Presentasi sedang didownload. Silahkan tunggu

Presentasi sedang didownload. Silahkan tunggu

BATAN Keselamatan Teras: Aspek neutronik, neutron kasip, keselamatan inheren Zuhair PTRKN-BATAN Coaching Komputasi Pemodelan.

Presentasi serupa


Presentasi berjudul: "BATAN Keselamatan Teras: Aspek neutronik, neutron kasip, keselamatan inheren Zuhair PTRKN-BATAN Coaching Komputasi Pemodelan."— Transcript presentasi:

1 BATAN Keselamatan Teras: Aspek neutronik, neutron kasip, keselamatan inheren Zuhair PTRKN-BATAN Coaching Komputasi Pemodelan untuk Mendukung Analisis Sistem Keselamatan Reaktor Fisik PPIN-BATAN: 1 April – 31 Mei 2013

2 BATAN Keselamatan Teras 2 Bahan Presentasi :  Pendahuluan  GIF  VHTR  Model neutronik  HTGR  DRAGON  Peach Bottom  Fort St Vrain  HTTR  AVR  THTR  HTR-10  Inherent Safety  Prinsip stabilitas  Fitur HTGR  Fraksi gagal TRISO  Fraksi pelepasan produk fisi  Air/water Ingress

3 BATAN Keselamatan Teras 3 GIF Pendahuluan

4 BATAN Keselamatan Teras 4 Pendahuluan…cont’ GIF  Forum Internasional Generasi IV (Generation IV International Forum, GIF) adalah forum kerjasama internasional yang diorganisasi untuk melaksanakan penelitian dan pengembangan yang diperlukan dalam penetapan kelayakan dan kemampuan kinerja sistem pembangkit energi nuklir di masa yang akan datang.  Tujuan utama dari GIF adalah menetapkan desain revolusioner reaktor nuklir yang kritis sekitar tahun 2030-an.  Reaktor Generasi IV yang diharapkan akan tersedia di masa depan adalah yang memenuhi syarat lebih aman, berkelanjutan, kompetitif secara ekonomi dengan teknologi biaya-efektif, lebih resistansi proliferasi dan secara fisik fisik aman.  

5 BATAN Keselamatan Teras 5 Pendahuluan…cont’ GIF  GIF memilih 6 tipe sistem energi nuklir sebagai kandidat reactor Generasi IV: Reaktor cepat berpendingin gas (gas-cooled fast reactor, GFR) Reaktor cepat berpendingin sodium (sodium-cooled fast reactor, SFR) Reaktor cepat berpendingin timbal (lead-cooled fast reactor, LFR) Reaktor garam cair (molten salt reactor, MSR) Reaktor berpendingin air super kritis (super critical water-cooled reactor, SCWR) Reaktor temperatur sangat tinggi (very high temperature reactor, VHTR)  

6 BATAN Keselamatan Teras 6 VHTR Pendahuluan Pendahuluan…cont’

7 BATAN Keselamatan Teras 7 Pendahuluan…cont’ VHTR  Khususnya VHTR, mirip sekali dengan reaktor berpendingin gas temperatur tinggi (high-temperature gas cooled reactor, HTGR), kecuali temperatur outlet pendinginnya yang diharuskan mencapai 1000oC.  Pada temperatur tinggi tersebut, sistem reaktor dapat dioperasikan dengan efisiensi sangat tinggi dalam memasok listrik dan panas proses untuk aplikasi dengan spektrum yang luas seperti produksi hidrogen menggunakan proses termikimia, industri petrokimia, dan membantu ekstraksi desktruktif-natural minyak bumi dari pasir tar.  

8 BATAN Keselamatan Teras 8 Pendahuluan…cont’ VHTR  Konsep HTGR pada dasarnya bergantung pada pemanfaatan partikel bahan bakar berlapis yang dikembangkan pada awal tahun 1960-an.  Partikel berlapis ini dibentuk oleh kernel bahan bakar yang dilapisi berturut-turut oleh 4 lapisan yang berfungsi sebagai penghalang utama untuk retensi produk fisi sampai batas ambang temperatur sangat tinggi (1600oC).  Partikel berlapis yang tertanam dalam matriks grafit dibentuk menjadi bahan bakar kompak yang dimasukkan ke dalam blok grafit heksagonal untuk HTGR tipe blok prismatik dan menjadi bahan bakar pebble yang dilapisi grafit untuk HTGR tipe pebble bed.  Sifat unik dari partikel berlapis memungkinkan seseorang untuk mendesain sebuah reaktor nuklir yang aman secara inheren (inherently safe).  

