KONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR TEKAN BERBAHAN BAKAR PLUTONIUM-URANIUM OKSIDA (MOX) DENGAN INTERVAL PENGISIAN BAHAN BAKAR PANJANG
ASIH KANIASIH
DEPARTEMEN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM INSTITUT PERTANIAN BOGOR 2007
ABSTRAK ASIH KANIASIH. Konsep Desain neutronik Reaktor Air Tekan Berbahan Bakar PlutoniumUranium Oksida (MOX) dengan Interval Pengisian Bahan Bakar Panjang. Dibimbing oleh ABD. DJAMIL dan FERHAT AZIZ. Telah dirancang reaktor air tekan yang dapat beroperasi panjang yaitu 10 tahun dengan menggunakan bahan bakar MOX. Teras reaktor berbentuk silinder dua dimensi (R-Z) dengan tipe pancake dan dengan daya keluaran sebesar 700 MWt. Bahan bakar MOX yang digunakan memiliki komposisi plutonium sebanyak 13,5 % dan U235 0,2 %. Pada akhir operasi, nilai faktor perlipatannya sebesar 1,003488 dan reaktivitas sebesar 0,003476. Sedangkan nilai burn-up reaktor pada akhir operasi sebesar 2,54068 x 104 MWD/Ton. Distribusi daya pada teras cukup merata baik pada tahun ke-0 maupun pada tahun ke-10.
KONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR TEKAN BERBAHAN BAKAR PLUTONIUM-URANIUM OKSIDA (MOX) DENGAN INTERVAL PENGISIAN BAHAN BAKAR PANJANG
Skripsi sebagai salah satu syarat untuk memperoleh gelar Sarjana Sains Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Institut Pertanian Bogor
ASIH KANIASIH G74103005
DEPARTEMEN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM INSTITUT PERTANIAN BOGOR BOGOR 2007
Judul Skripsi Nama NRP
: Konsep Desain Neutronik Reaktor Air Tekan Berbahan Bakar Plutonium-Uranium Oksida (MOX) dengan Interval Pengisian Bahan Bakar Panjang : Asih Kaniasih : G74103005
Menyetujui: Pembimbing I
Pembimbing II
Abd. Djamil Husin, M. Si NIP. 132 158 552
Dr. Ferhat Aziz, M. Sc NIP. 330 002 019
Mengetahui: Dekan Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Institut Pertanian Bogor
Prof. Dr. Ir. Yonny Koesmaryono, MS NIP. 131 473 999
Tanggal Lulus:
PRAKATA Puji syukur penulis panjatkan kehadirat Allah SWT atas segala rahmat dan karunia yang telah diberikan sehingga skripsi berjudul ” Konsep Desain Neutronik Reaktor Air Tekan Berbahan Bakar Plutonium-Uranium Oksida (MOX) dengan Interval Pengisian Bahan Bakar Panjang ” dapat terselesaikan dengan baik. Skripsi ini disusun untuk memenuhi syarat menyelesaikan program pendidikan Sarjana di Departemen Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Institut Pertanian Bogor. Tenaga nuklir telah disosialisasikan sebagai sumber tenaga yang bersih, murah dan telah dikembangkan sebagai sumber energi yang dapat menggantikan energi fosil, dengan jumlah sekitar 1800 PLTN dan berkontribusi sebanyak 20 % dari kebutuhan energi dunia pada tahun 2000. Pressurized Water Reactor (Reaktor Air Tekan, PWR) sebagai salah satu reaktor daya harus terus memperoleh perkembangan sehingga dapat beroperasi dalam berbagai tipe serta memiliki kinerja yang baik. Penulis mengucapkan terima kasih kepada: 1. Bapak Abd. Djamil Husin, M. Si dan Dr. Ferhat Aziz selaku pembimbing atas kesabaran, nasehat serta bimbingannya, 2. Bapak Dr. Husin Alatas dan Ibu Siti Nikmatin, M. Si selaku penguji atas kritik dan sarannya, 3. Kedua orang tua tercinta atas segala dukungan baik moril maupun materil, kasih sayang serta doa yang tiada henti, tanpa kalian saya tidak ada apa-apanya karena kalian adalah anugerah terindah yang Allah berikan, 4. Adik-adik tersayang (Adi dan Arip) atas doa dan semangatnya, semoga suatu hari nanti kalian memperoleh lebih dari apa yang saya dapatkan saat ini, 5. Keluarga besar yang tidak dapat saya sebutkan satu persatu atas dukungan semangat dan doanya, semoga selamanya saya tetap menjadi seorang ”Asih Kaniasih” bagi kalian, 6. Sahabat-sahabat terbaik penulis atas motivasi, harapan dan kesabarannya, 7. Semua staf pengajar serta staf administrasi Departemen Fisika Institut Pertanian Bogor atas bimbingan akademik, 8. Departemen Fisika FMIPA Institut Pertanian Bogor atas sarana dan prasarana, 9. Rekan-rekan di Ananda Putri 2, mahasiwa Fisika angkatan 38, 39, 40, 41, dan 42. Semoga hasil penulisan penelitian ini bisa bermanfaat khususnya bagi penulis dan umumnya bagi pengembangan ilmu pengetahuan.
Bogor, Mei 2007 Penulis
RIWAYAT HIDUP Penulis dilahirkan di Garut-Jawa Barat pada tanggal 13 Agustus 1986. Penulis merupakan putri sulung dari pasangan H. Maman Sulaeman dan Ibu Dede Juariah. Penulis menempuh pendidikan dari tahun 1990 di TK Karangpawitan, tahun 1991 penulis menempuh pendidikan di SD Negeri 2 Suci, tahun 1997-2000 di SLTP Negeri 5 Garut dan tahun 2000-2003 di SMU Negeri 2 Tarogong. Tahun 2003 penulis lulus seleksi masuk IPB melalui jalur Undangan Seleksi Masuk IPB (USMI). Penulis memilih Departemen Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam. Selama perkuliahan, penulis aktif sebagai staf Departemen Kewirausahaan Himpunan Mahasiswa Fisika (HIMAFI) masa kepengurusan 2004-2005, staf Divisi Keilmuan Himpunan Mahasiswa Fisika (HIMAFI) masa kepengurusan 2005-2006 dan staf Departemen Sosial Komunikasi Badan Eksekutif Mahasiswa Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam (BEM FMIPA) masa kepengurusan 2005-2006. Pada tahun 2006 penulis mengikuti Program Kreativitas Mahasiswa (PKM) tingkat IPB.
