Prosiding Seminar Tahun 2004
Hasil Penelitian
ISSN 0854-5278
P 2TRR
PENENTUAN SIF AT NEUTRONIK SEL BAHAN BAKAR UMo TERAS RSG-GAS. Tukiran S Pusat Pengembangan Teknologi Reaktor Riset-Batan
ABSTRAK. PENENTUAN SIFAT NEUTRONIK SEL BAHAN BAKAR UMo TERAS RSG-GAS. Reaktor RSG-GAS dengan bahan bakar uranium silisida tipe plat dan muatan 250 g U direncanakan akan mengganti bahan bakarnya menjadi Uranium Molibdenum (UMo), dengan muatan 300 gram. Bahan bakar UMo mempunyai keuntungan yang besar jika muatannya bertambah besar dengan volum yang sarna. Saat ini bahan bakar UMo untuk reaktor riset masih dalam penelitian sehingga RSG-GAS merasa perlu untuk menganalisis kemungkinan pemakaian bahan bakar UMo. Untuk mengetahui sifat neutronik bahan bakar UMo dilakukan perhitungan sel dengan menggunakan paket program WIMSD/4. Model yang digunakan dalam perhitungan adalah multislab dengan muatan bahan bakar 300 gram dan persen berat Mo dalam bahan bakar 6 %, Kerapatan U-235 adalah 3,55 g U/cc. Nilai keff yang diperoleh pada saat dingin dan bersih adalah 1,209 % sedangkan pad a saat panas diperoleh keffadalah I, 091. Kata kunci : teras reaktor, molybdenum, Bahan baker, neutronik
ABSTRACT DETERMINATION OF UMo FUEL CELL NEUTRONICS CHARACTERISTIC OF THE RSG-GAS CORE. Silicide fuel of the RSG-GAS reactor with 250 gram of loading will be planned to converse to uranium mollybdenum with 300 grams of loading. The UMo fuel has great advantages if the fuel has greater density in the same volume. Right now the UMo fuel, is still under research and irradiation in the world so that it is necessary to analyze the possibility of the fuel used in the RSG-GAS core. To know the characteristic of neutronic of the UMo fuel, cell calculation was using WIMSD/4 code. The model that used in this research is multislab and 300 gram of loading with 6 w/o of UMo. The density of UMo fuel is 3,55 gU Ice. The results of calculation showed that the val ue of keff is 1,209% and 1,091 % for cold and hot conditions respectively. Keywords: reactor core, molybdenum,fuel,
neutronic
PENDAHULUAN Oalam konversi uranium
silisida
mengkonversi
bahan bakar teras RSG-GAS
telah terlaksana
dengan
sukses.
bahan bakar terse but menjadi
bahan bakar UMo mempunyai
keunggulan
dari uranium oksida menjadi
Saat dikaj i kemungkinan
uranium molybdenum
(UMo), karena
dibanding dengan bahan bakar uranium
silisida. Bahan bakar UMo dapat dimuat dengan densitas tinggi sampai (Iebih besar dari uranium silisida 5,2
gU/cm3)
224
untuk
dan daur ulangnya
109
lebih gampang.
U/cm3
ISSN 085~-5278
Pl'l1l'11II1Wl
S~r(lf SClI{rol1lk
set
rukircm
Bahan
bakar
UMo
sampai
riset.
Bahan
bakar
ini masih
dengan
ANL
reaktor
bekerjasama
hasilnya
Tujuan
dan diiradiasi
ini adalah
nanti
direncanakan
bakarnya
ke UMo.
Untuk
mencapai
teras
RSG-GAS
bahan bakar digunakan
dalam
dan pengkajian.
CERCA
bahan bakar UMo sejak tahun
reactor
IRIS2, Prancis.
menyiapkan
teras
tujuan
dengan
dengan
penelitian
untuk
bilamana
UMo
penelitian
menggunakannya
Setelah
RSG-GAS
analisis
akan
program
teras
1]
dari segi
mengkonversi
ini maka dilakukan
menggunakan
model
hasil
perhitungan WlMSD/4
1999
diiradiasi
bahwa bahan bakar UMo sangat stabil.
neutronik
bakar
ada yang
tahap
dalam
dicek dan diperoleh
pengkajian
ini belum
dalam
telah memulai
dan kini telah difabrikasi kemudian
saat
bahan sel bahan
. Pemodelan
multi slab.
