Aqueus Homogeneoues Reactor (AHR) Pengkajian Reaktor Non Daya

Presentasi berjudul: "Aqueus Homogeneoues Reactor (AHR) Pengkajian Reaktor Non Daya"— Transcript presentasi:

1 Aqueus Homogeneoues Reactor (AHR) Pengkajian Reaktor Non Daya
Water Boiler Oleh: Azizul Khakim Pengkajian Reaktor Non Daya P2STPIBN-BAPETEN 1 1

2 Mo-99 Kedokteran nuklir mengandalkan Tc99 dan induknya Mo99 untuk diagnosis. Sumber utama Mo99 adalah dari proses fisi U235. Uranium dibentuk menjadi target iradiasi dgn neutron pada reaktor riset. Target dilarutkan dan FP Mo99 diekstrak dari larutan. Batasan kemurnian Mo99 thp aktivitas alpha yg bersumber dari U dan Pu. USP 23 (US Pharmacopeia) membatasi 0,001 Bq per MBq atau 0,001 nCi per mCi Tc99m.

3 Produksi Mo99 dengan reaktor konvensional

4 Produksi Mo99 dengan AHR

5 AHR Features Bentuk bahan bakar cair membuat ekstraksi isotop dari BB lebih mudah daripada reaktor berbahan bakar padat AHR memiliki karakteristik keselamatan yang sangat baik; koefisien reaktivitas suhu dan void yang kuat, menjadikannya dapat mengendalikan diri sendiri (self-controlling) Tidak perlu target iradiasi, karena BB juga bertindak sebagai target. Problem: korosi terkait dgn uranium sulfat. Pembentukan gas H2, O2 dan gas FP (~11 L/min gas 25 kW; 2kW/L) Potensi ketidakstabilan bisa membatasi tingkat daya

6 Attractiveness Daya reaktor cukup rendah
Lebih fleksibel dalam hal variasi parameter reaktor, BB dan geometri. Berkurangnya produksi sampah radioaktif yg signifikan Penggunaan U235 yang hampir 100%, dibandingkan hanya sekitar 0,5% ketika digunakan target irradiasi untuk produksi raidoisotop medis; Memungkinkan penggunaan BB berpengkayaan rendah (hingga 20% U235) Penyusutan harga teknologi dgn reduksi jumlah operator, bahaya radiasi dan operasi yg mahal. Kira-kira 6,3 % dari produk fisi U235 adalah Mo99. Tidak perlu pemrosesan target iradiasi, karena Mo99 sudah dalam bentuk larutan.

7 Larutan bahan bakar

8 Dinamika dalam AHR Osilasi Daya Variasi terhadap waktu
BB cair terdistribusi dgn sendirinya dalam skala waktu yg singkat akibat aliran fluida. Densitas BB menurun akibat pemanasan fisi dan gelembung gas radiolisis. Mengakibatkan koefisien reaktivitas umpan balik temperatur negatif yg kuat.

9 Pembentukan void (gelembung)
Sumber void Gas radiolisis, H2, O2 dan NOx. Gas produk fisi. Pemuaian larutan akibat perubahan temperatur. Pembentukan void sebagai fungsi temperatur pada AHR SUPO

10 Sejarah AHR

11 Sejarah AHR

12 ARGUS Dalam Reactor vessel (1), uap air, hidrogen dan oksigen naik melalui regeneration loop (2) menuju HE (4). Air akan ditangkap oleh condensat accumulator (3), sedangkan gas H2 dan O2 menuju ke recombinator (5) untuk direkombinasi menjadi air. Loop sekunder memisahkan Mo99 dari sistem tsb pada sorption column (7). Bahan bakar dipompa oleh P1 dan P2. Bejana reaktor dikelilingi reflektor grafit pada bagian samping, dasar dan atas dg tinggi 1,1m. Di dalam bejana terdapat pula coiled-tube HE. Diameter bejana reaktor 1.5 m

13 ARGUS Parameter Nilai Daya, Kw 20 Larutan BB Uranyl Suphate
Volume larutan, l Kerapatan daya, Kw/l 1 Kw/l Pengkayaan HEU=90 % dan LEU=20%

14 Aktivitas alpha (ARGUS)

15 Aktivitas alpha dari Pu
(ARGUS)

16 Medical Isotope Production System (MIPS)
Babcock & Wilcock

17 Desain konsep MIPS

18 Desain konsep MIPS

19 Desain konsep MIPS

20 Pengelolaan Gas Salah satu tantangan dari AHR adalah munculnya gas hasil radiolisis dan gas hasil fisi. Radiolisis adalah penguraian air (H2O) oleh radiasi neutron atau gamma menjadi gas H2 dan O2. Gas H2 dan O2 dapat direkombinasi menjadi H2O dan dikembalikan ke reaktor utk mempertahankan konsentrasi. Jika digunakan Uranyl nitrate, NO3 akan terurai menjadi N2, O2 dan NOx. Gas NOx dapat direkombinasi atau dibuang. Jika dibuang, maka nitrate harus diganti dgn asam nitrat utk mempertahankan PH. Gas hasil fisi berupa Krypton, Xenon dan Iodine. Gas-gas tsb harus dipisahkan karena sifatnya sbg penyerap neutron kuat.