DAFTAR ISI Halaman DAFTAR TABEL ..................................................................................................................... vii DAFTAR GAMBAR ................................................................................................................ vii DAFTAR LAMPIRAN ............................................................................................................. vii PENDAHULUAN Latar Belakang ................................................................................................................... 1 Tujuan Penelitian ............................................................................................................... 1 Rumusan Permasalahan ..................................................................................................... 1 Batasan Penelitian .............................................................................................................. 1 Manfaat Penelitian ............................................................................................................. 1 TINJAUAN PUSTAKA Karakteristik Reaktor Air Tekan (PWR) ........................................................................... 2 Bahan Bakar MOX ............................................................................................................ 4 Faktor Perlipatan dan Reaktivitas ...................................................................................... 4 Penampang Lintang Nuklir ................................................................................................ 4 Persamaan Difusi ............................................................................................................... 5 Penyelesaian Persamaan Difusi Multigrup Silinder Dua Dimensi ................................... 6 Program Komputer SRAC95 ............................................................................................. 7 BAHAN DAN METODE Waktu dan Tempat ............................................................................................................. 7 Bahan dan Alat ................................................................................................................... 7 Metode Penelitian .............................................................................................................. 7 HASIL DAN PEMBAHASAN Konfigurasi dan Komposisi Teras ..................................................................................... 8 Faktor Perlipatan ................................................................................................................ 9 Reaktivitas .......................................................................................................................... 9 Distribusi Daya .................................................................................................................. 10 Burn-up Bahan Bakar ........................................................................................................ 11 SIMPULAN DAN SARAN Simpulan ............................................................................................................................ 11 Saran ................................................................................................................................... 11 DAFTAR PUSTAKA ............................................................................................................... 11 LAMPIRAN .............................................................................................................................. 13
DAFTAR TABEL Halaman 1 File data rantai burn-up SRAC95 ......................................................................................... 7 2 Karakteristik desain teras PWR ............................................................................................ 8
DAFTAR GAMBAR Halaman 1 Reaksi berantai ...................................................................................................................... 2 2 Reaktor air tekan (PWR) ....................................................................................................... 2 3 Pressurizer ............................................................................................................................. 3 4 Skema hirarki penampang lintang mikroskopik ................................................................... 5 5 Hubungan nilai keff terhadap waktu operasi reaktor ............................................................. 9 6 Hubungan nilai reaktivitas terhadap waktu operasi reaktor ................................................. 9 7 Grafik distribusi daya pada tahun ke-0 dan tahun ke-10 ...................................................... 10 8 Hubungan nilai burn-up terhadap waktu operasi reaktor ..................................................... 11
DAFTAR LAMPIRAN Halaman 1 Nilai faktor perlipatan keff ..................................................................................................... 13 2 Nilai reaktivitas ..................................................................................................................... 14 3 Nilai burn-up ......................................................................................................................... 15 4 Distribusi daya dari tahun ke-0 sampai tahun ke-10 ............................................................ 16 5 Gambar tiga model rantai burn-up dalam SRAC95 ............................................................. 27 6 Diagram alir perhitungan SRAC95 ....................................................................................... 29 7 Susunan input SRAC95 ........................................................................................................ 30
PENDAHULUAN Latar Belakang Permasalahan energi bagi kelangsungan hidup manusia merupakan masalah besar yang dihadapi oleh hampir seluruh warga di dunia. Tidak lagi ditemukannya cadangan dalam jumlah yang besar pada rentang waktu terakhir ini membuat hampir seluruh dunia menjadikan permasalahan energi menjadi problem besar yang perlu ditangani secara serius. Dalam laporan rutin dua tahunan yang dikeluarkan oleh International Atomic Energy Agency (IAEA) pada tahun 2004, diperkirakan peningkatan konsumsi energi akan terus terjadi dengan kenaikan rata-rata hingga 1,6 % setiap tahunnya. Dalam sebuah laporan yang diterbitkan oleh perusahaan minyak BP pada tahun 2005 tentang konsumsi energi di seluruh dunia disebutkan bahwa peningkatan konsumsi energi antara tahun 2003 dan 2004 mencapai 4,3 %14. Berdasarkan laporan Pandangan Kebutuhan Energi Dunia 2006, konsumsi energi dunia akan meningkat 53 % pada tahun 2030. Ada dua aspek penting yang menarik dibahas terkait kenyataan tersebut. Pertama, sekitar 70 % kebutuhan energi berasal dari negara sedang berkembang. Kedua, IAEA menganggap peningkatan penggunaan energi nuklir dapat digunakan untuk memenuhi kebutuhan energi global serta meningkatkan pasokan energi dan mengurangi emisi karbon4. Selama ini penggunaan energi nuklir hanya terkonsentrasi di negara-negara industri maju. Namun dalam perkembangan terbaru pola tersebut berubah. Terbukti 16 dari 29 reaktor nuklir yang tengah dibangun sekarang ini berada di negara-negara sedang berkembang4. Tidak lama lagi, negara-negara di kawasan Asia Pasifik akan ikut memilih mengembangkan program energi nuklir dan salah satunya adalah Indonesia. Negara Indonesia telah bertahun-tahun tertarik mengembangkan energi nuklir. Akhir-akhir ini, Indonesia mengumumkan akan membangun dua reaktor nuklir yang mampu menghasilkan energi sebesar 1.000 megawatt di Semenanjung Muria, Jawa Tengah. Namun, ketertarikan mengembangkan energi nuklir tidak hanya terbatas di kawasan Asia Pasifik, tapi juga di kawasan lain termasuk di Amerika Selatan dan Afrika. Cadangan uranium dunia yang dapat diambil dengan murah saat ini merupakan pertimbangan wajar sebagai sumber energi berdasarkan teknologi daur bahan bakar nuklir yang komersial, bahkan
penggunaan Pu dalam bahan bakar oksida campuran. Selain itu, bahan bakar nuklir bekas dapat diambil kembali terutama uranium dan plutonium yang dapat dicampur menjadi bahan bakar MOX. Saat ini, sekitar 2 % bahan bakar MOX digunakan sebagai bahan bakar dan kemungkinan akan meningkat penggunaannya menjadi 5 % pada tahun 20106. Salah satu jenis reaktor yang kemungkinan akan dikembangkan di Indonesia adalah reaktor air tekan (PWR, Pressurized Power Reactor). Reaktor air tekan merupakan reaktor daya yang terbanyak jumlahnya di dunia hingga saat ini. Reaktor daya di rancang untuk memproduksi energi listrik melalui PLTN. Dengan adanya penelitian ini diharapkan diperoleh suatu desain reaktor air tekan yang dapat membantu perkembangan pembangunan PLTN di Indonesia. Tujuan Penelitian Penelitian ini bertujuan untuk mendapatkan desain neutronik reaktor air tekan yang memiliki tingkat output berbeda dan dapat dioperasikan dengan aman dalam jangka panjang yaitu sekitar 10 tahun. Rumusan Permasalahan Rumusan masalah yang ada dalam penelitian ini adalah bagaimana mendapatkan desain teras reaktor berbahan bakar Plutonium-Uranium Oksida (MOX), sehingga diperoleh jenis reaktor air tekan yang mempunyai umur panjang. Batasan Penelitian Penelitian ini berupa simulasi komputer dengan menggunakan program SRAC95 untuk rancangan reaktor jenis reaktor air tekan. Analisis dan perhitungan dibatasi hanya pada tinjauan neutronik saja yaitu analisis mengenai perilaku neutron dalam teras selama reaktor beroperasi. Manfaat Penelitian Penelitian ini bermanfaat untuk menambah pengetahuan dan pemahaman mahasiswa terhadap analisis neutronik reaktor nuklir. Disamping itu, penelitian ini juga dapat dijadikan sebagai perbandingan dalam desain reaktor yang akan dibangun di Indonesia.
TINJAUAN PUSTAKA Karakteristik Reaktor Air Tekan (PWR) Reaktor nuklir adalah alat atau instalasi yang dijalankan dengan bahan bakar nuklir yang dapat menghasilkan reaksi inti berantai yang terkendali dan digunakan untuk pembangkitan daya atau penelitian dan produksi radioisotop. Bagian utama dari reaktor nuklir yaitu: elemen bakar, perisai, moderator dan elemen kendali. Reaksi fisi berantai terjadi apabila inti dari suatu unsur dapat belah (Uranium-235, Uranium-233) bereaksi dengan neutron termal/lambat yang akan menghasilkan unsur-unsur lain dengan cepat serta menimbulkan energi panas dan neutron-neutron baru. Sebagai bahan fisi biasanya digunakan Uranium-235 ataupun Plutonium-2394. Sebagai contoh, reaksi berantai dapat dilihat pada gambar 1. Berikut adalah salah satu contoh reaksi fisi: n + U235 → produk fisi + energi + υ n υ merupakan nilai yang menunjukkan distribusi neutron yang dihasilkan setiap satu kali terjadinya reaksi fisi. Reaktor air tekan merupakan reaktor daya yang terbanyak jumlahnya hingga saat ini, meskipun desain dasarnya tidak mengalami perubahan, namun beberapa variasi dalam detil desain banyak dilakukan oleh para produsen reaktor tersebut. Reaktor air tekan mempunyai teras yang lebih kompak daripada teras reaktor air didih. Hal ini menandakan bahwa rapat dayanya relatif lebih besar. Pada reaktor ini tidak diperlukan perangkat pemisah uap di dalam bejana reaktor, karena air pendingin teras reaktor dipertahankan tetap dalam keadaan cair, yaitu dengan jalan mempertinggi tekanan air pendingin tersebut.
Gambar 1 Reaksi berantai7.
Gambar 2 Reaktor air tekan (PWR). Komponen-komponen yang ada pada reaktor air tekan dapat dilihat pada gambar 2. Teras reaktor ditempatkan di bawah posisi nosel pendingin. Teras reaktor terdiri dari ratusan perangkat bahan bakar dan puluhan batang kendali. Pada dasarnya, struktur teras terdiri dari struktur teras bagian atas dan bawah, pemisah teras dan pelindung termal. Struktur teras bagian atas berfungsi sebagai pendukung bagian atas dari perangkat bahan bakar dan pengarah batang kendali. Struktur teras bagian bawah berfungsi untuk menyangga perangkat bahan bakar dan mendukung pemisah teras. Pemisah teras berfungsi untuk memisahkan teras dengan bilik bagian bawah yang berdekatan dengan dinding bejana. Pelindung termal berfungsi sebagai penahan radiasi dari teras reaktor, sehingga diharapkan dapat mengurangi efek kerusakan akibat radiasi dan tekanan termal pada dinding bejana reaktor. Pendingin memasuki bejana reaktor melalui nosel masukan dan mengalir ke arah bawah pada dua sisi pelindung termal di dalam bilik teras bagian bawah, yakni diantara pemisah teras dan bejana reaktor. Pompapompa pendingin ditempatkan pada bagian masukan pendingin di dalam bejana reaktor.