DESKRIPSI TERAS REAKTOR RSG-GAS Reaktor
RSG-GAS
kolam terbuka, serta tluks
merupakan
yang dirancang
neutron
2,5 x I Ol~ neutron
Reaktor maksimum dilakukan reaktor
dapat menghasilkan
maksimum
di daerah
cm-2s·l.
Parameter
disain
RSG-GAS
mencapai jaminan
posisi
teras
Testing Reaktor) dan
panas maksimum
iradiasi
setimbang
di dalam oksida
30 MW
teras
sebesar
2,96 gU/cc
RSG-
I.
tidak
30 MW dengan pembentukan
memberikan
sehingga
termal
GAS dapat dilihat pad a Tabel
MTR (Material
reaktor jenis
dapat
bahan
dioperasikan
bakar yang seluruhnya
teras penuh yang dilakukan
konfigurasi keamanan
secara
teras
penuh
selama
telah
beroperasi
225
melalui terdapat
langsung
baru.
dengan
Oleh karena
teras transisi, elemen
bakar
dengan daya penuh.
daya
itu perlu
sehingga yang
bila dapat
mm) (mm) ar dali (g) (g) at ap (mm) dali akar (mm) us (%hilangnya minal (pasang) (hari) s bakar (%hilangnya
~\·(.'111I1W,.'I(I.'ill Pl'I1~'lrlhll1l'2JRR :(){)~
I'ro,udm.f:.
lii/wlI
Tabel I. Parameter Desain Teras Oksida 2,96 gU/cc RSG-GAS I
Tipe Reaktor
21 15 30 25 40 8 SS-321 Be H2O H2O 250 Tipe Oksida pengkayaan 2,96 19,75 178,6 0,54 0,38 U308AI 62,75 x 600 2,55 23,3 77 31,3 1,3 ,1dan xkolam 81 x 600 3,38 Konveksi paksa 0,85 AIMg2 Ag-In-Cd
-
U235) U235)
226
rendah
xenon) tube n. stuck-rod. siklus) dalal11 ke(30 tanpa MWth, terasxenon 25 hari
15S:" (J85~-5278
.\;~f(1!
I'Cllen/HUII
\'t'If/I'uJ/lk
.\£'1
"///.:'1"011
Adapun
batas kesclamatan
reaktivitas
b.
fraksi bakar maksimul11 adalah
elemen
reaktivitas bakar oksida
l
Tabel2.
,
iI
Reaktivitas
Reaktor
RSG-GAS
adalah
stuck-rod !cbih besar dari pada - 0,5 %.[3]
a.
Neraca
pad a kondisi
teras reaktor
56 %.
RSG-GAS
untuk
konfigurasi
(250 gram U235/elel11en bakar) dinyatakan
Kesetimbangan
reaktivitas
, I I,
teras reaktor
teras
setimbang
dalam Tabel 2.
RSG-GAS !
!
:
227
dengan
3.1 -2.2 -5.3 2.0 0.3 9.2 3,5 3,0 0,4 -14,5 (D.k/k).
%
rros/(llIIg Sl'miIlO,. /f0.\l1 PIl1/dllw1/ PllRU T,1I11111 :laa.;
CARA KERJA 1. Dimensi Bahan Bakar dan Batang Kendali Data spesifikasi bertujuan
fisik
dan
elemen untuk
geometri
bahan dapat
bakar dan kendali
1% ",
h
l11enghitung
RSG-GAS.
__ '
I
!%iol I---- side plate (AIMgSi-1) di extra region
-~- I I
kelongsong
0,054 0,038 0,13
.__ ------r--
'
I
I
==1
dapat dilihat
konstanta pen)'usun
elemen
pad a Tabel 3.