21 Pemilihan rentang kestabilan
Reaktivitas relatif stabil Keff berubah menurut konsentrasi pada massa U235 yang sama

22 Metode pendinginan PENDINGINAN PASIF
Bejana reaktor dapat didinginkan dgn kipas dari luar atau dg coil ke dalam teras. Keuntungan menggunakan pendinginan pasif adalah lebih andal. Kerugiannya adalah daya reaktor terbatas dan diperlukan kolam teras yg besar. Perbedaan suhu dlm AHR berkisar 50 C, dimana konveksi alam tidak cukup kuat. Pendinginan dg coil ke dalam reaktor dapat meningkatkan perpindahan panas, tetapi permukaannya terekspos oleh asam dari BB. PENDINGINAN AKTIF Pada pendinginan aktif, pendingin dipompa melalui coil. Coil pendinginan dapat ditempatkan dalam bejana reaktor. Kerugiannya, pendidihan masih bisa terjadi di coil, jika densitas daya terlalu tinggi. Cara lain dari pendinginan aktif adalah menggunakan BB sbg pendingin, seperti pada MSR. Fluida didinginkan secara eksternal oleh HE.

23 Pertimbangan Analisis Keselamatan
Beberapa sekenario yang perlu dipertimbangkan dalam Analisis keselamatan a.l: Kegagalan HE Kegagalan filter produk fisi Peningkatan konsentrasi U di inlet Penurunan konsentrasi U di inlet Penyisipan reaktivitas

24 Kegagalan Heat Exchanger
Jika HE digunakan untuk memindahkan panas, dan terjadi kegagalan HE, suhu outlet AHR akan sama dgn inlet. Namun diasumsikan filter FP tetap beroperasi. Ketika HE gagal, suhu akan naik, yg menyebabkan pelebaran Doppler BB. Fluks Neutron akan lebih banyak diserap daripada dihasilkan sehingga daya reaktor menurun. Transien ini berjalan lambat.

25 Kegagalan Filter FP Xe135 memungkinkan diambil secara kontinu karena dapat larut dan konsentrasinya cukup tinggi. Jika filter FP gagal, konsentrasi Xe135 di outlet akan sama dgn inlet. Peningkatan konsentrasi Xe135 berdampak pada melemahnya daya total reaktor. Pada suatu saat, peluruhan Xe(n,) akan sama dgn pembentukannya, sehingga daya total akan mencapai kondisi steady state baru.

26 Peningkatan konsentrasi U di inlet
Peningkatan konsentrasi U di inlet akan menyebabkan peningkatan konsentrasi rata-rata di reaktor naik. Kenaikan konsentrasi reaktor akan menaikkan daya total menuju kondisi steady state baru. Kenaikan daya total akan meningkatkan konsentrasi daya volumetrik, parameter yg harus dibatasi (biasanya 2,5 kW/l). Kenaikan daya ini akan diikuti oleh kenaikn temperatur larutan BB, yg besarannya harus dibatasi.

27 Penurunan konsentrasi U di inlet

28 Penyisipan reaktivitas
Munculnya penyisipan reaktivitas bisa berasal dari penarikan cepat BK, penambahan air dingin, penambahan uranium, dll.

29 Tantangan: Ketersediaan/kemampu-terapan Peraturan BAPETEN
PP No. 54/ 2012: Keselamatan dan Keamanan Instalasi Nuklir Perka BAPETEN No.9/2013: Batasan dan Kondisi Operasi Reaktor Nondaya. Perka BAPETEN No.1/2011: Ketentuan Keselamatan Desain Reaktor Nondaya Perka BAPETEN No.5/2011: Ketentuan Perawatan Reaktor Nondaya Perka BAPETEN No.3/2013: Keselamatan Radiasi dalam Penggunaan Radioterapi. Perka BAPETEN No.17/2012: Keselamatan Radiasi dalam Kedokteran Nuklir PerKa BAPETEN No.2/2014: Manajemen Teras serta Penanganan dan Penyimpanan BB Nuklir pada Reaktor Nondaya PerKa BAPETEN No.8/2012: Penyusunan Laporan Analisis Keselamatan Reaktor Nondaya PerKa BAPETEN No.5/2012: Keselamatan dalam Utilisasi dan Modifikasi Reaktor Nondaya PerKa BAPETEN No.2/2011: Ketentuan Keselamatan Operasi Reaktor Nondaya PerKa BAPETEN No.8/2008: Ketentuan Keselamatan Manajemen Penuaan Reaktor NonDaya Peraturan di atas mengacu pada reaktor riset berbahan bakar solid (reaktor heterogen).