Masing-masing pompa ditempatkan secara vertikal, satu tingkat dan termasuk jenis pompa sentrifugal. Pompa pendingin ini menggunakan motor yang didinginkan dengan udara dan menggunakan pelumasan minyak. Pompa tersebut dilengkapi dengan roda gila untuk mengurangi efek kelebihan daya pada sirkulasi pendingin. Apabila terjadi kesalahan operasi maka reaktor dimatikan dan sirkulasi alam akan berlangsung sehingga dapat mencegah teras dari kondisi panas yang berlebihan. Bejana reaktor senantiasa harus diisi oleh air selama operasi normal. Untuk mengatur banyaknya air pendingin dan besarnya tekanan dalam untai pendingin tersebut maka pressurizer memainkan peranan yang sangat penting. Pada gambar 3 disajikan bagian bawah dari pressurizer yang terisi dengan uap jenuh dan bagian atas terisi dengan uap air. Di bagian bawah dari pressurizer ini terdiri dari pemanas-pemanas listrik dan pada bagian atasnya terdiri dari nosel-nosel penyemprot air (spray). Secara otomatis pemanas-pemanas listrik ini akan bekerja bila tekanan dalam sistem primer berlebihan sehingga akan menyebabkan timbulnya uap yang akan mengompensasi penurunan tekanan tersebut. Apabila tekanan di dalam sistem primer naik, maka sistem penyemprot air akan bekerja secara otomatis yang menyebabkan uap air akan terkondensasi secara otomatis sehingga terjadi keseimbangan tekanan di dalam sistem primer. Saat kondisi tekanan sistem primer melebihi harga yang telah ditentukan, maka katup keselamatan di bagian atas pressurizer akan terbuka sehingga uap keluar dari tangki pressurizer. Pengungkung reaktor didesain sedemikian rupa sehingga kedap terhadap radiasi dan tahan terhadap tekanan dalam sistem pendingin reaktor. Pengungkung reaktor jenis ini mempunyai volume yang lebih besar dari pada reaktor air didih karena adanya bejana reaktor dan pompa-pompa utama pendingin dan juga pembangkit uap beserta pressurizer. Pengungkung reaktor tersebut dilengkapi dengan katrol (crane) yang dapat digunakan untuk mengangkat bejana reaktor. Karena pengungkung ini sangat besar, maka tidak diperlukan peralatan khusus untuk menurunkan tekanan apabila terjadi kebocoran pipa primer. Seluruh pemipaan yang melalui pengungkung dilengkapi dengan katup-katup isolasi bagian dalam dan bagian luar. Katup-katup ini akan menutup saluran dalam pipa tersebut apabila terjadi kebocoran sehingga dapat mencegah
lepasnya materi radioaktif ke lingkungan. Dalam kondisi pipa pecah di dalam pengungkung reaktor, sistem penyemprot air yang berada di bagian atas pengungkung akan bekerja. Untuk mengendalikan reaktifitas secara cepat digunakan batang-batang kendali. Beberapa batang kendali dimasukkan sebagian ke dalam teras reaktor dan dengan memvariasikan posisinya maka daya reaktor dapat dikompensasi dengan cepat. Selama operasi normal batang-batang kendali yang lain secara penuh di tarik keluar dari teras reaktor dan hanya digunakan untuk penghentian operasi reaktor2.
Gambar 3 Pressurizer.
Bahan Bakar MOX Bahan bakar nuklir adalah bahan yang dapat menghasilkan proses transformasi inti berantai. Bahan bakar oksida campuran (MOX) adalah bahan bakar nuklir yang mengandung lebih dari satu jenis bahan fisil dalam bentuk oksida, biasanya uranium oksida dan plutonium oksida. Bahan bakar MOX merupakan bahan bakar alternatif dari bahan bakar uranium dengan pengkayaan rendah yang digunakan dalam reaktor air ringan (light water reactor) yang mendominasi jenis PLTN. Pembuatan bahan bakar MOX sudah dilakukan semenjak tahun 1992 di Prancis. Di tahun 2004 untuk pertama kalinya pembuatan bahan bakar MOX dikerjakan dalam skala yang besar dan berkelanjutan5. Plutonium sebagai salah satu komponen bahan bakar MOX bisa dihasilkan dari reaksi pembelahan fisi pada reaktor. Dari reaksi yang berlangsung dalam reaktor akan dihasilkan plutonium, unsur-unsur aktinida lain seperti neptunium, amerisium dan kurium serta unsur-unsur hasil belah (-) seperti sesium, stronsium, zirkonium dan lain-lain. Sehingga dalam bahan bakar nuklir bekas terkandung unsur-unsur tersebut ditambah uranium sisa yang tidak bereaksi10. Plutonium dalam bentuk oksida dicampur dengan uranium sisa hasil reaksi yang telah diperkaya sebelumnya menjadi bentuk bahan bakar baru, yaitu MOX (UO2+PuO2). Pada bahan bakar MOX yang mengandung 7-9 % plutonium yang dicampur dengan uranium sisa akan sama dengan bahan bakar uranium oksida dengan pengayaan U-235 sekitar 4,5 % dengan asumsi bahwa plutonium mengandung dua isotop fisil. Bahan bakar MOX ini mempunyai kelebihan, yaitu konsentrasi bahan fisil pada bahan bakar dapat dinaikkan dengan mudah melalui penambahan plutonium dan bukan melalui penambahan pengayaan uranium yang harganya relatif mahal. Perkiraan akan terjadinya kesenjangan antara produksi dan permintaan uranium di dunia memberikan peluang pada bahan bakar MOX untuk lebih banyak berperan5. Faktor Perlipatan dan Reaktivitas Reaksi fisi berantai yang menghasilkan energi nuklir dapat digambarkan secara kuantitatif dengan besaran yang disebut faktor perlipatan dan dinotasikan k. Faktor perlipatan efektif didefinisikan sebagai perbandingan antara jumlah neutron reaksi fisi yang terjadi pada suatu generasi dengan jumlah neutron
reaksi fisi pada generasi sebelumnya atau dirumuskan sebagai: jumlah neutron pada suatu generasi
k eff ≡ jumlah neutron pada generasi sebelumnya Jika faktor perlipatan efektif sama dengan satu, maka reaktor berada dalam kondisi sistem kritis dimana jumlah reaksi fisi pada setiap generasi neutron selalu konstan. Jika faktor perlipatan efektif lebih besar dari satu, reaktor dinyatakan berada dalam kondisi superkritis karena jumlah reaksi fisi semakin berkurang pada setiap generasi neutron. Sedangkan jika faktor perlipatan efektif kurang dari satu, reaktor berada dalam kondisi subkritis karena jumlah reaksi fisi semakin berkurang pada setiap generasi neutron sehingga faktor perlipatannya kurang dari satu. Fraksi perubahan sistem dari keadaan kritis sering disebut sebagai reaktivitas (ρ) dan dirumuskan sebagai:
ρ=
k −1 k
Penampang Lintang Nuklir Peluang terjadinya reaksi nuklir antara neutron dengan suatu inti atom ditunjukkan oleh suatu besaran yang disebut penampang lintang nuklir (nuclear cross section). Penampang lintang nuklir diukur dalam satuan barn (b). Penampang lintang nuklir dibagi menjadi dua macam, yaitu : 1. Penampang lintang mikroskopik (σ), secara matematis didefinisikan sebagai perbandingan laju reaksi R per inti atom NA didalam target per satuan intensitas neutron I seperti ditunjukkan dalam persamaan
σ=
(R / N A ) I
σt(total)
σs(hamburan)
σe(elastik) σi(inelastik) σa(absorpsi) σf(fisi) σn,2n σn,3n
σn,p σγ σn,α (tangkapan radiatif)
Gambar 4 Skema hirarki penampang lintang mikroskopik.
2.
