ANALISIS PENGARUH DENSITAS BAHAN BAKAR TERDAHAP FLUKS NEUTRON PADA TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR

ISSN 0216 - 3128

14

Tukiran S., dkk.

ANALISIS PENGARUH DENSITAS BAHAN BAKAR TERDAHAP FLUKS NEUTRON PADA TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR Tukiran S. dan Lily Suparlina Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek, gedung 80 Serpong Email :[email protected]

ABSTRAK ANALISIS PENGARUH DENSITAS BAHAN BAKAR TERHADAP FLUKS NEUTRON PADA TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR. Reaktor riset tipe MTR didesain untuk memperoleh fluks neutron tinggi.Tinggi rendahnya fluks neutron di dalam teras sangat tergantung jenis bahan bakar, dimensi dan konfigurasi teras. Pada makalah ini dilakukan analisis pengaruh densitas bahan bakar terhadap fluks neutron dengan tujuan untuk memperoleh desain teras optimum dan tingkat keselamatan operasi reaktor yang tinggi. Analisis dilakukan pada teras dengan bahan bakar uranium silisida dan uranium molybdedum dengan berbagai kerapatan bahan bakar dengan melakukan perhitungan menggunakan program komputer WIMSB5 dan paket program difusi neutron Batan-FUEL. Hasil perhitungan teras silisida yang paling optimum adalah teras dengan densitas uranium 3,55 gU/cm3. Fluks neutron termal di tengah teras adalah 3,02x1014 n/cm2s.Semakin tinggi densitas bahan bakar semakin rendah fluks neutron baik neutron termal maupun cepat pada bagian tengah teras yang berisi air. Jika dibandingkan antara teras silisida dan molybdenum pada densitas yang sama maka nilai fluks neutronnya tidak jauh berbeda. Jika ingin menambah panjang siklusnya maka digunakan teras dengan bahan bakar densitas lebih tinggi. Untuk bahan bakar molybdenum diperoleh teras yang paling optimum adalah teras dengan densitas 3,55 gU/cm3 dengan fluks neutron maksimum 3,017 x1014 n/cm2s ada di pusat teras dan di fasilitas iradiasi sekitar 2,3x1014 n/cm2s. Fluks neutron ini cukup memadai untuk digunakan mengiradiasi target di teras reaktor dengan panjang siklus 30 hari. Kata kunci: fluks neutron, densitas bahan bakar, reaktor riset, teras reaktor.

ABSTRACT ANALYSIS OF FUEL DENSITIES EFFECT ON NEUTRON FLUX OF THE RESEARCH REACTOR CORE MTR TYPE. The MTR reactor research type was designed to achieve high flux neutron in the core. Higher or lower of the neutron flux in the core, it is depent on core design and also fuel material, dimension of the core and also core configuration. In this paper, the effect of several fuel densities on the neutron flux analysis will be done with aim is to achieve the optimum core with high safety operation. The analysis was done on uranium silicide and uranium molybdenum cores with calculation method using WIMSB5 and BatanFUEL computer codes. The result of analysis showed that silicide core parameter has the highest neutron flux in the center of the core, it is around 3,02 x1014 n/cm2s. The higher fuel density the lower thermal neutron flux and also fast neutron flux in the center of the core with water hole inside. By comparing silicide and molybdenum cores in the same fuel densities, the neutron flux is not different significantly. If the cycle length will be increased, it wil be chosed the core with higher fuel density. For the optimum molybdenum core, the fuel density is at 3,55 gU/cm3with neutron flux 3,017x1014n/cm2s at the center of the core and 2,3 x1014n/cm2s at the irradiation position. The neutron flux is good enough used to irradiate target with the cycle length of 30 days. Keywords : neutron flux, fuel density, research reactor, core reactor.

PENDAHULUAN

P

rogram BATAN yang sedang berlangsung di Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) adalah mendesain teras reaktor riset yang memiliki fluks neutron tinggi. Disamping desain teras yang mempunyai fluks neutron tinggi juga harus memiliki keselamatan tinggi. Desain teras ini juga harus mempunyai panjang siklus operasi yang lebih panjang sehingga dapat meningkatkan utilisasi reaktor. Penggunaan bahan bakar uranium silisida di dunia saat ini karena memiliki sifat yang sangat

baik selama diiradiasi di teras dan memiliki kerapatan uranium maksimal sebesar 5,2 gu/cm3(1) di reaktor nuklir tipe MTR (Material Testing Reactor). Sedangkan untuk masa yang akan datang bahan bakar uranium molybdenum memiliki prospek yang lebih baik karena dapat memiliki kerapatan hingga 10 gu/cm3(2). RSG-GAS menggunakan uranium silisida dengan kerapatan 2,96 gu/cm3, apabila digunakan untuk peningkatan panjang siklus operasi, maka perlu dilakukan peningkatan kerapatan bahan bakar menjadi 3,55; 4,5 atau 4,8 gu/cm3.

Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah - Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2012 Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 4 Juli 2012

Tukiran S., dkk.

ISSN 0216 - 3128

15

Berdasarkan penelitian, jika konfigurasi teras menggunakan kerapatan uranium 3,55 gu/cm3 maka panjang siklus operasi naik 30%(3). Namun dari segi fluks neutron belum diteliti sehingga perlu dilakukan analisis terhadap pengaruh fluks neutron di dalam teras reaktor. Untuk itu dilakukan perhitungan pengaruh kerapatan bahan bakar terhadap fluks neutron untuk bahan bakar uranium silisida dan molybdenum. Dalam penelitian ini dianalisis kerapatan bahan bakar silisida dari 3,55 hingga 4,8 gu/cm3 dan molybdenum dari 3,55 hingga 8,3 gu/cm3. Model teras yang digunakan dalam penelitian ini adalah teras setimbang RSGGAS(4). Dalam penentuan konfigurasi teras setimbang, beberapa batasan desain seperti fluks neutron termal, marjin reaktivitas padam dan nilai fraksi bakar maksimum dipakai sebagai batasan desain(5). Seluruh parameter teras dihitung menggunakan kombinasi paket program WIMSB5(6) dan program Batan-FUEL (7). Program WIMSB5 digunakan untuk perhitungan sel untuk mendapatkan pustaka tampang lintang makroskopik, sedangkan program Batan-FUEL untuk melakukan perhitungan parameter neutronik teras reaktor riset. Program komputer ini telah tervalidasi dengan baik pada teras reaktor riset jenis MTR(8) dan hasil validasinya dibawah 0,5%.

adalah migrasi neutron dan operator yang hilang sedangkan operator F adalah operator produksi neutron. Keff menyatakan faktor multiplikasi, yang merupakan eigenvalue dari persamaan di atas.

Persamaan Penyusutan Bahan Bakar

N j +1 ( r , t ) = N j ( r , t ) ,

Densitas nuklida dalam teras sebagai fungsi posisi (r) dan waktu (t) dapat digambarkan sebagai vektor densitas nuklida N(r,t)=[N1(r,t),N2(r,t),…..,NK(r,t)T], dengan k adalah jumlah nuklida. Tanda pangkat T menunjukkan pemindahan dari suatu matriks. Densitas nuklida sebagai fungsi waktu dapat dinyatakan sebagai persamaan diferensial linear orde satu.

δ Ν ( r , t ) = Τ( Φ , σ , λ ) Ν ( r , t ) δt

(1)

dengan φ, σ dan λ masing-masing adalah fluks neutron (fungsi energi dan posisi), tampang lintang serapan atau tangkapan dan konstanta peluruhan. Matriks T biasanya merupakan transmutasi matriks nuklida.

Persamaan Kritikalitas Reaktor Distribusi fluks neutron yang digunakan dalam persamaan penyusutan bahan bakar pada persamaan (1) yang ditentukan melalui persamaan kritikalitas

Μ ( Ν )Φ =

1 F ( Ν )Φ k eff

(2) sedangkan nilai fluks neutron absolut didapat dengan menormalisasikan daya reaktor. Operator M

Pemuatan dan Pergeseran Bahan Bakar di Teras Selama pemuatan dan pergeseran bahan bakar, flux neutron diabaikan, hanya dipusatkan pada notasi matriks:

Ν j +1 ( r ,0) = S j Ν j (r ,τ ) + Ν inj +1 ( r ,0)

(3)

Dalam persamaan di atas, j dan τ masing-masing menunjukkan indeks dan panjang siklus teras. N j+1 (r,0) merupakan vektor densitas nuklida pada awal siklus untuk siklus teras berikutnya. Dapat diamati bahwa hasil pemuatan dan pergeseran bahan bakar merupakan densitas fungsi waktu yang tidak kontinyu. Vektor N j(r,τ) menggambarkan densitas nuklida di akhir siklus, dan N j (r,0) menunjukkan densitas nuklida di awal siklus j. Matriks S jbiasanya disebut sebagai matriks pergeseran, dan dengan menggunakan matriks tersebut dapat dibuat strategi pemuatan dan pergeseran bahan bakar. Vektor