I
=F .
i
._~_l1------~:----0-,5-055361 ..
J
'.
!
I
228
fisika
!
.i
l
dan
,Volume
'
1
material
data
,
I
0602214f-_±----t------i i ,Densitas atom penyusun extra 2,05599E-02 region: 4,10691E-05 3,43470E-05 1,21162E-04 9,51386E-05 3,98989E-02 9,29143E-05 3,32123E-04 1,02799E-02 2,34504E-05 5,58099E-04 I 0,186386 Densitas H2O extra wt% SA wt% wt% 0,001 0,001 65,38 0,0015 55,847 0,003 24,305 0,9982 0,002 0,002 47,88 0,308078 0,505536 0,0005 0,003 0,004 0,95725 0,963 0,007 0,005 0,007 26,98154 63,546 54,938 51,996 0,01025 28,0855 15,9994 0,0205 0,009 1,0079 2,7 2,68 AIMgSi-1 I II I
I
berdasarkan
Pengul11pulan
atom setiap
i
~ovol air di extra region
..
kerapatan
Data-data
dikumpulkan
RSG-GAS.
",100
cI,ddlo, (AIM,2) dl "',,
I
bakar
bakar dan kendali
-----+ 0,255
,Parameter Meat 355,4208! 601 ! 601 7,075 426,951 216,5967 600,894 60i- 1158,885 2016,158 I --66! I6,275 7.71 131,04J 8,11 ____37~,9~1
bahan
r
~
0,186386 n'
- •• ~
0,3080~8J
___j
--,
l'eI11'11I11aJ]
ISSN 0854-527R
Tabel4.
Bahan kelongsong Rho Avo Unsur
S'(f{1!
Si.'ll1r011lJ.:
,\'e1
{uk iron
Data-data
Kelongsong
AIMg2
2,68 0,602214 65.38 \\'t% BA 0187E-05 51,996 Dcnsitas (atom/cc) 1,15597E-04 0,003 26,98154 24,305 54,938 55,847 63,546 47,88 O,OOOOOE+OO 0,0205 0,0005 9,3] 5,77824E-02 8,81320E-05 1,72395E-04 0,003 0,004 1,36127E-03 1,26989E-05 0,966 28,0855
Data-data unsure (densitas
tersebut
kemudian
atom) pembentuk
akan digunakan
untuk perhitungan
teras yang digunakan
sebagai
kerapatan
input program
WIMSD/4.
2. Perhitungan Salah akurasi
hasil
Densitas Atom satu data perhitungan
Tabel 3 menunjukkan dan daerah
Kerapatan
masukan
sel adalah
data material
extra region.
unsur
paket
Sedangkan
penyuslin
program kerapatan
WIMS-D/4
yang paling
unsur-unsur
penyusun
teras seperti tebalmcat,
penyususn
Tabel 4 adalah
meat
di Tabel
data unsure
5 dilakukan
menentukan bahan
bakar.
moderator
penyusun
dengan
H20
kelongsong
cara
sebagai
dimensi
panjang,
berikut: a.
Menghitllng
volume
meal
(em3)
tebal dan tinggi (em) daripada b.
Menghitung
massa
dilakukan
dengan
mengalikan
dengan
cara berat U-235 per elemen
meal.
U-235 per petat adalah
bakar (gr) dibagi dengan total pelat (21 buah). c.
Menghitung
massa U-238 (g) per pelat
( pengkayaan 1 d.
Massa Uranium
c.
Massa Mo (g)
=
x massa U - 235) - massaU - 235 per pelat (g)
= -----
= massa U-235 + massa U-238
- rala ) ( BArala TotalU
x - x SA Mo 23
229
Pr051clll1g
St'I1Jl11.I1'/laSII
ISSf\:
Pf..'I1CIIfWI1/J:!JR.U
OX5·1-5c7X
7,1111111 ~(}()~
= totalmassa
f.
Massa U-Mo (g)
g.
Volume
h.
Fraksi volume
U-Mo dalam meal
I.