Penampang lintang mikroskopik total σt merupakan peluang total dari seluruh tipe reaksi nuklir yang mungkin terjadi pada suatu inti atom tertentu. Secara skematik penampang lintang mikroskopik dijelaskan seperti Gambar 4. Penampang lintang makrosokopik (Σ), didefisikan sebagai perkalian densitas atom N dengan penampang lintang mikrokopik σ. Secara matematis penampang lintang makroskopik dituliskan seperti pada persamaan berikut ini:
medium yang homogen melainkan terdiri dari perangkat batang bahan bakar, batang kendali dan struktur teras. Persamaan difusi merupakan suatu bentuk pendekatan yang paling sederhana terhadap teori transport. Solusi dari persamaan difusi ini memberikan bentuk distribusi fluks neutron tehadap ruang dan selanjutnya dapat diperoleh bentuk distribusi daya yang bergantung pada ruang. Pada persamaan ini energi neutron diasumsikan memiliki grupgrup energi sehingga persamaan ini disebut persamaan difusi multigrup. Model persamaan yang akan dibahas adalah persamaan difusi g grup dengan model teras berbentuk silinder arah r dan z. Persamaan keseimbangan jumlah neutron: ⎡ Laju ⎤ ⎡Sumber⎤ ⎡ Netron ⎤ ⎡ Netron ⎤ ⎡ Perubahan⎤ ⎢ ⎢ perubahan⎥ ⎥ ⎢ ⎥ ⎢ ⎥ ⎡ Perubahan⎤ ⎢ ⎥ ⎢netron ⎥ ⎢hilang ⎥ ⎢masuk ⎥ ⎢ ⎥ karena ⎢ ⎥ ⎢ ⎥ ⎢ ⎢ jumlah ⎥ = − karena ⎥ ⎢ ⎥ ⎢ ⎥ ⎢ ⎥ − ⎢absorpsi ⎥ + ⎢dari ⎥ − ⎢karena ⎥ + ⎢karena ⎥ ⎢ ⎥ ⎥ ⎢ fisi ⎣⎢leakage ⎦⎥ ⎢( g ) ⎢netron ⎥ ⎥ ⎢hamburan⎥ ⎢hamburan⎥ ⎣ ⎦ ⎣⎢( g ) ⎦⎥ ⎣⎢( g ) ⎦⎥ ⎣⎢( g ) ⎦⎥ ⎣⎢( g ) ⎦⎥
indeks g merupakan indeks grup 1,2,…g dengan dimulai dari grup neutron yang mempunyai energi tinggi sampai ke grup neutron dengan energi terendah. Tanda (-) menunjukkan jumlah neutron berkurang dan tanda (+) menunjukkan jumlah neutron yang bertambah2. Konsep keseimbangan diatas secara matematis dapat ditulis sebagai berikut: 1 ∂φ g = ∇.D g ∇φ g − ∑ ν g ∂t
ag
+ S g −∑
sg
φ g +∑
Σ = Nσ
dengan suku sumber neutron adalah
Penampang lintang makroskopik menggambarkan total penampang lintang nuklir untuk nuklida yang berada dalam suatu ruang5.
S g=
Persamaaan Difusi Fisika reaktor pada prinsipnya berhubungan dengan penentuan sifat-sifat populasi neutron, yaitu bagaimana fluks neutron bergantung pada ruang, waktu dan energi. Perhitungan fisika reaktor secara teliti harus memperhitungkan ketiga variabel tersebut secara satu kesatuan dan tidak terpisah satu sama lain. Perhitungan yang teliti dilakukan dengan memecahkan persamaan transport Boltzman. Namun perhitungan ini cukup rumit karena banyak besaran-besaran fisis yang sering kali bergantung pada energi secara rumit seperti adanya resonansi pada tampang lintang fisi untuk daerah tertentu. Selain itu teras reaktor bukanlah suatu
xg keff
g'
Σ sgg ' φ g '
∑ vg 'Σ fg 'φ g ' g'
Perubahan neutron yang hilang karena absorpsi maupun hamburan dapat digabung jadi suku removal yaitu:
∑ Rg φ g = ∑ ag φ g + ∑ sg φ g Dalam keadaan steady state :
1 ∂φ g =0 ν g ∂t Sehingga didapat persamaan difusi multigrup menjadi:
∇.Dg ∇φ g + ∑
Rg
φg =
χg ∑ vg 'Σ fg 'φ g ' + ∑ Σ sgg 'φ g g' keff g '
− ∫ Dg∇φg .da + ∑Rg φig, jV i, j = i, j
χg
∑υ ∑
k
gi
gi
fg i
φig, ijV i, j + ∑∑sg i g φsgi gV i, j gi
Suku bocoran menjadi : dengan : D
Σi
= =
νΣf
=
φ
=
keff
⎧⎛ φig+1, j − φig, j i ,i +1, j φig, j − φig−1, j i −1,i , j ⎞ ⎫ ⎟ +⎪ A A − Dg ⎪⎜⎜ Dg ⎟ Δr Δr ⎪⎝ ⎠ ⎪ − ∫ Dg ∇φ g .da = ⎨ ⎬ i , j +1 i, j i, j i , j −1 ⎞ ⎪ ⎛ φ − φ φ − φ i, j ⎪⎜ g g g g Ai , j , j +1 − Dg Ai , j +1, j ⎟ ⎪ ⎪⎜ Dg ⎟ Δz Δz ⎠ ⎭ ⎩⎝
Keseluruhan model numerik persamaan difusi multigrup dapat dituliskan sebagai berikut:
∇.D g ∇φ g
= =
tetapan difusi tampang lintang makroskopis dari jenis reaksi i probabilitas terjadinya reaksi fisi tiap sekon fluks neutron yang bergantung ruang dan energi faktor multiplikasi suku leakage (bocoran)
Sg
=
sumber neutron
χg
∑ ∑
ag
φg
=
suku absorpsi
sg
φg
=
neutron
∑Σ
masuk
karena
φg ' =
neutron
hilang
karena
∑υ ∑ gi
gi
χg k eff
Persamaan difusi volume silinder:
∫ − ∇.D ∇φ d r + ∫ ∑ 3
g
i, j
g
φ d 3r =
Rg g
i, j
∑ υ g i ∑ fg i φ g i + ∑∑ sg i g φ g gi
gi
diintegralkan χg k
∫ ∑υ ∑
i i, j g
gi
fgi
terhadap
φgi d 3r + ∫ ∑∑sgi g φgi d 3r i i, j g
Suku bocoran dapat diubah dengan teorema Gauss menjadi integral permukaan. Bentuk persamaan difusi dengan metode numerik beda hingga (finite-difference) untuk suatu elemen ruang berindeks i (arah radial) dan j (arah aksial) adalah
⎞ i −1, j ⎛ D g A i , j −1, j ⎟φ g + ⎜ ⎟ ⎜ Δz ⎠ ⎝
⎞ i , j −1 ⎟φ g + ⎟ ⎠
φ gi , jV i , j + ∑ ∑ sgg φ gi , jV i , j i
i
gi
∂φ ∂r
scattering
− ∇.Dg ∇φ g + ∑ Rg φ g =
fg i
Apabila dikenakan terekstrapolasi:
g'
Penyelesaian Persamaan Difusi Multigrup Silinder Dua Dimensi. Persamaan difusi untuk dua grup bisa diselesaikan secara analitik, namun untuk persamaan difusi yang lebih dari dua grup solusi analitik akan cukup rumit. Pada penelitian ini digunakan g grup neutron sehingga dibutuhkan solusi numerik untuk persamaan difusi. Solusi persamaan difusi secara numerik dapat dipecahkan dengan metode numerik beda hingga SOR (Successive Over Relation). Solusi persamaan ini dilakukan untuk silinder berdimensi dua arah radial dan aksial8. Persamaan difusi multigrup:
⎞ i +1, j ⎛ D g A i −1,i , j ⎟φ g + ⎜ ⎟ ⎜ Δr ⎠ ⎝
⎧⎪ D g A i , j , j +1 D g A i ,i +1, j D g A i −1,i , j D g A i , j −1, j ⎫⎪ + + + + ∑ Rg V i , j ⎬φ gi , j = ⎨ Δz Δr Δr Δz ⎪⎩ ⎪⎭ k
scattering sg ' g
⎛ D g A i , j , j +1 ⎞ i , j +1 ⎛ D g A i ,i +1, j ⎟φ g + ⎜ ⎜ ⎟ ⎜ ⎜ Δr Δz ⎠ ⎝ ⎝
syarat
jarak
= 0,
R= 0
∂φ ∂z
batas
= 0, R= 0
φ (R + 0.7λtr ) = 0 φ (Z + 0.7λtr ) = 0 Hal ini diberlakukan pada seluruh ruang maka akan terbentuk matriks pentadiagonal M, sehingga persamaan dapat diungkapkan dalam bentuk sederhana
M φ= S fluks neutron dapat diketahui dengan menginversikan matriks. Dari persamaan ini harga keff dapat dicari dengan langkah-langkah sebagai berikut5: 1. 2.
Tebak harga φ dan k(0), Hitung suku sumber neutron (0)
S ( 0) =
3.
χg k (0)
∑υ ∑
Hitung matriks
g
i
gi
φ( 0 )
fg i
φig, j ( 0 ) + ∑∑ sgg i φig, j ( 0 ) gi
dengan menyelesaikan pentadiagonal dengan
menggunakan metode SOR konvergen, syarat konvergen
sampai
φi( m +1) − φi) m ) <∈ φi( m +1) 4.