Ν inj +1 menunjukkan komposisi bahan bakar segar yang dimasukkan kedalam teras pada awal siklus. Formula matematis untuk kondisi teras setimbang: 0≤t≤ j

Sj + 1 = Sj , semua j

N

j +1 in

(4)

( r , 0 ) = N ( r , 0 ) , semua j j in

TATA KERJA Batasan Desain Reaktor riset RSG-GAS didesain dapat dioperasikan pada daya nominal 30 MWth menggunakan 40 buah elemen bakar standar (EB) dan 8 buah elemen bakar kendali (EK) didalam 10 × 10 kisi teras seperti ditunjukkan Gambar 1. Dua buah penyerap AgInCd jenis garpu (fork type) yang berfungsi untuk mengendalikan populasi neutron dimasukkan lewat sisi EK. Dalam desain beberapa teras reaktor riset menggunakan bahan bakar silisida dan molybdenum tidak terjadi perubahan konfigurasi teras. Teras reaktor hanya divariasi dengan jenis bahan bakar yang berbeda dan densitas yang berbeda. Dengan demikian perisai, bahan struktur teras, termohidrolika teras dan bangunan fisiknya tidak mengalami perubahan. Kriteria keselamatan dan batasan yang digunakan dalam desain teras setimbang selama desain teras adalah: 1. Marjin reaktivitas padam adalah –0,5 %Δk/k. 2. FPD radial maksimum adalah 1,4.


ISSN0216 - 3128

16

Tukiran S., dkk.

B

B

B

BS

B

B

B

P R T F

B

B

B

B

BS

B

EB 1

EB 2

EB 3

EB 4

EB 5

EB 1

B

B

BS

B

EB 3

EB 8

IP

EK 7

EB 7

EB 6

B

BS

B

F

EB 2

EB 2

EK 3

EB 6

EB 8

EK 2

EB 7

EB 1

B

PN RS

E

EB 3

EK 6

EB 4

EB 6

IP

EB 3

B

HY RS

D

EB 5

IP

EB 8

EB 4

EK 5

EB 5

B

HY RS

C

EB 2

EB 7

EK 1

EB 7

EB 6

EK 4

EB 3

EB 1

B

HY RS

B

BS NS

EB 6

EB 8

EK 8

IP

EB 8

EB 4

B

B

HY RS

A

B

EB 1

EB 7

EB 4

EB 5

EB 3

EB 2

B

BS

B

10

9

8

7

6

5

4

3

2

1

K

BS

B

B

B

BS

H

B

G

J

CIP

Beryllium Block Reflector

Keterangan: EB = Elemen Bakar Standar; EK = Elemen Bakar Kendali; BE = Elemen Reflektor Berilium; BS = Elemen Reflektor Berilium dengan Plug; IP = Posisi Iradiasi; CIP = Posisi Iradiasi Tengah; PNRS = Pneumatic Rabbit System; HYRS = Hydraulic Rabbit System. Gambar 1. Model dan konfigurasi teras reaktor Riset RSG-GAS (angka dalam kisi EB dan EK menunjukkan kelas fraksi bakar). kesetimbangan reaktivitas, faktor puncak daya 3. Fraksi bakar buang maksimum diasumsikan radial dan distribusi fluks neutron di fasilitas pada akhir siklus (EOC) untuk teras setimbang iradiasi. Parameter kesetimbangan reaktivitas 75 %. dihitung untuk mengetahui kecukupan reaktivitas 4. Fluks neutron termal di pusat teras > 2,5 lebih teras selama reaktor beroperasi dalam satu x1014n/cm2s. siklus pada daya nominal 30 MWth. Disamping itu Perhitungan Sel pula, akan diketahui kemampuan pemadaman 8 Perhitungan sel bahan bakar silisida dan buah batang kendali yang ada di teras. molybdenum dilakukan dengan paket program Penentuan fluks neutron di pusat teras dan WIMSB5 untuk menggenerasi konstanta kelompok fasilitas iradiasi merupakan hal penting yang difusi neutron dalam 4 kelompok tenaga. Syarat dilakukan dengan metode difusi neutron Batanbatas tenaga yang digunakan adalah 10 MeV, 0,821 FUEL. Hal ini dilakukan karena parameter tersebut MeV, 5,530 keV, 0,625 eV dan 0,0 eV. Disamping bergantung pada posisi di teras untuk iradiasi target. sebagai fungsi tenaga neutron, konstanta kelompok Teras Setimbang difusi yang dibangkitkan dinyatakan dalam fungsi jenis bahan bakar (silisida dan molibdenum), berat Teras setimbang adalah teras kerja yang 235 mempunyai parameter neutronik yang tidak U, kondisi Xe (tanpa dan setimbang) dan suhu berubah secara signifikan.Teras ini sudah tetap operasi (dingin dan panas). walaupun ada penggantian maupun penggeseran Perhitungan Teras bahan bakar di dalam teras.Teras setimbang silisida Dalam desain neutronik teras reaktor riset, dan molybdenum dengan kerapatan tertentu parameter teras yang dihitung meliputi parameter dihitung untuk memperoleh parameter neutronik Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah - Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2012 Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 4 Juli 2012