Fraksi volume
porositas
fraksi volume
U-Mo dalam
Uranium
+ massa Mo
= massa U-Mo / kerapatan
U-Mo dalam meal (cm3)
U-Mo
= volume U-Mo dalam meal/volume
meal
= (0,072 x fraksi volume U-Mo dalam meat) - (0,275 x meal x 2) + (1,32 x fraksi volume U-Mo dalam meal
x 3) J.
Fraksi
volume
1 - (fraksi
meal
Al dalam
volume
U-Mo
+ fraksi volume
porositas) k. I.
= fraksi volume x volume meal x kerapatan Massa U-Mo-AI = Massa U-Mo + massa Al
Massa Al dalam meal
m. Kerapatan
senyawa
dalam meal
n.
Fraksi be rat unsur dalam
o.
Kerapatan
Mo-Al x bilangan
= Massa senyawa / volume meal
U-Mo-AI
atom (atom/cm3) avogadro
AI
= massa unsur / massa U-Mo-AI
= Craksi berat ullsur dalam U-Mo-AI x kerapatan / BA unsur
230
U-
U-38 dalam U-Mo-
ISS~ OS5~-527S
.\{fla .Yl'ulrol1lk
/\_'I1£'IlIuan
S('/
lidirall
Tabel 5. Perhitungan 14.286 58.047 0.1397 4.42 0.1247 4.15 0.0429 0.0452 4.74 AI 6.17 0.1 0.94 72.333 uranium 0.1456 0.1550 U-Mo 5.68 6.94 5.05 0.5915 0.5398 0.6300 0.5677 3.558 0.0470 5.34 6.52 0.0501 dalam 37.650 5.64 U-Mo-AI 31.772 7.24 2.10035E-03 35.691 125.465 0.2845 8.31 27.854 168.929 0.1649 3.30055E-03 33.731 136.331 6.71 0.2474 2.40040E-03 114.599 13.219 8.42653E-03 10.316 1.32417E-02 12.493 9.63032E-03 13.944 0.1 2.64246E-03 5.055250E-02 2.05524E-03 0.250 5.386 5.079 0.1 3.91812E-02 5.1371127E-02 4.973388E-02 8.464 3.05783E-02 7.982 3.22967E-03 6.156 5.805 0.286 0.1 2.34885E-03 5.096181E-02 3.70305E-02 4.617 4.354 0.214 1.76164E-03 2.13817E-03 0.650 1.66302E-03 0.507 2.61332E-03 0.614 1.90059E-03 89.775 102.600 76.950 0.94 0.94 0.06 84.388 132.610 96.444 0.06 67.722 U35 U38 16.667 20.331 3.78 0.5065 0.0403 147.197 0.2158 2.70045E-03 0.3285 1.80030E-03 11.768 1.08341 7.22274E-03 E-02 6.530 6.925 0.321 3A8798E-02 0.393 0.1 5.178044E-02 4.13320E-02 0.579 0.686 1.42544E-03 115.425 141.074 0.94 0.94 0.06 108.499 0.06 0.06 77.396 21 26.190 19.048 .429 20.331 20.331 20.331 20.331 106.420 per 350 300 (gr) (gr) 450 400 (gr) (gr) 550 (gr) Berat U35 per EB87.071 U-35 dalam U-MoOensitas Mo dalam PowerC Volume AI U-Mo-AI Massa U-Mo-AI U-235 %Mo Massa
PROGRAM Program oleh AEE
komputer
mctode, merupakan
mode!
WIMS
Dorchesterr,
IN/PROVED
D/4 adalah Dorset,
oleh E'rgo Computing,
aplikasi desain reaktor
atom bahan bakar UMo
0.1328
WIMS D/4 (TVINFRITH
Winfrith,
dikembangkan
densitas
MULTIGROUP
SCHEj~1E D/-!)
versi paling akhir dari WIMS yang dibuat
United
Kingdom.
Versi
Inc. for Lahey. Versi pertama
komputer
telah digunakan
pada tahun 1968. Setelah lebih 20 tahun dilakukan
clan teknik
paket program
pemprograman.