Hitung
k (1) = k ( 0 )
∑∑ υ ∑
fg i
φig, j (1)V i , j
∑∑ υ ∑
fg i
φig, ij ( 0 )V i , j
i, j g i
i, j g
5.
i
gi
gi
Ulangi langkah 2 sampai tercapai syarat konvergen,
BAHAN DAN METODE
k ( n +1) − k ( n ) <∈ k ( n +1) Program Komputer SRAC95 SRAC95 merupakan program komputer yang dirancang untuk perhitungan dan analisis neutronik pada berbagai macam teras reaktor. Program komputer SRAC95 menggabungkan beberapa modul program untuk keperluan perhitungan neutronik. Modul program tersebut diantaranya: 1. Modul CELL untuk perhitungan sel yang berdasarkan metode probabilitas terjadinya tumbukan (Collision Probability Methode, CPM) 2. Modul ANISN untuk perhitungan transport neutron SN satu dimensi 3. Modul TWOTRAN untuk perhitungan transport neutron SN dua dimensi 4. Modul TUD untuk perhitungan difusi satu dimensi 5. Modul CITATION untuk perhitungan difusi multi dimensi 6. Modul COREBN untuk perhitungan burn-up teras 7. Modul ASMBURN untuk perhitungan burn-up asembli. Tabel 1 File Data Rantai Burn-up SRAC95 Nama File
Nuklida Berat
Produk Fisi (FP) CHAIN_0.DAT 24(Th232- 15 Cm245) (+Gd) CHAIN_1.DAT 17(UU234- 15 Cm245) (+Gd) CHAIN_2.DAT 8(Th23215 U236) (+Gd)
SRAC95 menggunakan pustaka data nuklir (library) dari versi-versi yang tersedia saat ini, diantaranya: 1. ENDF (Evaluation Nuclear Data File) yang dikeluarkan oleh IAEA (International Atomic Energy Agency) dengan versi ENDF/IV, ENDF/V, dan ENDF/B-VI 2. JENDL (Japan Evaluation Nuclear Data Library) yang dikeluarkan JAERI (Japan Atomic Energy Research Institute) dengan versi JENDL-2, JENDL-3.1, dan JENDL-3.2 3. Data rantai Burn-up, dengan file data seperti ditunjukkan pada Tabel 1.
Pseudo FP 6 4 4
Waktu dan Tempat Penelitian ini dilaksanakan sejak bulan September 2006 dan selesai pada bulan April 2007, bertempat di Badan Tenaga Atom Nasional (BATAN)-Jakarta. Waktu yang diperlukan untuk melakukan penelitian ini meliputi kegiatan penelitian pendahuluan, analisis output dan penyusunan laporan. Bahan dan Alat Peralatan yang digunakan dalam penelitian ini adalah sebuah komputer berprosessor intel celeron. Software yang digunakan untuk proses perhitungan secara komputasi adalah program SRAC95, yaitu program yang dirancang untuk melakukan perhitungan dan analisis neutronik untuk berbagai tipe reaktor nuklir baik reaktor termal maupun reaktor cepat. Untuk mendukung penelitian ini, referensi yang digunakan selain buku literatur juga informasi yang diperoleh dari internet baik berupa jurnal maupun artikel. Metode Penelitian Tata laksana penelitian yang dilaksanakan yaitu: 1. Mempelajari program SRAC95 untuk mengetahui teknik penggunaannya dengan mencoba beberapa contoh kasus reaktor nuklir. 2. Mengumpulkan data-data reaktor nuklir jenis PWR dan menganalisisnya. 3. Membuat komposisi plutonium dan uranium pada bahan bakar MOX termasuk juga menentukan pengayaan bahan bakar.
4.
Membuat model-model perangkat bahan bakar termasuk konfigurasi terasnya. 5. Pelaksanaan perhitungan dengan menggunakan program komputer SRAC95, diantaranya: Î memasukkan data input geometri dan komposisi material ke dalam perhitungan sel yang menggunakan modul CELL dengan Collision Probability Method-PIJ (CPM-PIJ) Î perhitungan teras dengan menggunakan modul CITATION untuk memperoleh nilai faktor perlipatan efektif, distribusi fluks dan daya sebagai fungsi source strength Î perhitungan burn-up dengan menggunakan opsi burn-up pada modul CELL 6. Menganalisis keluaran (output) pada program SRAC95 kemudian memberikan koreksi pada input program SRAC95 sehingga dihasilkan desain teras yang sesuai dengan kriteria yang diharapkan. Jika terdapat koreksi maka pelaksanaan penelitian kembali ke perhitungan pada program SRAC95. Keluaran (output) yang diperoleh dari hasil perhitungan proram SRAC95 akan dianalisis untuk beberapa ciri-ciri fisika teras seperti reaktivitas teras, distribusi fluks dan rapat daya.
HASIL DAN PEMBAHASAN Konfigurasi dan Komposisi Teras Proses perancangan reaktor yang dilakukan dengan menggunakan program SRAC95 dapat memberikan gambaran mengenai keadaan reaktor sehingga suatu reaktor dapat diketahui sejauh mana tingkat kelayakannya. Desain teras reaktor PWR dalam penelitian ini dibuat sedemikian sehingga reaktor tersebut memiliki umur yang panjang yaitu 10 tahun. Bahan bakar yang digunakan yaitu MOX, dengan komposisi U-235 0,2 % dan plutonium 13,5 %. Uranium 0,2 % berasal dari depleted uranium yaitu uranium sisa yang tidak bereaksi ketika reaksi berantai berlangsung dalam reaktor dan dapat diolah kembali sebagai bahan bakar melalui pengayaan. Bahan bakar MOX tidak akan mengganggu karakteristik operasi dari suatu reaktor sepanjang komponen dari reaktor itu sendiri disesuaikan penggunaannya dengan bahan bakar tersebut. Penghematan uranium-235
melalui bahan bakar MOX ini diharapkan dapat mencapai 40 %. Komposisi teras terdiri dari 17 x 17 fuel assembly. Teras reaktor berbentuk silinder dua dimensi dengan tipe pancake, dimana diameter teras lebih lebar daripada tingginya sehingga bentuknya tampak melebar ke samping. Model bahan bakar tersusun dari kisi yang rapat seperti terlihat pada gambar 5. Hal tersebut dimaksudkan agar energi neutron yang dihasilkan cukup tinggi sehingga memicu lebih banyak reaksi berantai karena sistem menjadi agak under modearted yaitu suatu keadaan dimana tingkat moderasinya cukup rendah. Bahan bakar terdiri dari dua zona tetapi tingkat pengayaannya sama yaitu 0,2 %. Teras reaktor yang dihasilkan dari penelitian ini memiliki karakteristik sebagai berikut: Tabel 2 Karakteristik desain teras PWR Parameter
Spesifikasi
Daya Termal (MWt)
700
Bentuk/ Tipe Teras
Silinder (R-Z)/ Pancake 10,95
Reaktivitas awal (%) Tingkat Pengayaan U235 (%)
0,2
Jenis Bahan Bakar
PlutoniumUranium Oksida (MOX) Bahan bakar yang tersusun dari kisi yang rapat
Gambar 5
Tampang lintang elemen bahan bakar dan teras PWR.