Tukiraan S., dkk.

ISSN 0216 - 3128

dengaan pola pemuatan baahan bakar 5/1. Perhittungan dilakkukan dengaan paket proogram Batann-FUEL. Panjaang satu sikluus operasi terass yang optim mum ditentukaan berdasarkaan reaktivitas lebih teras pada saat BO OC, dingin dan d tanpa Xe (ρex), reaktiivitas lebih terras pada saat EOC, E panas dan d Xe setimbbang (ρEOC) dan frakksi bakar buang maksiimum. Jika parameter p teraas melebihi batasan desainn, maka dilakukan d p perubahan sttrategi pemuatan dan pemiindahan bahann bakar. Kemudiann untuk tiap-tiiap teras setim mbang, dilakuukan perhitunngan keff padaa kondisi colld dan hot. Langkah perhitungan yang dilaakukan adalahh: − Diteentukan terlebbih dahulu jenis/jumlah j bahan bakaar segar yangg hendak dimaasukkan padaa BOC sehiingga dapaat ditentukaan teras penuh (setiimbang). − Panjjang siklus tiap t teras settimbang ditenntukan denggan memakaai syarat baatas bahwa ρEOC≥ reakktivitas untuk uji dan Xe ovverride. Syaratt batas ini dipakai d agar teras dapat dioperasikan d s sampai akhiir siklus yang diinginkan.

Tabel 1. H Hasil perhitunngan parametter neutronikk teeras silisida. PARAMET TER Si 3,55 5 Si 4,5 g Si 4,8 4 g g U/cc U/cc U/ccc Panjang siklus opperasi 960/32,0 01260/42 13800/46 reaktor (MW WD/hari) Fraksi bakar rerata BOC (%) 29,46 32,8 34,221 Fraksi bakar rerata EOC (%) 37,21 40,68 42,006 Fraksi bakar buang 66,48 72,57 74,442 maksimum (%) Reaktivitas teras lebih B BOC 9,24 10,35 10,775 dingin bebaas xenon (%) Reaktivitas lebih teras E EOC 2,85 2,33 2,377 panas xenonn setimbang (% %) Margin reeaktivitas paadam -3,89 -3,33 -3,022 minimum (% %) PPF radial maksimum m 1,25 1,31 1,311 Fluks neutrron (x 1014 cm m-2s1) CIP/IP 8 posisi Fluks neutroon termal reraata 2,3214 2,2312 2,17760 Fluks n neutron teermal 3,0175 2,9376 2,86634 maksimum Fluks neutroon cepat rerataa 2,1388 2,1369 2,13360

HAS SIL DAN PEMBAHA P ASAN Teraas Setimban ng Silisida Hasil perrhitungan nillai reaktivitass dan fraksii bakar maksim mum sebagai fungsi panjanng satu sikluss operasi untukk teras setimbbang silisida dengan d kerapatan 3,55 gU U/cm3 ditunjuukkanpada Taabel 1. Hasil perhitungan menunjukkaan bahwa paanjang sikluss yang memeenuhi batasann desain adallah 32 hari dengan frakssi bahar makksimum 66,448 %. Sedanngkan teras silisida denngan densitas 4,5 gU/cm m3mempunyaii panjang siiklus 42 harri dan silisidda dengan densitas d 4,8 gU/cm3 paanjang siklussnya 46 harii. Fraksi bakar maksimuumnya dibaw wah 75 %. Nilai N PPF jugga tidak ada yang melam mpaui batasann yang telah ditetapkan d yaiitu 1,4 sehinggga teras ini memenuhi kriteria k keselaamatan dari segi neutronikk. Artinya bahhwa dengan naaiknya densittas bahan bakar b maka panjang sikllusnya bertam mbah namun besar fluks neutron n termaal dan fluks neutron cepaatnya berkuraang. Fluks neutron pada densitas d 3,55 gU/cm3 adalaah yang palingg besar yaitu 3,02 x1014 n/cm2s teruss menurun dengan d naiknyya densitas bahan bakaar. Hal ini dapat dimakklumi karena fluks neutroon rerata di dalam teras berbanding terbalik t dengaan sikma fisii pada konfiggurasi bahan bakar dan volum v teras reaktor r yang sama. Bertambahnya dennsitas bahan bakar berartti bertambahnnya jumlah uranium di dalam bahann bakar sehhingga jumlaah sigma fisinya f bertam mbah dan mengakibatkaan fluks neutron berkuurang.