9 BATAN Keselamatan Teras 9 Pendahuluan…cont’ VHTR  Teras reaktor pebble bed adalah kavitas yang diisi dengan sejumlah besar pebble, yang masing-masing terdiri dari ribuan partikel bahan bakar berlapis. Selama operasi pebble mengalir secara perlahan melalui kavitas oleh gravitasi. Bahan bakar pebble dikeluarkan di bagian bawah teras reaktor dan dimasukkan kembali ke dalam teras beberapa kali sebelum dibuang.  Pada kondisi equilibrium (setimbang) setiap region teras terdiri dari campuran pebble dengan komposisi isotop yang berbedas ebagai representasi dari burnup yang terakumulasi selama beberapa kali melewati teras.  Dari sudut pandang pemodelan neutronik, reaktor pebble bed menimbulkan tantangan unik terkait dengan problema stokastisiti ganda: 1. dispersi stokastik dari partikel dalam setiap pebble 2. distribusi stokastik dari pebble dengan burnup yang berbeda dalam teras reaktor.  

10 BATAN Keselamatan Teras 10 Model neutronik Pendahuluan Pendahuluan…cont’

11 BATAN Keselamatan Teras 11 Pendahuluan…cont’ Model  Konsep HTGR pada dasarnya bergantung pada pemanfaatan partikel bahan bakar berlapis yang dikembangkan pada awal tahun 1960-an.  Partikel berlapis ini dibentuk oleh kernel bahan bakar yang dilapisi berturut-turut oleh 4 lapisan yang berfungsi sebagai penghalang utama untuk retensi produk fisi sampai batas ambang temperatur sangat tinggi (1600oC).  Partikel berlapis yang tertanam dalam matriks grafit dibentuk menjadi bahan bakar kompak yang dimasukkan ke dalam blok grafit heksagonal untuk HTGR tipe blok prismatik dan menjadi bahan bakar pebble yang dilapisi grafit untuk HTGR tipe pebble bed.  Sifat unik dari partikel berlapis memungkinkan seseorang untuk mendesain sebuah reaktor nuklir yang aman secara inheren (inherently safe).  

12 BATAN Keselamatan Teras 12 HTGR

13 BATAN Keselamatan Teras 13 Sejarah Perkembangan HTGR  Pada awal tahun 1945, Farrington Daniels mengusulkan reactor daya temperatur tinggi bermoderator BeO (atau grafit) dan berpendingin helium. Karena diperlukan pengembangan yang cukup banyak maka prioritas diberikan kepada pengembangan reaktor air tekan (PWR).  Tetapi minat terhadap pendinginan gas kembali muncul dan dihidupkan di USA pada pertengahan tahun 1950-an. Sejumlah proyek reaktor berpendingin gas dimulai. Beberapa reaktor dibangun, di antaranya yang lebih dikenal adalah UNGG (Uranium Naturel Graphite Gaz) di Perancis serta Magnox dan AGR di Inggris.  Reaktor berpendingin gas dan bermoderator grafit menggunakan CO2 sebagai pendingin dan logam uranium atau pelet UO2 dalam kelongsong metalik sebagai elemen bakar. Untuk meningkatkan kinerja bahan bakar dan keterbatasan pada temperatur permukaan kelongsong metalik, teras dengan semua material keramik dipelajari. Bahan bakar, karbida atau oksida, didispersikan dalam material keramik untuk membentuk partikel berlapis.

14 BATAN Keselamatan Teras 14 Sejarah Perkembangan HTGR…….cont’  Grafit dipilih sebagai moderator, material penahan bahan bakar dan struktur teras karena: - sifat neutroniknya yang baik (tampang lintang tangkapan sangat rendah) - sifat termal dan mekaniknya yang baik di bawah radiasi dan temperatur tinggi - biaya rendah.  Konsep dasar HTGR memiliki sejumlah posibilitas dan fleksibilitas untuk daur bahan bakar, desain bahan bakar, siklus termodinamika aplikasi industri. Reaktor dapat memanfaatkan uranium pengkayaan tinggi (HEU) dengan thorium sebagai material fertil, atau dapat beroperasi dengan uranium pengkayaan rendah (LEU).  U235, Pu239 dapat digunakan sebagai bahan fisil untuk daur bahan baker berbasis thorium untuk menghindari daur ulang. HTGR juga dapat menggunakan U233 yang berasal dari HTGR lain atau dari reaktor cepat.