WIMS
D/4
paling populer untuk pcrhitungan 231
scpcrti
pribadinya untuk
pengembangan
discbut
reaktor seCal"a luas.
sebelumnya
I'ro,\',dlllg
li"lIIlI
:-;1'111/11(1/'1111.\" /'1'I/1'IJIl
WIMS menghitung
adalah
program
dalam dahulu
perhitungan
spektrum
pad a seluruh
kelompok
menggunakan
spektrum
groups).
sel
dibagi
yang
menggunakan
energi
yang
teori
hasil perhitungan
dihitung
pad a perpustakaan
tam pang lintang
sedikit kelompok
sebelumnya, struktur
lintang
kemudian
data
menghitung
geometri
(library)
pada sedikit digunakan
kerja
sederhana WIMS,
dan
kelompok
(few
untuk perhitungan
dengan
menggunakan
sehingga !aju reaksi pad a setiap titik ruang dapat
kelompok.
persamaan
makroskopis
banyak
atom isotop yang diberikan pustaka program. perlakuan
Pustaka program
WIMS D/4 memi!iki
rentang tenaga 0 - 10 I\·1eV yang
kelompok
kelompok
Berikut
energi
ini
69
pustakanya
diberikan
pada
tabel
perhitungan
teras reaktor RSG-GAS
langsung
pad a isotop dengan resonansi
dalam
WIMS/D4
yang diperlukan
di
Data penghitungan moderator, dasar
untuk
dari kerapatan
batas
energi
4 kelompok bawah
atas
dari
di mana diperlakukan
dan
batas
energi
energi
netron
dengan
ini. Sedangkan
yang
digunakan
b,l\vah program dalam
adalah 4 kelompok energi neutron.
Tabel 6. Batas energi atas dan batas energi bawah 4 kelompok Kode / Angka
sebagai
program serta tam pang lintang mikroskopik
disajikan
neutron
tenaga neutron
(l71ultigroups), diperoleh
pada masukan
dengan pengecualian
khusus.
pengelompokan
pustaka
untuk
pad a pustaka ENDF/B.
Tampang
kerapatan
transport
WIMS
bentuk
Fluks yang didapat dikembangkan
tenaga neutron yang menjangkau
didasarkan
di mana
ruang dengan
ada di perpustakaan
ini menghasilkan
spektrum
dua langkah
daerah sedikit
pada ruang yang lebih banyak.
kelompok
dalam
untuk
Dari hasil perhitungan
koefisien
(cell)
fluks sebagai fungsi energi dan posisi di dalam sel. Untuk memudahkan
komputer, terlebih
/' :!IRf(
energi netron
1.107 0AtasNetron Bawah Netron 5,530.103 8,21.105 5,530.103 0,625 0,625 Energi Batas Energi (ev) Batas ( ev)
konstanta
kelompok
dan komposisi tampang
lintang
bahan
seperti
suhu moderator
bakar digunakan
mikroskopis 232
bersama
yang dipakai
dan bahan dengan
menghitung
bakar, pustaka-
spektrum
ISS~
OS5·1-5278
.\{/;l/
1\'!/l.'l1//{0}7
\'l'lflr01lfk
.\e{
F"kIUII1
neutron cepat dan tcrmal.
Spektrum
dengan teknik merata-ratakan biasanya
dimodifikasi
mengelompokkan perhitungan
beberapa
konstanta
yang tepat. Konstanta
menambahkan
suatu
kelompok
elemen kendali pada daerah yang sedang diperhitungkan.
Pada
spektrum
lintang
sera pan yang
69 kelompok,
tampang
makroskopis
efektif
halus (tIne groups)
untuk setiap jangkau
untuk mcnghitung
sel (cell averaging)
dengan
kelompok
ini dipakai
fluks pembobot
berbeda
tenaga neutron, yaitu :
•
Neutron cepat, kelompok
•
Rentang perlambatan,
•
Neutron thermal,
1 - 15, f1uks pembobot
kelompok
kelompok
diberikan dalam pustaka data.
