandingan fluks

3-- x waktu refueling PWR sesungguhnya4,267

Hasil3 diperoleh karena besar fluks tennal rata-rata 3xl0'3 neutron!cm2.sec.Hasil4,267 diperoleh karena besar fluks tennal rata-rata di fasilitas in-pile loop PWR adalah 4,267x 1013neutron!cm2.sec.

Dan 1 siklus di RSG-GAS sebesar 25 hari. Dari infonnasi tersebut maka dapat ditentukan siklur RSG-GAS untukmemenuhi fluens seperti PL TN (PWR)

211

Prosiding Seminar Tdatologi dan Ke.sdamalall PLTNsala Fasililas Nuklir

LAMPIRAN IDIAGRAM ALIR PERHITUNGAN

MGCL-PROCESSOR137 KELOMPOK

REMAIL

KONSTANTA KELOMPOKMATERIAL RSG-GASDAN FASILITAS IN­

PILE LOOP PWR4 KELOMPOK

OUTPUT: - FLUKSNEUTRON- DAYA

212

Serpong, 9-10 Februari 1993PRSG, PPTKR - BATAN

Prosiding Seminar Tekn%gi dati Kesdamatan PLTNserta Fasi/itas Nuklir

rlUW" Hr.UT"CH (l:1. "/1:1",' •• cl

1 •

0.8 .-.

0.6 .- .

0,4 .- ....

0.2 .-.....

P08Pti x (OM)

Serpotlg, 9-10 Februari 1993PRSG, PPTKR -BATAN

CIP (11111)

-I- CIP (IN-PILE LOOP)

OIlMBIIR 1. PERUBIIHAN FLUKS NEUTRON CEPATRSO-GAS AKIBAT FIISILITAS IN-PILE LOOP

rlUKf] ur:UTnOH Cr.,. n/CI"IQ •• C)

1

0.8 .-

0.6 ,_ .

0,4 .-

i··it­'Yi

---:--.---. - : I•..... --_ ..•..._------~---~--,

CIP (AII1)

--1- CIP (IN-PILE LOOP)

0.2 1-· ··.i ..•.•• ;...... · .... 1 ..

..........! .

O·ItIIIHlfltHHo 20

. . . . .

. : : : : :', : : : : :----~I-_I __ i--L..:1·f.!IH+t II f III~1IIIIIf]IIt~-----.140 60 80 100 120 140 1G0 180 200 220 240

POft'''' x (OM)

GIIMBIIR 2. PEI1U8AHAN FLUKS NEUTI10NLIIM8ATIIN RSG-GI\S IIKI811T FIISILITAS

IN-PILE LOOP

213

Prosiding Seminar Teknologi dan Kesdamalan PLTNserla Fasililas Nuklir

0.8 .-

0.6 .- ..

0.4 .-

0.2 .-.....

Serpong, 9-10 Februari 1993PRSG, PPTKR - BATAN

~-

- CIP (AIR)

.... -1- CIP (IN-PILE LOOP);~ • .-.ri!~~~_

...........................

. . .....•.•. ~ ..••....... j ..•.••.•.•.. i· j ....•

1---1 I I ';'j.HJ+~HfHH~fI4HHifft80 100 120 140 'i60 180 200 220 240

GAMBAR 3. PERUBAHAN fLUKB ~:EUTRONRESONANS\ RBO-GAS AKIBAT FA81L1TAS

IN-PILE LOOP

rl.Ur< •• Hr:UTnON Cr.1-( "'en' •• e)

3.5

2.5 .-

2 ..

••••••••• __ />: ••••••••••••

..;

CIP (AIR)

-\- CIP (IN-PILE LOOP)

:~~",.... ..... _ .. ",.... ~.•.. j ••...••.. ; •.•••.

,...,.;..: .......... \ .~ ..

"M'I-+-":.,.

. . .. :. :

: /r'''+' :+ ' \<..[ ! .O.ftHHff-+I~· I I 'Hff+H+HhHHfflflf I I

o 20 40 60 80 100 120 140 160 180 200 220 240

1.6 .....

1 .-

0.5 .-..

....... ;.

' -:- -- •.....· ..· ..- .....••..... - •....•..•.••...•...· ..· ..

PO"'I'JI X (OM)

GAMBAR 4. PERU BAHAN FLUKS NEUTRON TERMALRBG-Gf,S AKIBAT FA$ILlTAB IN-PILE LOOP

214