In-Core Fuel Management

8/14/2019 In-Core Fuel Management

1/35

Physics Study Program

Faculty of Mathematics and Natural Sciences

Institut Teknologi Bandung

FI-4241Topik Khusus Fisika

Reaktor

In-core fuel managementAbdul Waris, Ph.D

PHYSI S


2/35

Physics Study Program - FMIPA | Institut Teknologi Bandung

PHYSI S

Teras Reaktor


3/35


PHYSI S

Advanced BWR Fuel Designs

full length

part length

1/3 part

length

full length

2/3 part

length

AREVA ATRIUM-10 Westinghouse SVEA-96 (ABB)


4/35


PHYSI S

AREVA ATRIUM-10

Bottom Assembly (0% void) Top Assembly (40% void)


5/35


PHYSI S

3.3% UO2 Pin

Guide Tube

Model 1

Impact of Heterogeneity on the

Resonance Treatment


6/35


PHYSI S

3.3% UO2Pin

B4C Control rod

Model 1

Impact of Heterogeneity on the

Resonance Treatment


7/35


PHYSI S

Pengantar

Istilah fuel management bukan definisi yg unik, iamemiliki arti yang berbeda untuk orang yg

berbeda, namun demikian beberapa aktivitas

berikut secara definitif merupakan bagiannya.

1. Suplai material dan servis yg diperlukan pada

sejumlah langkah dalam siklus BBN (contoh:

uranium, conversion, enrichment, fabrication,

transport, disposal, storage)

2. Pengembangan, review, dan evaluasi yang

berhubungan dengan kontrak suplai danservismaterial

3. Studi tentang biaya bahan bakar


8/35


PHYSI S

Pengantar...

4. Studi ttg. persyaratan dan desain bahan bakaryg diperlukan dalam siklus BBN

5. Pertimbangan operasional yg dihubungkandengan performansi BBN dlm teras

6. Sejarah daya dalam teras (sejarah operasi BBdlm teras)

7. Pola pengisian bahan bakar dlm teras (corerefueling pattern)

8. Aktivitas refueling9. Penyimpanan dan pembuangan BBN sisa


9/35


PHYSI S

Pengantar...

Aktivitas 1,2,3, dan 9 merupakankelompok out of core fuel

management

Sisanya merupakan bagian dari in-core fuel management.


10/35


PHYSI S

Tujuan

Tujuan utama pengelolaan BB (fuel management)adalah untuk meminimumkan biaya BB yang

pada gilirannya adalah meminimumkan biaya

produksi listrik tanpa mengganggu kendala

operasi dan pertimbangan keselamatan

Ada dua kendala yang harus dihadapi:

1. Kendala operasional (operational constraints)2. Kendala keamanan (safety constraints)


11/35


PHYSI S

Kendala operasional

Refueling harus dijadwalkan untukperiode yg sepanjang mungkin

Reaktivitas BB harus cukup untuk

memenuhi target burnup

Teras harus memiliki kontrol reaktivitas

yg cukup

Pengurangan fluks netron cepat padapressure vessel (untuk PWR)

K d l K l t


12/35


PHYSI S

Kendala Keselamatan

Kendala keselamatan dinyatakan dalamnilai-nilai parameter tertentu yangtidak boleh dilanggar:

Peak-to-average power ratio Suhu maksimum dalam teras Deviation from nucleate boiling ratio

(DNBR) Reaktivitas teras Koefisien reaktivitas dari temperatur


13/35


PHYSI S

Burnup, Availability, and Capacity factors

Burnup (BU) dari bahan bakar selama periode waktu T

yang dinyatakan dengan MWD/MTU diberikan oleh:

Capacity factor (CF) didefinisikan sebagai:

[ ]

MTU

daysTxCFxtMWP

MTU

MWDBU

)()(0=

TP

dttP

CF

T

0

0

)(=

Po = Daya reaktor

MTU = massa uranium dalam teras, dalam ton

P(t) = daya termal pada waktu t, selama periode T


14/35


PHYSI S

Burnup

Dalam definisi di atas, T biasanya diambil 1 tahun.

Sebelum tahun 80an CF bernilai antara 60% - 70%

Selanjutnya karena continuous improvement, morecomprehensive operator training dan pemanjangan

fuel cycle dari 12 bulan ke 18 bulan, CF sudah bisa

di atas 80%


15/35


PHYSI S

Burnup, Availability, and Capacity factors

Eksperimen menunjukkan bahwa final burnup secara

esensial sebanding dengan pengayaan awal dari BB


16/35


PHYSI S

Availability factors (AF)

Availability factor (AF) didefinisikan sebagai:

Jelas AF > CF. Karena refueling berlangsung paling sedikit 4 minggu,

nilai AF maksimum untuk annual fuel cycle adalah AF=48

mg/52 mg = 0,92, untuk 18 siklus bulan, AF =74 mg / 78

mg = 0.95

T

Tperiodinloperationaplant waswhich theduringTime=AF


17/35


PHYSI S

Effective Full Power Days (EFPD)

)()(0

daysCFxTdttCFEFPD

T

==

Effective Full Power Days (EFPD) didefinisikan sebagai:

Walaupun EFPD memeiliki dimensi waktu, ia terkait

langsung dengan energi yg dihasilkan dalam waktu T.