16 - 55, spektrum pembobot
proposional
56 - 69, f1uks pembobot proporsional
dengan
liE.
dengan
E
E.e
E
Pendekatan theorem) setara,
WIMSO/4
terhadap
dan metoda
probabilitas
faktor
banyak
maupun
annular.
masing-masing
banyak
pada itemfew
1
(equivalence
persoalan
probability).
model
Untuk
diringkas
Pemampatan
homogen
yang
itu WIMS
0/4
mcnjadi
dikeljakan
sedikit kelompok
0-' (j(jl
" L "0' ~ ~
:z::
dilakukan
terhadap
rutin yang dimiliki
oleh
dan PRIZE.
}:g
ini disebut Oimensi dan
pada kecmpat sebagaimana
daerah, diberikan
persamaan
:
'¢g
¢,
semua g dan gl yang dimiliki
G-G1
WIMS
0/4 untuk perhitungan
Metode
OSN (Differential
233
rerata
serta item material
dengan cara biasa memakai
Ii,
DSN, PERSEUS
(dalam pengeljaan
banyak kelompok
dan
koordinat
di mana spektrum
pada item slab atau annulus
spektrum
dalam
dan 4 untuk moderator.
2::0',1i, :z::
sel tunggal
dari I daerah (region)
daerah dibcrikan
--"-
dimana penjumlahan
PIJ,
dengan
(clad), 3 untuk pendingin
kelompok
-
Empat
(collisin
kesetaraan
menjadi
1 untuk daerah bahan bakar
Setelah diperoleh
groups. 0-(;
atas teori
hetcrogen
diberikan
Sel ini tersusun
lndeks spektrum
dalam input program. konstanta
persoalan tumbukan
kelompok
meat), 2 untuk kelongsong komposisi
didasari
Bell dan DancofI.
Analisis
akan dihitung.
yaitu
resonansi
yang berarti penggantian
menggunakan
planar
KT
•
transport
Descret
Sn)
utama dipakai
I'ros"f1ng Selllllwr!fasi/ lii/1I1Il
.
l'enelilwl1 /'nR!?
ISSN OX5·j-527X
](){).f
dalam
pengeljaan
tunggal
kali ini dengan
di atas dilakukan
terjadi keseimbangan dalam struktur
dengan
arus neutron
input - koreksi
metode
d(fJerential
mcmberikan
transport.
syarat batas pantulan
pada sel
(reflected),
di mana
di batas sel. Pada bagian edit seperti akan dijelaskan
atas syarat batas ini dikerjakan
boeor, pad a kondisi harga buckling
Perhitungan
dengan
menghitung
fluks
tetap.
HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil Seeara garis besar hasil yang diperoleh koefisien difusi D, faktor
multiplikasi
tam pang lintang makroskopik L:/r'
spektrum
vL: j'
hamburan
L:" critical
buckling
L:a'
(X), matriks
konstanta
molybdenum perhitungan
IFS
kelompok
muatan
nilai multiplikasi
Dengan
data masukan
uranium
pembelahan
hasil
berbahan
dingin ..
U6Mo, COLD XE AND SM FREE (1) & COLD ILOAD=1,2,3 U-235 LOADING 300, 400, IFS =3,4 U6Mo, HOT XE FREE SM EQUIL (3) & HOT ILOAD=1,2,3 U-235 LOADING 300, 400, 4 3 17 4 O.OOOOOE+OO 1.54667E+02 9.28868E+02 7.78434E+03 3.65464E+04 4.64036E+04 5.64077E+04 6.6571 7E+04 1.00052E+05 1.14943E+05 1.28529E+05 1.59636E+05 O.OOOOOE+OO 9.72060E-02 5.83792E-01 4.87252E+00 2.24363E+01 2.82981E+01 3.41632E+01 4.00317E+01 5.86518E+01 6.65167E+01 7.34201E+01 8.77177E+01 O.OOOOOE+OO 1.54667E+02 9.28868E+02 7.78434E+03 3.65464E+04 4.64036E+04 5.64077E+04 6.65717E+04 1.00052E+05 1.14943E+05 1.28529E+05 1.59636E+05 O.OOOOOE+OO 9.72060E-02 5.83792E-01 4.87252E+00 2.24363E+01 2.82981E+01 3.41632E+01 4.00317E+01 5.86518E+01 6.65167E+01 7.34201E+01 8.77177E+01
keluaran Batan-
Data di bawah ini bakar uranium
Kemudian
pada saat teras dalam keadaan dingin (cold)
234
'
transport
teras program
teras reaktor.