17

Gambar 2. Fluks neutronn termal teras silisida.

Gambar 3. Distribusi fluuks neutron ceepat pada teras silisida..

Prosiding Perttemuan dan Prresentasi Ilmiah - Penelitian Dasar D Ilmu Pen ngetahuan dan Teknologi Nuk klir 2012 Pus sat Teknologi Akselerator A da an Proses Baha an - BATAN Y Yogyakarta, 4 Juli J 2012

18

ISSN0216 - 3128

Gambar 2 adalah profil distribusi fluks neutron termal. Dapat dilihat bahwa pada posisi di tengah teras yang berisi air mempunyai fluks neutron termal tertinggi pada densitas 3,55 gU/cm3. Maka dapat dinyatakan bahwa teras yang paling optimal adalah pada teras silisida dengan densitas 3,55 gU/cm3. Dari hasil perhitungan ini dapat diketahui juga bahwa puncak fluks neutron tidak berbanding lurus dengan densitas bahan bakar dan yang paling optimum telah diperoleh baik pada posisi iradiasi maupun di tengah teras yaitu pada teras dengan densitas 3,55 gU/cm3. Gambar 3 menunjukkan bahwa profil fluks neutron cepat pada teras silisida.Pada grafik tersebut dapat dilihat bahwa ditengah teras fluks neutron cepat nilainya lebih kecil karena berisi air dibanding pada posisi bahan bakar. Pada posisi tengah fluks neutron cepat sekitar 1,5 x1014 n/cm2s. Untuk teras silisida dengan densitas 4,5 gU/cm3 dan 4,8 gU/cm3 memiliki fluks neutronya rebih rendah dibandingkan dengan teras dengan densitas 3,55gU/cm3 namun mempunyai panjang siklus yang lebih tinggi. Desainer reaktor harus dapat memutuskan mana yang diutamakan fluks neutron atau panjang siklusnya jika fluks neutronnya maka dipilih teras silisida 3,55 gU/cm3 namun berlaku sebaliknya. Jika panjang siklus yang dipilih maka perlu diperhatikan analisis sebagai berikut. Perhitungan teras silisida sesuai dengan konfigurasi teras pada Gambar 1 dilakukan pada densitas 4,5 dan 4, 8 g U/cm3. Hasil perhitungan berupa parameter neutronik teras silisida 4,5 g U/cc ditunjukkan pada Tabel 2 sedangkan untuk teras silisida 4,8 g U/cc ditunjukkan pada Tabel 3. Tabel 2. Parameter neutronik teras silisida 4,5 g U/cm3. Waktu Panjang ρex ρ EOC*3 ρpsr*4 PPF radial operasi Siklus*1 BOC ex (%) maksimum*5 (%) (hari) (MWD) *2 (%) 20 600 17,78 12,38 8,57 1,20 30 900 15,37 9.06 6,01 1,20 40 1200 12,25 4,63 2,86 1,24 50 1500 7,82 -1,96 -1,43 1,39 Keterangan: *1 = Dengan operasi penuh 30 MWth; *2 = reaktivitas lebih awal siklus tanpa xenon *3 = reaktivitas lebih akhir siklus dengan xenon, *4 = marjin reaktivitas padam kondisi one stuck tod , *5 PPF rad maksimum Tabel 3. Parameter neutronik teras silisida 4,8 g U/cm3. Waktu Panjang ρex PPF radial ρex ρ *4 operasi Siklus*1 BOC *2 EOC*3 psr maksimum (%) *5 (hari) (MWD) (%) (%) 20 600 18,62 13,31 9,57 1,21 30 900 16,47 10,38 7,34 1,20 40 1200 13,81 6,64 4,63 1,23 50 1500 10,22 1,39 1,10 1.32

Tukiran S., dkk.