keff
1,14 1,12 1,1 1,08 1,06 1,04 1,02 1 0,98 0
5
10
15
waktu (tahun)
Gambar 6 Hubungan nilai keff terhadap waktu operasi reaktor. Reaktivitas Reaktivitas merupakan parameter selain faktor perlipatan yang dapat menunjukkan kekritisan suatu reaktor. Pada penelitian ini nilai reaktivitas diatur sedemikian sehingga reaktor dapat beroperasi selama 10 tahun tanpa refueling bahan bakar. Nilai reaktivitas berpengaruh terhadap keselamatan reaktor. Bila jumlah neutron yang dihasilkan pada suatu periode lebih banyak dari periode sebelumnya maka reaktor memiliki reaktivitas positif sehingga dapat memicu lebih banyak reaksi fisi dan meningkatkan daya (panas) reaktor. Hal yang sebaliknya juga berlaku pada reaktivitas negatif. Besarnya reaktivitas berkaitan dengan nilai faktor perlipatannya. Reaktor berada pada kondisi kritis jika ρ = 0, subkritis jika ρ < 0 dan superkritis jika ρ > 0. Kondisi reaktivitas reaktor setiap tahun dapat dilihat pada gambar 7. Diawal operasi, yaitu tahun ke-0 nilai reaktivitas reaktor adalah 0,109524402 sedangkan diakhir operasi (tahun ke-10) nilai reaktivitas reaktornya 0,003475876144. Nilai tersebut lebih rendah dari nilai standar reaktivitas reaktor air ringan yaitu sekitar 0,25 sehingga dapat memudahkan pengoperasian reaktor karena dengan nilai reaktivitas tersebut reaktor diperkirakan tidak akan mengalami kondisi superkritis yang berlebihan. 0,12 0,1 reaktifitas
Faktor Perlipatan Faktor perlipatan atau faktor multiplikasi merupakan parameter yang dapat menunjukkan kondisi neutron didalam suatu reaktor dan didefinisikan sebagai perbandingan antara jumlah neutron yang diproduksi dengan jumlah neutron yang hilang dalam reaktor. Dengan adanya faktor multiplikasi ini dapat diketahui kondisi kritis, subktitis dan superkritis dari suatu reaktor. Di dalam perhitungan, terlebih dahulu dilihat seberapa besar faktor perlipatan tak hingganya dengan asumsi bahwa teras memiliki ukuran teras tak hingga baik dari arah aksial maupun arah radialnya. Faktor perlipatan tak hingga memberikan gambaran sejauh mana suatu reakor dapat mencapai kondisi kritis. Nilai faktor perlipatan tak hingga harus lebih besar dari satu sehingga memungkinkan diperolehnya keadaan kritis dari reaktor. Pada program SRAC95, perhitungan fakor perlipatan tak hingga diperoleh melalui perhitungan sel pada modul CELL. Besarnya nilai faktor perlipatan tak hingga yang diperoleh yaitu 1,18453. Nilai tersebut sudah cukup memenuhi syarat besarnya faktor perlipatan tak hingga dan dapat diperoleh kondisi kritis. Namun nilai faktor perlipatan tak hingga ini tidak dapat dijadikan nilai faktor perlipatan yang sebenarnya didalam reaktor karena hanya mewakili bagian sel saja dan bukan untuk keseluruhan teras reaktor. Besarnya faktor perlipatan yang diperoleh dari perhitungan keseluruhan teras ditunjukkan pada gambar 6. Pada gambar 6 dapat dilihat bahwa besarnya faktor perlipatan menurun seiring dengan bertambahnya waktu. Jadi jumlah neutron yang menyebabkan terjadinya reaksi fisi semakin berkurang. Hal tersebut terjadi karena jumlah bahan bakar yang berkurang setiap waktu dengan adanya pembakaran (burn-up). Jumlah bahan bakar yang semakin menipis akan menyebabkan turunnya nilai faktor perlipatan. Besarnya faktor perlipatan diawal operasi adalah 1,1229954 sedangkan ditahun ke-10 diperoleh kondisi kritis dengan faktor perlipatan sebesar 1,003491. Hal tersebut menunjukkan bahwa reaktor dapat beroperasi dalam jangka waktu 10 tahun. Dengan jangka waktu tersebut, dapat dikatakan bahwa reaktor memiliki umur panjang. Nilai faktor perlipatan tiap tahunnya dapat dilihat pada lampiran 1.
0,08 0,06 0,04 0,02 0 0
2
4
6
8
10
12
waktu (tahun)
Gambar 7 Hubungan nilai reaktifitas terhadap waktu operasi reaktor.
rapat dayanya. Semakin besar fluks neutron maka akan semakin besar pula peluang rapat daya yang dihasilkan. Jadi distribusi fluks neutron berkaitan erat dengan distribusi daya karena adanya distribusi fluks yang tidak merata dapat mengakibatkan nilai pemuncakan daya (power-peaking) yang tidak diinginkan. Hasil perhitungan distribusi daya pada arah aksial dan radial teras aktif reaktor dapat dilihat pada gambar 7. Dapat dilihat bahwa distribusi daya pada teras cukup merata baik pada tahun ke-0 maupun pada tahun ke-10. Pada arah radial dan aksial tampak bahwa bagian luar teras lebih tinggi daripada bagian tengahnya lalu mengalami penurunan. Distribusi daya sedikit naik lagi pada bagian tepi, hal tersebut dikarenakan naiknya fluks neutron termal pada bagian tepi dan moderasi.
Distribusi Daya Distribusi daya merupakan salah satu parameter yang harus diperhatikan dalam kerja teras suatu reaktor. Distribusi daya dipengaruhi oleh fluks neutron dalam suatu region karena berkaitan dengan energi yang dihasilkan dari reaksi fisi antara neutron dengan inti atom pada bahan bakar. Fluks neutron didefinisikan sebagai cacah neutron pada daerah tertentu persatuan luas persatuan waktu yang bergantung pada probabilitas terjadinya reaksi fisi, νΣf1. Besarnya fluks neutron dipengaruhi oleh tingkat pengayaan bahan bakar, geometri teras dan rancangan elemen bahan bakar. Sedangkan distribusi fluks neutron di teras reaktor dipengaruhi oleh densitas atom tiap bahan yang berhubungan erat dengan penampang lintang fisi makroskopik, Σf, dimana Σf = Nσf. Besarnya nilai fluks neutron berbanding lurus dengan
Distribusi daya pada tahun ke-0 90 80 70 60
Rapat daya 50 (watt/cc)
40 30 20 10
81
0 9
45 Aksial (cm) 29
54
79
Radial (cm)
105
3 130
Distribusi daya pada tahun ke-10 90 80 70 60
Rapat daya 50 (watt/cc) 40 30 20 10
81
0 9
45 29
54
Radial (cm)
79
105
3 130
Gambar 7 Grafik distribusi daya pada tahun ke-0 dan tahun ke-10
Aksial (cm)
Tingkat burn-up (MWD/ Ton)
30000 25000 20000 15000 10000 5000 0 0
5
10
15
Waktu (tahun)
Saran Rancangan reaktor air tekan ini dapat diteliti lebih lanjut dengan memvariasikan pengayaan U235 ataupun kadar plutonium pada zona bahan bakar. Untuk lebih jauhnya lagi, dapat pula ditambahkan tinjauan analisis yang lainnya dalam perancangan yang dapat menambah tingkat performansi reaktor air tekan.
Gambar 8 Hubungan nilai burn-up terhadap waktu operasi reaktor. Burn-up Bahan Bakar Burn-up merupakan parameter dalam reaktor yang menunjukkan kemampuan suatu reaktor dalam mengoptimalkan pembakaran bahan bakar. Burn-up didefinisikan sebagai fraksi atom-atom berat yang berfisi selama reaktor beroperasi. Hal tersebut berkaitan dengan kondisi komposisi bahan bakar yang menurun seiring dengan berjalannya waktu operasi reaktor. Dari gambar 8 dapat dilihat bahwa tingkat burn-up linier terhadap waktu reaktor yang berarti bahwa banyak bahan bakar yang habis terbakar tiap tahunnya memiliki jumlah yang hampir sama. Nilai burn-up tiap tahunnya dapat dilihat pada lampiran 3. Pada akhir operasi (tahun ke-10) tingkat burn-up mencapai 2,54068 x 104 MWD/ Ton. Jadi besarnya energi yang dihasilkan oleh reaktor selama beroperasi 10 tahun adalah 2,54068 x 104 MWD untuk satu Ton bahan bakar.
DAFTAR PUSTAKA 1.
2. 3. 4.
5.
SIMPULAN DAN SARAN Simpulan Reaktor air tekan dengan menggunakan bahan bakar MOX (plutonium-uranium oksida) telah dirancang untuk dapat beroperasi selama 10 tahun. Bahan bakar yang digunakan dibagi dalam dua zona dengan tingkat pengayaan U235 yang sama yaitu 0,2 % dan plutonium 13,5 %. Besarnya nilai faktor perlipatan pada tahun ke-0 dimana bahan bakar masih berada dalam kondisi fresh fuel yaitu 1,122995 dan menurun sampai tahun ke10 sebesar 1,003488. Distribusi daya yang dihasilkan tersebar merata sehingga pemuncakan daya yang biasanya terjadi ditengah teras dapat dikurangi. Hasil simulasi rancangan reaktor ini menunjukkan bahwa dengan spesifikasi yang telah dirancang, dapat dihasilkan satu bentuk reaktor air tekan yang bisa dipertimbangkan tingkat kelayakannya.
6. 7.
8.
9.
10.
11.
Aziz, F. , Suharno, dan Kaki Su’ud. Konsep Desain Neutronik Reaktor Air Didih Tanpa Pengisian Bahan Bakar di Lokasi. Diajukan pada Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir XVI Jakarta; 2005. Bakrie, A dkk. Energi nuklir dan kelayakan PLTN. Jakarta: BATAN; 1999. Duderstadt, JD & Hamilton, LJ. Nuclear Reactor Analysis. New York: John Willey and Sons; 1976. Elbaradei, M. Nulir dalam Perkembangan Dunia. Disampaikan dalam seminar Nuclear Power dan Challenging Word di Gedung BPPT, Jakarta; 2006. http://www.batan.go.id/tmp_news.php? id_berita=107&db_tbl=Berita Hakim, W. Studi Desain Reaktor Cepat Berbahan Bakar Nitrida dengan Kemampuan Transmutasi Aktinida Minor [skripsi]. Bogor: Institut Pertanian Bogor; 2004. [Anonim]. MOX Fuel http://en.wikipedia.org/wiki/MOX_fuel Hasan. Reaktor Nuklir dan Keselamatannya. http://www.infonuklir.com/Tips/atomos _reakt.htm. [Agustus 2006]. Jumali. Studi Desain Reaktor Cepat Berpendingin Pb-Bi dengan Kemampuan Transmutasi Aktinida Minor [skripsi]. Bogor: Institut Pertanian Bogor; 2004. Lamarsh, JR. Introduction to Nuclear Reactor Theory. Massacushetts: Addison-Wesley Public Company; 1966. M. Nur, Rifaid. Resin Penukar Ion sebagai Sebuah Teknologi Alternatif Untuk Daur Ulang Bahan Bakar Nuklir Bekas. Dimensi Vol.3 N0. 1 Juni 2000. Permana, Sidik. Studi Desain Reaktor Cepat Modular Berpendingin Sodium
12.