teras RSG-GAS
dan keadaan
=1,2
L:f
lintang makroskopik
diperolehnya
untuk perhitungan
parameter
(4 group) material
300 gram
tampang
nilai
setiap atom yang ada pad a akhir siklus,
sel.
2DIFF seperti di bawa ini untuk menentukan adalah
adalah
tampang lintang lintang makroskopik
dan jumlah
hasil homogenisasi
WHvlSD/4 maka disusun
WHvlSD/4
Ka' tam pang lintang makroskopik
netron hasil pembelahan
terdapat pula nilai-nilai program
serapan
dari perhitungan
dilakukan
dan panas (hot).
XE FREE SM EQUIL (2) 500 GR/E XE & SM EQUIL (4) 500 GR/FE 1.72432E+04 2.68283E+04 7.69120E+04 8.74526E+04 1.90742E+05 1.07238E+01 1.65783E+01 4.59048E+01 5.17839E+01 9.78415E+01 1.72432E+042.68283E+04 7.69120E+04 8.74526E+04 1.90742E+05 1.07238E+01 1.65783E+01 4.59048E+015.17839E+01 9.78415E+01
ISSN OS5~-52/S
jJt!IU!1I11UJI1
.\·I/~JI St!1ilr()I1/~'
.\('1
T"klral1
;'HlvJS/D4 XS LIBRF.RIES FOR SILICIDE IFS=1,2 (LOAD=1,2,3 250,275,300) IFS= 3,4 (LOAD=1,2 230,250,270) IFS=l -> SI COLD, XE-SM FREE : IFS=2 -> SI EOT, XE-SM FREE IFS=3 -> OX COLD, XE-SM FREE : IFS=4 -> OX HOT, XE-SM FREE
4 174 3 1.14577E+05 1.28028E+05 6.65457E+04 1.42237E+05 6.65207E~04 7.68636E+04 7.68158E+04 1.60241E+05 9E+05 O.OOOOOE+OO 1.28278E+05 1.55531E+02 2.30005E+01 3.65593E+04 1.42569E+05 1.60687E+05 2.90007E+01 4.64077E+047.8024BE+03 3.50009E+01 5.63994E+041.72743E+04 4.10009E~01 4.70010E+01 0.000002+00 O.OOOOOE+OO 3.65726E+04 6.00012E+01 9.99833E-02 6.00003E+019.31114E+02 9.99836E-02 5.99900E-01 4.64126E+04 6.80010E+01 6.80002E+01 5.99902E-01 7.50010E+01 4.99983E~00 5.63915E+04 7.50002E+01 1.10008E+01 4.99979E~00 8.20012ET01 8.20001E+012.68623E+04 1.10000E+01 9.00004E+01 1.70005E+01 9.00002E+01 2.30002E+01 O.OOOOOE+DO 2.90005E+01 1.54589E+02 3.50003E+01 9.30360E+02 4.1000~2+01 7.79259E~03 4.70006E+01 1.72583E+04
Bahan bakar Utvl0 saat ini belum ada yang digunakan masih dalam tahap penelitian
dan pengujian
8.73737E+04 8.72976E+04 5.30009E+01 1.70002E+01 2.68447E+04 5.30005E+01
dalam reactor riset di dunia. Sell1ua
iradiasi. Beberapa hasil iradiasi yang dilakukan
di Prancis di sajikan pada Tabel 7 di bawah ini. Tabel 7. Beberapa 2 4Ground 170 130 (B) Ditunda 12 8 Dihentikan Atomized 340 230 4 .19,75 2* FUTURE 90/110 28*1150** UMUS 2*/4** 110 2 15 Atomized IRIS2 28* Berlanqsunq 19,75/35 19,75 BR2 HFR OSIRIS(Fr) (HolI)
Eksperimen
hasil iradiasi bahan bakar UMo di Prancis.