Keterangan: *1 = Dengan operasi penuh 30 MWth; *2 = reaktivitas lebih awal siklus tanpa xenon *3 = reaktivitas lebih akhir siklus dengan xenon, *4 = marjin reaktivitas padam kondisi one stuck tod , *5 PPF rad maksimum Teras silisida 4,5 dan 4,8 g U/cc menunjukkan bahwa parameter neutronik yang penting sebagai fungsi panjang siklus, yakni reaktivitas lebih teras awal siklus (kondisi dingin bebas xenon), reaktivitas lebih teras akhir siklus (kondisi panas dan xenon setimbang), dan fraksi bakar buang maksimum elemen bakar dan elemen kendali. Reaktivitas lebih teras akhir siklus dibatasi nilai reaktivitas lebih yang cukup untuk pengaturan daya reaktor untuk mengkompensasi pemasukan target iradiasi dan pembangkitan xenon. Sebaliknya pada saat awal siklus, reaktivitas lebih teras dibatasi oleh kondisi subkritikal satu batang kendali gagal masuk (one stuck-rod condition). Untuk memilih panjang siklus operasi optimal untuk densitas tertentu dari daerah yang memungkinkan, perlu dilakukan beberapa perlakuan. Untuk panjang siklus yang lebih pendek, harga reaktivitas EOC yang tersedia menjadi lebih besar, tetapi reaktivitas margin untuk satu batang kendali gagal berkurang. Dari Tabel 2 terlihat bahwa bila mengggunakan batasan reaktivitas lebih teras di awal siklus 10 % dan nilai reaktivitas lebih teras akhir siklus 2 % akan terpenuhi untuk waktu operasi reaktor sekitar 1200 hari, karena untuk 1500 hari reaktivitas lebih teras pada akhir siklus negatif artinya tidak memenuhi kriteria keselamatan sehingga harus ditolak. Menurut hasil perhitungan selanjutnya maka dibatasi waktu operasi selama 42 hari dan 1260 MWD. Hasilnya dapat dilihat pada Tabel 1. Untuk teras silisida dengan densitas 4,8 gU/cm3 dapat dilihat pada Tabel 3, dengan waktu operasi 1500 MWD dari segi reaktivitas memenuhi kriteria keselamatan namun dari segi fraksi bakar maksimum melebihi batas yang ditetapkan yaitu 75 %. Sehingga menurut hasil perhitungan bahwa panjang siklus operasi teras silisida 4,8 gU/cm3 dibatasi pada 46 hari dengan jumlah energi 1380 MWD. Hasil perhitungan panjang siklus dan parameter neutronik lainnya dirangkum pada Tabel 1.

Teras Setimbang Molybdenum Dari hasil perhitungan teras setimbang didapat harga fraksi bakar teras awal dan akhir siklus yang terbagi ke dalam 8 kelas fraksi bakar. Besarnya fraksi bakar dalam teras merupakan fungsi panjang siklus operasi. Penentuan teras optimal dilakukan dengan mengamati hasil perhitungan yang didapat yaitu distribusi fraksi bakar teras setimbang dan fluks neutron di fasilitas iradiasi untuk awal siklus seperti yang ditunjukkan pada Tabel 4. Fraksi bakar buang maksimum harus kurang dari 75 % seperti yang disyaratkan pada


Tukiran S., dkk.