13.
14.
Cair dan Berbahan Bakar Nitrida [skripsi]. Bandung: Institut Teknologi Bandung; 2001. Permana, Sidik. Energi Nuklir dan Kebutuhan Energi Masa Depan. Japan: Research Laboratory for Nuclear Reactors, Tokyo Institute of Technology; 2005. Wijoyo, HAS. Studi Desain Neutronik Reaktor Air Didih Berumur Panjang Berbahan Bakar UO2 [skripsi]. Bogor: Institut Pertanian Bogor; 2003. Yuliarto, Brian. Meneropong Konsumsi Energi Dunia; 2005. http://www.beritaiptek.com/zberitaberitaiptek. [21 Desember 2005]
LAMPIRAN
Lampiran 1 Nilai faktor perlipatan keff Tahun 0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10
Nilai keff 1,122995 1,103835 1,088427 1,074691 1,062263 1,050744 1,040083 1,030107 1,020766 1,011900 1,003488
Lampiran 2 Nilai reaktivitas Tahun 0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10
Nilai reaktivitas 0,109524 0,094067 0,081243 0,069500 0,058614 0,048293 0,038538 0,029227 0,020344 0,011760 0,003476
Lampiran 3 Nilai burn-up Tahun 0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10
Nilai burn-up (MWD/Ton) 0 2,54068E+03 5,08135E+03 7,62203E+03 1,01627E+04 1,27034E+04 1,52441E+04 1,77847E+04 2,03254E+04 2,28661E+04 2,54068E+04
Lampiran 4 Distribusi daya dari tahun ke-0 sampai tahun ke-10 Distribusi daya pada tahun ke-0
x
x
y
8,66
15,00
19,37
22,91
25,98
28,72
33,54
39,69
45,00
49,75
54,08
3,00
88,65
87,28
85,96
84,66
83,37
82,08
79,63
75,89
72,24
68,68
65,20
9,00
86,88
85,54
84,25
82,97
81,70
80,45
78,05
74,38
70,80
67,31
63,90
15,00
83,38
82,09
80,85
79,62
78,41
77,20
74,90
71,38
67,95
64,60
61,32
21,00
78,21
77,00
75,84
74,69
73,55
72,42
70,26
66,96
63,74
60,60
57,53
27,00
71,48
70,37
69,31
68,26
67,22
66,18
64,21
61,20
58,26
55,38
52,58
33,00
63,31
62,33
61,39
60,46
59,54
58,62
56,88
54,21
51,60
49,06
46,58
39,00
53,85
53,02
52,22
51,43
50,64
49,86
48,38
46,11
43,90
41,73
39,62
45,00
43,24
42,57
41,93
41,29
40,66
40,04
38,84
37,02
35,25
33,51
31,82
51,00
32,00
31,50
31,03
30,56
30,09
29,63
28,75
27,40
26,09
24,80
23,55
56,00
41,06
40,43
39,82
39,21
38,61
38,02
36,89
35,16
33,47
31,83
30,22
y
58,10
63,05
68,74
73,99
78,90
83,52
87,89
93,11
99,04
104,63
109,94
3,00
61,80
57,41
52,09
46,98
42,07
37,36
32,85
27,42
21,22
15,51
15,96
9,00
60,56
56,27
51,05
46,04
41,24
36,62
32,19
26,88
20,81
15,20
15,65
15,00
58,13
54,00
49,00
44,19
39,58
35,15
30,91
25,80
19,98
14,60
15,04
21,00
54,53
50,66
45,97
41,46
37,14
32,99
29,01
24,22
18,76
13,72
14,14
27,00
49,84
46,31
42,02
37,91
33,96
30,17
26,53
22,16
17,17
12,56
12,97
33,00
44,15
41,03
37,24
33,59
30,10
26,75
23,53
19,66
15,25
11,17
11,57
39,00
37,56
34,91
31,68
28,59
25,62
22,78
20,05
16,77
13,02
9,56
9,96
45,00
30,17
28,04
25,45
22,97
20,60
18,32
16,13
13,51
10,52
7,76
8,20
51,00
22,33
20,76
18,85
17,02
15,26
13,59
11,98
10,05
7,87
5,86
6,43
56,00
28,66
26,64
24,20
21,87
19,64
17,51
15,48
13,06
10,37
8,01
8,08
Distribusi daya pada tahun ke-1
x
x
y
8,66
15,00
19,37
22,91
25,98
28,72
33,54
39,69
45,00
49,75
54,08
3,00
89,01
87,63
86,30
84,98
83,68
82,39
79,92
76,15
72,47
68,88
65,38
9,00
87,23
85,88
84,57
83,28
82,00
80,74
78,32
74,62
71,02
67,50
64,07
15,00
83,70
82,40
81,15
79,91
78,68
77,47
75,15
71,60
68,15
64,77
61,48
21,00
78,49
77,27
76,10
74,94
73,79
72,65
70,47
67,15
63,91
60,75
57,66
27,00
71,70
70,59
69,52
68,46
67,41
66,37
64,38
61,35
58,39
55,50
52,68
33,00
63,48
62,49
61,54
60,61
59,68
58,76
57,00
54,31
51,70
49,14
46,64
39,00
53,95
53,11
52,31
51,51
50,72
49,94
48,45
46,17
43,94
41,77
39,65
45,00
43,27
42,60
41,95
41,31
40,68
40,05
38,85
37,03
35,24
33,50
31,81
51,00
31,95
31,45
30,98
30,51
30,04
29,58
28,69
27,34
26,03
24,75
23,49
56,00
40,57
39,95
39,34
38,74
38,15
37,57
36,45
34,73
33,07
31,44
29,85
y
58,10
63,05
68,74
73,99
78,90
83,52
87,89
93,11
99,04
104,63
109,94
3,00
61,95
57,54
52,19
47,06
42,13
37,40
32,86
27,42
21,20
15,46
15,78
9,00
60,71
56,39
51,15
46,12
41,29
36,66
32,21
26,87
20,78
15,16
15,48
15,00
58,26
54,12
49,09
44,26
39,63
35,18
30,92
25,80
19,95
14,56
14,87
21,00
54,64
50,76
46,04
41,52
37,17
33,01
29,01
24,21
18,73
13,67
13,97
27,00
49,93
46,38
42,08
37,94
33,98
30,18
26,53
22,14
17,14
12,52
12,82
33,00
44,21
41,07
37,26
33,61
30,10
26,74
23,51
19,64
15,21
11,12
11,42
39,00
37,58
34,92
31,68
28,58
25,61
22,75
20,02
16,73
12,98
9,51
9,83
45,00
30,15
28,01
25,42
22,94
20,56
18,28
16,09
13,47
10,48
7,71
8,08
51,00
22,27
20,70
18,79
16,96
15,21
13,53
11,93
10,00
7,82
5,81
6,32
56,00
28,31
26,31
23,90
21,59
19,38
17,27
15,26
12,87
10,21
7,87
7,90
90 80 70 60 Rapat daya 50 (watt/cc) 40 30 20 10 0 9
81 45 29
54
Radial (cm)
79
105
3 130
Aksial (cm)
Distribusi daya pada tahun ke-2
x
x
y
8,66
15,00
19,37
22,91
25,98
28,72
33,54
39,69
45,00
49,75
54,08
3,00
89,03
87,66
86,33
85,02
83,72
82,43
79,97
76,21
72,54
68,95
65,45
9,00
87,24
85,90
84,60
83,31
82,04
80,78
78,36
74,68
71,08
67,57
64,13
15,00
83,71
82,42
81,17
79,93
78,71
77,50
75,19
71,65
68,20
64,83
61,54
21,00
78,49
77,28
76,11
74,95
73,81
72,67
70,50
67,19
63,95
60,79
57,71
27,00
71,70
70,59
69,52
68,47
67,42
66,38
64,40
61,38
58,42
55,54
52,72
33,00
63,46
62,48
61,53
60,60
59,67
58,76
57,00
54,33
51,71
49,16
46,67
39,00
53,92
53,09
52,28
51,49
50,70
49,93
48,44
46,16
43,94
41,77
39,66
45,00
43,22
42,55
41,91
41,28
40,65
40,02
38,83
37,01
35,23
33,49
31,80
51,00
31,89
31,40
30,92