Ground 3 Berhasil 10 75 IRISI OSIRIS 8 (Fr) 120 50 19,75
*) batas nilai tcrcapai **) tlljllan
nilai akhir
PEMBAHASAN Secara garis besar nilai koefisien makroskopik
pCll1beiahan
lintang makroskopik
difusi
0, faktor
multiplikasi
L I ' tall1pang lintang ll1akroskopik
transport
tall1pang lintang makroskopik
L /,., \/L I hamburan
'
spektrum
serapan
Ka'
tam pang lintang
L", tampang lintang
netron hasil pembelahan
(xJ, matriks
L" critical buckling dan jUll1lah setiap atom yang
235
l'rosJ(lillg lii/1I11l
Sell/l/1ar
11(1.\11 Pelle/II
1011 P_'IRR
]{){).J
ada pada akhir siklus, terdapat
pula nilai-nilai
hasil homogenisasi
sel. Nilai parameter
lebih besar untuk bahan bakar silisida muatan 300 gram dibandingkan UMo Hal ini disebabkan
oleh karena sifat-sifat
mikroskopik
dengan
ini
bahan bakar
atom Si lebih besar dibanding
dengan atom Si. Hasil perhitungan
program WIMSD/4
meyatakan
bahwa pustaka tampang
lintang
material teras untuk bahan bakar uranium silisida dengan muatan 300 gram lebih besar dari dari pad a uranium molybdenum
maka nilai factor multiplikasi
bakar silisida juga lebih besar dari molybdenum. baker Umo diperoleh
nilai factor multiplikasi
Perhitungan
k-eff
efektif teras untuk bahan teras dengan untuk bahan
= 1,209 untuk pada saat dingin dan
1.091 pad a saat panas ada xenon. Nila ini cukup realistis untuk digunakan selanjutnya
yaitu menentukan
parameter
teras setimbang teras RSG-GAS
dalam tahap berbahan
bakar
UMo
KESIMPULAN Perhitungan
sel neutronik
gram uranium telah dilakukan Perbandingan
konstanta
teras RSG-GAS
diperolch
tampang
berbahan bakar Ul'vl0 dcngan muatan 300
nilai factor multiplikasi
k-cff
= 1,209.
lintang bahan bakar Uivl0 dengan bahan baker silisida
muatan sam a 300 gram tidak jauh berbeda sehingga sifat sel neutroniknya
hampir sama
DAFT AR PUST AKA 1. JM. Hamy
Cs " STATUS
PROGRAm" 2.
Asmedi Proseding
Proseding
SURIPTO,
OF THE FRENCI-I UMo GROUP
DEVELOPMENT
RERTR, Chicago, Illinois, 5-10 Oktober 2003. Cs " RERTR-
RERTR. Chicago,
RELATED
PROGRAM
Illinois, 5-10 Oktober 2003
, 236
IN INDONESIA"
ISS:--J 085·1-5278
I'cn<,n/llan TlIklron
S,/;I/ .\','lIrrOlllk
.\<,1
DISKUSI 1. Penanya: Pertanyaan
Yusi Eko Yulianto :
a.
Pad a sector yang mana bahan baker UMo dapat meningkatkan
b.
Apakah desain neutronik GAS termasuk
utilisasi
BB UMo visible untuk kondisi penggunaannya
di RSG-
fabrikasinya
Jawaban a.
Pada sector lamanya bahan baker di dalam teras yang sering disebut dengan panjang
b.
siklus
Fabrikasinya
kita belum bias, masih dalam tahap penelitian
karena sangat canggih.
Namun kit a bisa beli bahan bakar kc luar negeri dan UMo bisa kita gunakan
237