ISSN 0216 - 3128

awal perhitungan. Untuk teras molybdenum dengan densitas 3,55 gU/cm3 distribusi bahan bakar dalam teras terbagi dalam delapan kelas fraksi bakar, dengan fraksi bakar buang maksimum di akhir siklus sebesar 64,39 % untuk teras ini pada panjang siklus 900 MWD. Data distribusi fraksi bakar tersebut digunakan dalam perhitungan teras dengan paket program Batan-2DIFF untuk mendapatkan harga parameter neutronik seperti reaktivitas lebih, marjin padam, fluks dan faktor puncak daya radial serta parameter neutronik lainnya seperti pembangkitan xenon, perubahan reaktivitas dari kondisi dingin ke panas. Hasil perhitungan berupa neraca reaktivitas tersebut disajikan pada Tabel 4. Dari beberapa hasil perhitungan teras 2 dimensi yang berupa neraca reaktivitas itulah dapat ditentukan konfigurasi teras U9Mo yang optimal. Pada Tabel 4 disajikan nilai parameter neutronik teras reaktor riset berbahan bakar U9Mo. Pada tabel ini dipilih konfigurasi teras U9Mo dengan panjang siklus 900 MWD dengan daya operasi 30 MW selama 30 hari. Untuk teras dengan densitas 3,55 gU/cm3 fraksi bakar rerata awal siklus adalah 28,60 % dan fraksi bakar rerata akhir siklus adalah 39,14 % dan yang lainnya dapat dilihat pada Tabel 4, dengan demikian pembakaran rerata yang terjadi setiap siklusnya sekitar 10,54 %. Tersedianya reaktivitas lebih di awal siklus dengan kondisi dingin bebas xenon sebesar 9,74 % dan reaktivitas lebih akhir siklus kondisi xenon setimbang sebesar 5,15 % serta marjin padam minimum yang cukup serta faktor puncak daya radial maksimal kurang dari 1,4 yaitu 1,23 maka konfigurasi teras ini merupakan teras terpilih sehingga dilihat nilai fluks neutronnya difasilitas iradiasi apakah sesuai dengan yang diinginkan (desainer). Ternyata fluks neutron di teras sudah mencukupi dan sesuai dengan desainer. Jika dibandingkan dengan teras lain maka teras dengan molybdenum densitas 3,55 gU/cm3 yang paling optimum karena fluks neutronnya paling tinggi yaitu 3,017 x1014 n/cm2s hal ini sama dengan teras silisida hanya berbeda sedikit saja pada densitas yang sama. Karena teras silisida hampir sama dengan teras molybdenum maka pada teras molybdenum juga pasti dengan naiknya densitas maka panjang siklus juga bertambah maka dalam hal ini dibatasi parameter panjang siklusnya hanya 30 hari. Gambar 4 menunjukkan fluks neutron teras U9Mo di teras yang paling optimum yaitu pada densitas 3,55 gU/cm3. Pada pusat teras besarnya fluks neutron termal sekitar 3,0174 x1014 n/cm2s. Pada posisi iradiasi diperoleh besar fluks neutron cepat sekitar 5 x1013 n/cm2s.fluks neutron ini sudah sesuai dengan yang diinginkan desainer dan parameter neutroniknya tidak ada yang dilampaui.

19

Tabel 4. Hasil perhitungan parameter neutronik teras U9Mo. PARAMETERUmo Umo 5,3 Umo Umo 8,3 3,55g g U/cc 7,12 g g U/cc U/cc U/cc Panjang siklus 900/30 900/30 900/30 900/30 operasi reaktor (MWD/hari) Fraksi bakar 28,60 29,46 33,08 34,23 rerata BOC (%) Fraksi bakar 39,14 39,21 43,68 44,07 rerata EOC (%) Fraksi bakar 64,39 63,48 62,57 61,42 buang maksimum (%) Reaktivitas 9,74 14,84 15,45 16,65 teras lebih BOC dingin bebas xenon (%) Reaktivitas 5,15 6,85 7,33 8,37 lebih teras EOC panas xenon setimbang (%) Margin -2,21 -3,89 -3,63 -3,42 reaktivitas padam minimum (%) PPF radial 1,24 1,28 1,29 1,32 maksimum Fluks neutron (x 1014 cm-2s1) CIP/IP 8 posisi Fluks neutron 2,3814 2,3214 2,3037 2,2460 termal rerata Fluks neutron 3,0173 2,8462 2,7740 2,6530 termal maksimum Fluks neutron 2,1534 2,1402 2,1369 2,1360 cepat rerata Dari hasil perhitungan antara teras silisida dengan dan teras molybdenum dengan densitas yang sama yaitu 3,55 gU/cm3 tidak jauh berbeda baik dari parameter neutroniknya maupun nilai fluks neutron termalnya sehingga untuk teras yang lain tidak perlu lagi dibandingkan. Jika dibandingkan teras silisida dan molybdenum densitas 3,55 gU/cm3 maka fluks neutron cepat di teras yang berisi air (fasilitas iradiasi ) distribusi neutron cepatnya lebih rendah sedikit pada teras molybdenum (1,5 ke 1 x 1014 n/cm2s) hal ini disebabkan oleh karena sigma absorpsi pada energi


ISSN0216 - 3128

20

Tukiran S., dkk.

Gambar 4. Fluks neutron pada teras molybdenum. cepat pada molybdenum lebih besar dibandingkan dengan silisida.