Energi = EFPD x Po (MWD)

Dalam kasus ideal dengan CF 100%, EFPD dalam

setahun adalah 365. Kenyataannya CP berkisar 80%

sehingga EFPD dalam setahun adalah ~300


18/35


PHYSI S

Reaktivitas teras reaktor

Reaktivitas didefinisikan sebagai:

Total reaktivitas teras adalah:

( )k

k 1

=

Tfpfueltotal =

Dimana:

fuel = reaktivitas material fisi dalam teras (+)

fp = reaktivitas produk fisi dalam teras (-)

T = reaktivitas (-) karena pengaruh temperatur (Doppler)


19/35


PHYSI S

Reaktivitas teras reaktor Setelah reator mulai beroperasi dengan fresh fuel komponen

reaktivitas negatif karena FP dan efek temperatur akan mencapaikesetimbangan, karena FP akan memcapai nilai saturasi dalam

beberapa hari dan efek suhu akan muncul penuh pada daya 100%.

Untuk itu reaktivitas teras vs waktu (vs Burnup) akan turun tajam di

awal kemudian seiring dengan pengurangan fuel, reaktivitas positif

akan berkurang secara linier dengan waktu


20/35


PHYSI S

Reaktivitas teras reaktor Untuk mengoperasikan reaktor selama

peride tertentu, disebut fuel cycle,sejumlah nilai reaktivitas positif diperlukan

untuk menaikkan daya.

Sekali daya yg diinginkan telah dicapai,

reaktor harus kritis reaktivitas total =

0 Untuk mendapatkan = 0, reaktivitas

positif dari teras, disebut reactivity swing

harus dikompensasi oleh racun neutron dan

batang kendali (CR).


21/35


PHYSI S

1. Multi-batch Core Loading

Teras reaktor terdiri dari fuel assembliesdengan tingkat pengayaan awal yang berbeda.

Saat refueling hanya sebagian dari bahan bakar

yang dikeluarkan dan diganti dengan bahan

bakar baru (fresh / unirradiated fuel)

batch adalah jumlah FA (minimal satu) yang

masuk atau keluar teras secara bersama-sama

dalam satu grup. Suatu batch terdiri daribahan bakan dengan tipe dan tingkat pengayaan

yang sama.


22/35


PHYSI S

1.3. One- and Two-Batch Core

=

)(

)(1)(

1

)1(

111

tBU

tBUt

For One-batch core, the reactivity as a function of irradiation time

is:

Nncore,batch-Nin thebatcheachFor

t.at timen,cycleduringcore,batch-Naninbatchofburnup)()(

=tBU nN

Tdurationequalofcycles-Nforcorehet

inbeenhasbatchafter thecore,batch-Naninbatchaofburnupfinal)( =TBUN

cycleoflengththeT =


23/35


PHYSI S


24/35


PHYSI S

1.3. One- and Two-Batch Core

2

)(

)(1

)(

)(1

)(1

)2(2

1

)1(2

12

+

=tBU

tBU

tBU

tBU

t

For Two-batch core


25/35


PHYSI S

1.3. The N-Batch Core

For N-batch core


26/35


PHYSI S

1.3. The N-Batch Core

For N-batch core


27/35


PHYSI S


28/35


PHYSI S

2. Fuel Loading Patterns


29/35


PHYSI S

2.1. Out-In Loading

Out-In refueling scheme


30/35


PHYSI S

2.2. Scatter Loading

Scatter (checkerboard) refueling scheme


31/35


PHYSI S

2.3. Low-Leakage Core Loading

Fast Flux distribution


32/35


PHYSI S

2.3. Low-Leakage Core Loading

Low-leakage core refueling scheme

2 4 Gas Turbine Modular Helium Reactor


33/35


PHYSI S

2.4. Gas Turbine-Modular Helium Reactor

(GT-MHR) Fuel Loading

A cross-section of the GT-MHR annular core


34/35


PHYSI S

Referensi

R. G. Cochran and N. Tsoulfanidis, The

Nuclear Fuel Cycle: Analysis and

Management, ANS, 1999

W. Marshall, Nuclear Power Technology

Vol. 2 Fuel Cycle, Clarendon Press

Oxford, 1983

P.D. Wilson, The Nuclear Fuel Cycle:

From Ore to Waste, Oxford, 2001


35/35


PHYSI S

End of Section...

Date post:	30-May-2018
Category:	Documents
Upload:	medianuklir
View:	218 times
Download:	0 times

In-Core Fuel Management

Documents