30 Tantangan: Ketersediaan Sumber daya Pengkajian
Parameter neutronik dapat dihitung dgn code yg ada di P2STPIBN, spt: MCNP, SCALE, MVP, SRAC, dll. Namun, code untuk analisis dinamika reaktor belum ada. Dan di pasaran tidak tersedia code untuk analisis dinamika reaktor AHR.

31 Tantangan: Ketersediaan code
NA NA CFD NA NA

32 Alternatif solusi: ketersediaan Code
External reactivity (e.g. CR) Neutronic, Burnup (MCNP, MVP, SCALE, SRAC) Reactor Kinetic (X-CODE) CFD (Fluent, Saturne) Reactivities Velocity Fluid density Pressure Power Energy Period Heat Generation P=f(t) Fluid density, Doppler Gases generation Gas reactivity coeff. Void coefficient Power distribution P=f(r) UDF P=f(r,t)

33 Tantangan: Ketersediaan code
(1) Reactor kinetics (2) (3) Thermal diffusion Continuity (4) Momentum (5) (6) Energy UDF

34 Parameter batas Aktivitas alpha maksimum, nCi ()/mCi(Mo)
Pembangkitan daya volumetric maksimum, Kw/l Temperatur larutan bahan bakar maksimum, C. Laju penyisipan reaktivitas maksimum, $/s (saat suplai U, penarikan BK, dll) Laju korosi maksimum Shutdown margin minimum Batas ketidakstabilan daya maksimum

35 Rekomendasi IAEA utk organisasi dari MS yg berminat membangun AHR (TECDOC 1601)

36 Rekomendasi IAEA utk organisasi dari MS yg berminat membangun AHR (TECDOC 1601)

37 Referensi IAEA, Homogeneous Aqueous Solution Nuclear Reactors for the Production of Mo99 and other Short Lived Radioisotopes, TECDOC 1601, Sep 2008. Russell M. Ball, V.A. Pavshook and V.Ye.Khvostionov, Present Status of the Use of LEU in Aqueous Reactors to Produce Mo-99, Int’l meeting on RERTR, Brazil, Oct 1998. Amanda J. Youker, Sergey D. Chemerisov, Michael Kalensky, Peter Tkac, Delbert L. Bowers, and George F. Vandegrift, A Solution-Based Approach for Mo-99 Production: Considerations for Nitrate versus Sulfate Media, Science and Technology of Nuclear Installations Volume 2013 (2013). Mushtaq Ahmad, George Vandegrift, and Pablo Cristini, Molybdenum-99 (99Mo): Past, Present, and Future, Science and Technology of Nuclear Installations Volume 2014 (2014) M.V. Huisman, Medical Isotope Production Reactor: Reactor design for a small sized Aqueous Homogeneous Reactor for producing molybdenum-99 for regional demand, Master Thesis Applied Physics-Delft, July 2013. V.A. Pavshook, Effective Method of 99Mo and 89Sr Production using Liquid Fuel Reactor, IAEA-TECDOC 1601, RRC-Kurchatov Institute, Russian Federation, M. Tayyab, I. Masood, Optimization study and neutronic design calculations of LEU fuelled homogeneous aqueous solution nuclear reactors for the production of short lived fission product isotopes, Annals of Nuclear Energy, No.42 (2012). P A.G. Buchan, C.C. Pain, A.J.H. Goddard, M.D. Eaton, J.L.M.A. Gomes, G.J. Gorman, C.M. Cooling, B.S. Tollit, E.T. Nygaard, D.E. Glenn, P.L. Angelo, Simulated Transient dynamics and heat transfer characteristics of the water boiler nuclear reactor - SUPO – with cooling coil heat extraction, Annals of Nuclear Energy, Vol.48, p.68-83, 2012. Francisco J. Souto, Robert H. Kimpland, Reactivity analysis of solution reactors for medical-radioisotope production, Nuclear Instruments and Methods in Physiscs Research B 213, p , 2004. A.J.Youker, S.D. Chemerisov, M. Kalensky, P. Tkac, D.L. Bowers, G.F. Vandegrift, A solution-based approach for Mo-99 production: consideration for nitrate versus sulfate media, Science and Technology of Nuclear Installations Volume 2013 (2013)

38 Thank You Terima kasih