KESIMPULAN Dari hasil perhitungan desain teras silisida diperoleh bahwa teras yang paling optimum adalah teras dengan densitas uranium 3,55 gU/cm3. Fluks neutron termal di daerah tengah teras yang berisi air mempunyai fluks neutron termal 3,02 x1014 n/cm2s. Semakin tinggi densitas bahan bakar semakin rendah fluks neutron baik neutron termal maupun neutron cepat pada bagian tengah teras yang berisi air. Jika dibandingkan antara teras silisida dan molybdenum pada densitas yang sama maka nilai fluks neutronnya tidak jauh berbeda. Jika ingin menambah panjang siklusnya maka digunakan teras dengan bahan bakar densitas lebih tinggi dan yang dapat difabrikasi sesuai kebutuhan riset dan produksi. Untuk bahan bakar molybdenum diperoleh teras yang paling optimum adalah teras dengan densitas 3,55 gU/cm3 dengan fluks neutron maksimum 3,017 x1014 n/cm2s ada di pusat teras dan di fasilitas iradiasi sekitar 2,3x1014 n/cm2s. Fluks neutron ini cukup memadai digunakan untuk mengiradiasi target di teras reaktor dengan panjang siklus 30 hari.

UCAPAN TERIMA KASIH Penulis mengucapkan terima kasih kepada PU PKPP-2012 PTRKN (Prof. Surian Pinem MSi) dengan tema Desain teras RRI dengan bahan bakar densitas tinggi, karena kegiatan ini merupakan bagian dari kegiatan PKPP tersebut.

2. ARBIE, B., et al., “Conversion Study From Oxide To Silicide Fuel For The Indonesian 30 MW Multipurpose Reaktor G.A. Siwabessy”, Proc. of the 18th International Meeting on RERTR, Paris (1995). 3. LIEM, P.H., et al., “Fuel Management Strategy For The New Equilibrium Silicide Core Design Of RSG GAS (MPR-30)”, Journal of Nuclear Engineering and Design 180 (1998). 4. SEMBIRING, T.M., et al., “Neutronic Design Of Mixed Oxide-Silicide Cores For The Core Conversion Of RSG-GAS Reactor”, Journal of ATOM INDONESIA 27, (2) (2001). 5. SUPARLINA, L. dan SEMBIRING, T.M., “Pembentukan Teras Setimbang Silisida 300 g RSG-GAS Melalui Teras Campuran Silisida 250 g dan 300 g”, Seminar Ke-6 Teknologi Dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir, Bandung (2002). 6. ASKEW, J.R. et al., “A General Description Of The Code WIMS”, Journal Br. Nucl. Energy Soc. 5 (1966). 7. LIEM, P.H., “Pengembangan Paket Program Difusi Banyak Kelompok 3-Dimensi (Batan3DIFF)”, Risalah Lokakarya Ke-5 Komputasi Dalam Sains dan Teknologi Nuklir, Jakarta (1995) 8. SEMBIRING T.M., et al.,” Validation of Batan’s Standard Neutron Diffution Codes on IAEA Benchmark Static Calculation”,Journal of ATOM INDONESIA 23, (2)(1997).

TANYAJAWAB Prof. Syarip

DAFTAR PUSTAKA 1. TUKIRAN,dkk., “Desain Teras Setimbang untuk Mendukung Terbentukknya Teras RRI” Proseding Seminar PPI-PDIPTN PTAPB-Batan Yogyakarta 2011.

− Mohon penjelasan mengapa densitas bahan bakar (uranium) semakin tinggi tetapi fluks neutronnya semakin rendah. Logika sederhananya, jika uraniumnya semakin banyak maka fluks neutronnya akan semakin tinggi.


Tukiran S., dkk.

ISSN 0216 - 3128

Tukiran. • Semakin banyak uranium di dalam teras belum tentu semakin tinggi fluks neutron karena jumlah inti uranium yang berfisi banyak (daya naik) maka fluks tinggi dengan rumus φ sebanding dengan daya dan volume tetapi berbanding terbalik dengan ∑f. Dengan junlah uranium banyak maka ∑f besar fluks neutron turun dengan volume teras tetap. Sumijanto

21

namun perlu diuji atau validasi dulu. Apa komentar anda? Tukiran. • Validasi program computer sudah dilakukan dengan perhitungan teori benchmarking IAEA 5MW. Uji bahan bakar uranium silisida sudah dilakukan, sedangkan uji bahan bakar uranium molybdenum belum bisa dilakukan di teras RSG-GAS karena fabrikasi bahan bakar belum bisa membuatnya masih terkendala.

− Untuk penggantian bahan bakar silisida ke UMo tidak cukup dengan dilakukan perhitungan saja,


ANALISIS PENGARUH DENSITAS BAHAN BAKAR TERDAHAP FLUKS NEUTRON PADA TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR

Recommend Documents