15 BATAN Keselamatan Teras 15 Sejarah Perkembangan HTGR…….cont’  Elemen bakar HTGR bisa berupa: 1. silinder, seperti dalam reaktor Dragon atau reaktor Peach Bottom 2. bola, seperti pebble dalam reaktor AVR atau THTR 3. prismatik, seperti dalam reactor Fort St Vrain listrik  Desain detail elemen bahan bakar dan partikel berlapis dapat dimodifikasi untuk mencapai tujuan yang spesifik, seperti peningkatan temperatur outlet teras atau rasio konversi.  Secara historis, desain awal HTGR dimulai di Atomic Energy Research Establishment, Inggris pada Secara bersamaan, studi lainnya dimulai di Jerman untuk mendesain sistem versi pebble bed.  Reaktor uji DRAGON berdaya 20 MWth secara luas digunakan untuk mendemonstrasikan kapabilitas reaktor berpendingin gas temperatur tinggi dan partikel bahan bakar berlaapis. Dragon dioperasikan tahun Pendingin helium memiliki temperatur inlet 350°C dan outlet 750°C.

16 BATAN Keselamatan Teras 16 Sejarah perkembangan HTGR… cont’  Pengembangan HTGR tipe blok prismatik dilakukan dengan dikonstruksi dan dioperasikannya reactor Peach Bottom pada tahun 1967 dan Fort St Vrain di USA tahun 1976 dan HTTR yang saat ini beroperasi di Jepang.  Karena banyak problema yang tak terduga Fort St Vrain dihentikan tahun 1989 namun meskipun mengecewakan sebagai pemasok listrik, reaktor ini memberikan pengalaman berharga untuk pengembangan teknologi HTGR.  Hal ini ditunjukkan oleh retensi produk fisi dari partikel bahan bakar berlapis TRISO yang luar biasa dengan laju pelepasan zat radioaktif yang sangat kecil dibandingkan dengan jenis reaktor lainnya. Fort St Vrain mengubah struktur regulasi sehingga peraturan untuk HTGR berbeda dari peraturan untuk PWR atau BWR.

17 BATAN Keselamatan Teras 17 Sejarah perkembangan HTGR… cont ’  Sejalan dengan HTGR tipe blok prismatik, reaktor pebble bed juga dikembangkan yang dimulai dengan dibangunnya AVR (Arbeitsgemeninshaft Versuchs Reaktor) di Jülich, Jerman selama tahun 1960-an dan dioperasikan sejak tahun Reaktor ini dioperasikan dengan sangat baik untuk lebih dari 20 tahun, mengumpulkan jam operasi, dan didekomisioning tahun 1980-an.  Dua kontribusi paling penting dari AVR adalah demonstrasi fitur keselamatan melekat pada konsep HTGR dan demonstrsi pemanfaatan berbagai jenis bahan bakar. Banyak desain partikel bahan bakar diuji, dari partikel BISO hingga partikel TRISO. Berbagai bahan bakar yang diuji adalah uranium karbida, kombinasi thorium / uranium serta derajat beberapa uranium dengan berbagai pengkayaan.  HTGR berikutnya yang juga dibangun di Jerman adalah reactor temperature tinggi thorium 750MWth (THTR) di Schmehausen. THTR memproduksi listrik pertama kali pada tahun 1985.

18 BATAN Keselamatan Teras 18 Sejarah perkembangan HTGR… cont ’  THTR ditutup dan dibongkar setelah tahun 1988 karena perubahan iklim politik yang keras terhadap energi nuklir setelah bencana Chernobyl. Kecuali batang kendalinya yang didesain masuk ke dalam teras pebble bed, THTR beroperasi sempurna selama waktu hidup operasional yang singkat. THTR menggunakan campuran uranium pengkayaan tinggi (HEU) dan thorium.  HTR pebble bed paling baru adalah HTR-10 China. HTR-10 berdaya 10MWth dan ditujukan untuk riset tentang operasi HTR pebble bed secara umum. HTR-10 dimuati oleh partikel LEU TRISO dalam bola grafit berdiameter 60mm mengikuti desain bahan bakar standard Jerman. Sejak awal operasinya, hasil dari program riset HTR-10 dipublikasikan secara luas dan mempersembahkan data eksperimen yang berharga untuk validasi kode komputer.

19 BATAN Keselamatan Teras 19 Sejarah perkembangan HTGR… cont’  Table 1. Karakteristik beberapa HTGR.

20 BATAN Keselamatan Teras 20 Inherent safety

21 BATAN Keselamatan Teras 21 Inherent safety  Ada empat prinsip stabilitas yang harus dipenuhi untuk menghindari teras meleleh atau pemanasan berlebih (overheating) pada nilai temperatur yang tidak dapat diterima dalam kecelakaan parah. Gambar 1. Prinsip stabilitas untuk mencegah pelepasan produk fisi dari bahan bakar.

22 BATAN Keselamatan Teras 22 Inherent safety  Jika temperatur bahan bakar tetap di bawah nilai-nilai yang diperbolehkan, produk fisi dan material fisil akan berada dalam elemen bakar dan integritas reaktor dijamin aman.  Kondisi yang diperlukan untuk mencapai fitur keselamatan adalah kemampuan bahan bakar untuk mempertahankan radioaktivitas sepenuhnya sampai temperatur tertentu. Semua prinsip ini dapat dipenuhi sesuai dengan desain dan dimensi HTR yang direncanakan.  Dalam semua reaktor daya yang ada, keselamatan reaktor dicapai dengan sistem keselamatan aktif. Sebaliknya HTR modular dapat selamat secara melekat (inherent) sebagai hasil dari desain, material yang digunakan, bahan bakar dan sifat-sifat fisis yang terlibat di dalamnya.

23 BATAN Keselamatan Teras 23 Inherent safety  Ini berarti bahwa, dalam skenario kecelakaan terburuk yang terjadi, tidak ada intervensi atau campur tangan manusia dalam jangka pendek atau menengah. Kecelakaan transient yang terutama diakibatkan oleh daya sisa yang dibangkitkan oleh bahan bakar setelah reaksi berantai dihentikan.  Daya ini dihasilkan oleh peluruhan radioaktif produk fisi (panas peluruhan). Jika panas peluruhan tidak dipindahkan, maka akan memanaskan bahan bakar nuklir sampai kemampuan retensi produk fisi terdegradasi dan nuklida radioaktif terlepaskan.  Dalam reaktor “konvensional”, pemindahan panas dicapai dengan sistem pendinginan aktif (seperti pompa) yang mengandalkan keberadaan fluida perpindahan panas (yakni air). Karena potensi kegagalan dalam sistem ini, sistem pendinginan aktif digandakan untuk memberikan redundansi.

24 BATAN Keselamatan Teras 24 Inherent safety  Sistem lain, seperti gedung penyungkup (containment building), diberikan untuk mengurangi konsekuensi dari kegagalan dan berfungsi sebagai penghalang lebih lanjut untuk pelepasan radioaktif. Dalam HTR modular, pemindahan panas peluruhan tidak tergantung pada kondisi pendingin reaktor.  Densitas daya teras yang sangat rendah, dikombinasikan dengan pengaturan geometrik teras yang spesifik (konfigurasi teras anular) dan resistansi terhadap temperatur tinggi dari bahan bakar dalam miliaran partikel yang independen, mendasari karakteristik keselamatan yang unggul dari jenis reaktor ini.  Helium digunakan sebagai pendingin yang secara kimiawi inert, tidak dapat beraksi dengan material kimia lain dan tidak mudah terbakar. Bahkan jika ada kegagalan sistem aktif yang didesain untuk menshut- down dan memindahkan panas peluruhan dari teras, reaktor sendiri akan shut-down secara inheren karena koefisien reaktivitas negatif yang kuat.

25 BATAN Keselamatan Teras 25 Fitur HTGR  Pada akhirnya, reaktor akan didinginkan secara alami oleh transport panas ke lingkungan, yang didasarkan pada fenomena fisik seperti radiasi panas dari permukaan metalik bejana yang tidak terisolasi ke sistem pendinginan pasif (sirkuit air sirkulasi alam) yang disituasikan sekeliling reaktor atau ke dinding beton sekelilingnya.  Pemindahan panas peluruhan secara mandiri adalah sebuah karakteristik HTR modular yang sangat penting., yang memungkinkan untuk menjalankan empat prinsip stabilitas dalam setiap skenario kecelakaan. Hal ini terkait dengan fitur esensial dari jenis reaktor ini: 1. densitas daya rendah dalam teras 2. bentuk geometrik spesifik dari teras (silindris atau anular) 3. konduktivitas panas tinggi dalam teras 4. kapabilitas penyimpanan panas tinggi dari teras 5. stabilitas temperatur tinggi dari material teras 6. koefisien perpindahan panas tinggi melalui struktur teras 7. rasio yang tinggi dari permukaan dan volume teras 8. hilangnya panas luar yang permanen di luar bejana tekan reaktor

26 BATAN Keselamatan Teras 26 Fitur HTGR  Perbedaan antara prinsip aman melekat (inherent safe) dari pemindahan panas peluruhan dan sistem pemindahan panas peluruhan aktif adalah sistem aktif dapat dilakukan dengan tingkat redundansi yang sangat tinggi dan keberagaman (diversity), tetapi masih tetap menyisakan probabilitas gagal walaupun sangat kecil.  Proses inheren dari transport panas peluruhan yang keluar dari teras tidak akan pernah gagal karena prose yang terlibat hanyalah konnduksi, radiasi dan konveksi alam. Jika reaktor yang didesain dan dibangun mengikuti prinsip yang disebutkan di atas, maka akan bekerja konsep pemindahan panas peluruhan secara mandiri (self-acting).

27 BATAN Keselamatan Teras 27 Fraksi gagal TRISO  Salah satu hal yang sangat penting dalam pengembangan HTGR yang memanfaatkan partikel bahan bakar TRISO yang tertanam dalam matriks grafit adalah lapisan coating mempertahankan produk fisi dalam semua kecelakaan hingga temperatur 1600oC dan menjaga integritas struktur bahan bakar (Gambar 2). Limitasi pelepasan inventori 10^^-5 dapat direalisasikan jika temperatur dibatasi pada nilai kurang dari 1600oC. Gambar 2. Fraksi gagal partikel TRISO dengan temperatur.

28 BATAN Keselamatan Teras 28 Fraksi pelepasan FP  Temperatur yang lebih tinggi dari 1600oC akan menyebabkan laju pelepasan yang lebih tinggi, misalkan untuk isotop Kr-85, laju pelepasan akan meningkat dengan faktor 10^^3 di atas 2200oC (Gambar 3). Gambar 3. Laju pelepasan Kr-85 yang bergantung temperatur. Gambar 4. Laju pelepasan sebagai fungsi waktu.

29 BATAN Keselamatan Teras 29 Air/water Ingress  Kecelakaan yang masih bisa terjadi dalam HTGR adalah masuknya air atau udara (water/air ingress) ke dalam rangkaian primer yang kemudian ke teras dan akan mengakibatkan korosi grafit yang makin dipercepat dengan temperatur tinggi.  Konsekuensi dari kecelakaan ini menyebabkan terbentuknya gas CO yang berbahaya. Ada beberapa langkah yang dapat diadopsi untuk menghindari atau mencegah korosi grafit oleh masuknya udara atau air: 1. memasukkan gas inert ke dalam gedung reaktor (ini berarti memiliki kontainmen hermetis) 2. pembatasan volume kandungan udara dari struktur beton bagian dalam (citadel) 3. penggunaan lapisan tipis SiC (ketebalan 100 mm) pada permukaan elemen bakar 4. menerapkan langkah intervensi setelah kebocoran dalam sistem primer (gas inert, pasir, busa, granulat untuk menutup lubang dan mengurangi jumlah udara)

30 BATAN Keselamatan Teras 30 Air/water Ingress  Posibilitas pemanfaatan lapisan protektif SiC adalah yang paling menjanjikan. Pengukuran menunjukkan bahwa pada temperatur 1200C selama 50 jam air ingress akan menghasilkan laju korosi dalam orde 1%.  Kemungkinan lain, menutup permukaan bahan bakar pebble dengan sebuah film tipis vaporized diamond yang dikenal sebagai struktur karbon yang sangat resistan dengan konduktivitas termal yang sangat baik.

31 BATAN Keselamatan Teras 31


Download ppt "BATAN Keselamatan Teras: Aspek neutronik, neutron kasip, keselamatan inheren Zuhair PTRKN-BATAN Coaching Komputasi Pemodelan."

Presentasi serupa


Iklan oleh Google