30,45
29,99
29,53
28,65
27,30
25,99
24,71
23,46
56,00
40,34
39,72
39,12
38,52
37,94
37,35
36,24
34,55
32,89
31,28
29,70
y
58,10
63,05
68,74
73,99
78,90
83,52
87,89
93,11
99,04
104,63
109,94
3,00
62,03
57,61
52,26
47,11
42,18
37,44
32,89
27,43
21,21
15,46
15,71
9,00
60,78
56,46
51,21
46,17
41,34
36,69
32,24
26,89
20,79
15,15
15,41
15,00
58,32
54,18
49,14
44,31
39,67
35,22
30,94
25,81
19,96
14,55
14,80
21,00
54,69
50,81
46,09
41,56
37,21
33,04
29,03
24,22
18,73
13,66
13,91
27,00
49,97
46,42
42,11
37,97
34,01
30,20
26,54
22,15
17,14
12,51
12,76
33,00
44,23
41,09
37,28
33,63
30,12
26,75
23,52
19,64
15,21
11,11
11,37
39,00
37,59
34,93
31,69
28,59
25,61
22,76
20,02
16,73
12,97
9,50
9,78
45,00
30,14
28,01
25,42
22,94
20,56
18,27
16,09
13,46
10,47
7,70
8,04
51,00
22,25
20,67
18,77
16,94
15,19
13,52
11,91
9,99
7,81
5,80
6,29
56,00
28,16
26,18
23,78
21,48
19,29
17,19
15,19
12,81
10,16
7,83
7,86
90 80 70 60 Rapat daya 50 (watt/cc) 40 30 20 10 0 9
81 45 29
54
Radial (cm)
79
105
3 130
Aksial (cm)
Distribusi daya pada tahun ke-3
x
x
y
8,66
15,00
19,37
22,91
25,98
28,72
33,54
39,69
45,00
49,75
54,08
3,00
89,09
87,71
86,38
85,07
83,77
82,48
80,01
76,25
72,57
68,98
65,48
9,00
87,30
85,95
84,65
83,36
82,09
80,82
78,41
74,72
71,12
67,60
64,16
15,00
83,76
82,46
81,22
79,98
78,76
77,54
75,23
71,69
68,23
64,86
61,56
21,00
78,53
77,32
76,15
74,99
73,85
72,71
70,54
67,22
63,98
60,82
57,73
27,00
71,73
70,63
69,56
68,50
67,45
66,42
64,43
61,40
58,44
55,56
52,74
33,00
63,49
62,51
61,56
60,63
59,70
58,78
57,03
54,35
51,73
49,18
46,68
39,00
53,94
53,11
52,30
51,51
50,72
49,94
48,45
46,18
43,95
41,78
39,67
45,00
43,23
42,57
41,92
41,29
40,66
40,03
38,84
37,01
35,23
33,50
31,80
51,00
31,89
31,40
30,92
30,45
29,99
29,53
28,65
27,30
25,99
24,71
23,46
56,00
40,29
39,67
39,07
38,48
37,89
37,31
36,20
34,50
32,85
31,24
29,66
y
58,10
63,05
68,74
73,99
78,90
83,52
87,89
93,11
99,04
104,63
109,94
3,00
62,05
57,64
52,28
47,13
42,19
37,44
32,90
27,43
21,20
15,44
15,66
9,00
60,81
56,48
51,23
46,19
41,34
36,70
32,24
26,89
20,78
15,14
15,36
15,00
58,34
54,20
49,16
44,32
39,68
35,22
30,94
25,81
19,95
14,54
14,75
21,00
54,71
50,82
46,10
41,57
37,21
33,04
29,03
24,22
18,72
13,65
13,87
27,00
49,98
46,43
42,12
37,98
34,01
30,20
26,54
22,15
17,13
12,50
12,72
33,00
44,24
41,10
37,29
33,63
30,12
26,75
23,52
19,63
15,20
11,10
11,33
39,00
37,60
34,93
31,70
28,59
25,61
22,76
20,01
16,72
12,97
9,49
9,75
45,00
30,14
28,01
25,42
22,94
20,55
18,27
16,08
13,45
10,46
7,69
8,01
51,00
22,24
20,67
18,76
16,94
15,19
13,51
11,90
9,98
7,80
5,79
6,27
56,00
28,12
26,14
23,75
21,45
19,26
17,16
15,16
12,78
10,14
7,81
7,83
90 80 70 60 Rapat daya 50 (watt/cc) 40 30 20 10 0
81 9
45 29
54
Radial (cm)
79
105
3 130
Aksial (cm)
Distribusi daya pada tahun ke-4
x
x
y
8,66
15,00
19,37
22,91
25,98
28,72
33,54
39,69
45,00
49,75
54,08
3,00
89,08
87,71
86,38
85,06
83,76
82,47
80,01
76,24
72,56
68,97
65,47
9,00
87,29
85,95
84,64
83,36
82,08
80,82
78,40
74,71
71,11
67,59
64,15
15,00
83,76
82,46
81,21
79,98
78,76
77,54
75,22
71,68
68,23
64,85
61,56
21,00
78,54
77,32
76,15
75,00
73,85
72,71
70,54
67,22
63,98
60,82
57,73
27,00
71,74
70,63
69,56
68,51
67,46
66,42
64,44
61,40
58,45
55,56
52,74
33,00
63,50
62,52
61,57
60,63
59,71
58,79
57,03
54,35
51,73
49,18
46,68
39,00
53,95
53,12
52,31
51,52
50,73
49,95
48,46
46,18
43,96
41,79
39,67
45,00
43,24
42,58
41,93
41,30
40,66
40,04
38,84
37,02
35,24
33,50
31,80
51,00
31,90
31,41
30,93
30,46
30,00
29,53
28,65
27,31
26,00
24,71
23,46
56,00
40,31
39,69
39,09
38,50
37,91
37,32
36,21
34,51
32,85
31,24
29,66
y
58,10
63,05
68,74
73,99
78,90
83,52
87,89
93,11
99,04
104,63
109,94
3,00
62,04
57,62
52,26
47,12
42,18
37,44
32,89
27,43
21,19
15,44
15,68
9,00
60,80
56,47
51,22
46,18
41,33
36,69
32,23
26,88
20,78
15,14
15,37
15,00
58,34
54,19
49,15
44,31
39,67
35,21
30,94
25,80
19,95
14,54
14,77
21,00
54,71
50,82
46,10
41,56
37,21
33,03
29,03
24,21
18,72
13,65
13,88
27,00
49,98
46,43
42,12
37,98
34,01
30,19
26,54
22,14
17,13
12,50
12,73
33,00
44,24
41,10
37,29
33,63
30,12
26,75
23,52
19,63
15,20
11,10
11,34
39,00
37,60
34,93
31,70
28,59
25,61
22,76
20,02
16,72
12,97
9,49
9,76
45,00
30,15
28,01
25,42
22,94
20,55
18,27
16,08
13,46
10,46
7,69
8,02
51,00
22,24
20,67
18,77
16,94
15,19
13,51
11,91
9,98
7,80
5,79
6,27
56,00
28,12
26,14
23,75
21,45
19,26
17,16
15,16
12,79
10,14
7,81
7,84
90 80 70 60 Rapat daya 50 (watt/cc) 40 30 20 10 0
81 9
45 29
54
Radial (cm)
79
105
3 130
Aksial (cm)
Distribusi daya pada tahun ke-5
x
x
y
8,66
15,00
19,37
22,91
25,98
28,72
33,54
39,69
45,00
49,75
54,08
3,00
89,07
87,69
86,36
85,04
83,74
82,45
79,98
76,21
72,54
68,95
65,44
9,00
87,28
85,93
84,63
83,34
82,06
80,80
78,38
74,69
71,08
67,57
64,13
15,00
83,75
82,45
81,20
79,97
78,74
77,53
75,21
71,67
68,21
64,83
61,54
21,00
78,53
77,32
76,15
74,99
73,84
72,70
70,53
67,21
63,96
60,80
57,71
27,00
71,74
70,63
69,56
68,50
67,46
66,42
64,43
61,40
58,44
55,55
52,73
33,00
63,50
62,52
61,57
60,64
59,71
58,79
57,03
54,35
51,73
49,17
46,68
39,00
53,96
53,13
52,32
51,53
50,74
49,96
48,46
46,18
43,96
41,79
39,67
45,00
43,26
42,59
41,94
41,31
40,67
40,05
38,85
37,03
35,24
33,51
31,81
51,00
31,91
31,42
30,94
30,47
30,01
29,55
28,66
27,32
26,01
24,72
23,47
56,00
40,35
39,73
39,13
38,54
37,95
37,37
36,25
34,55
32,90
31,28
29,70
y
58,10
63,05
68,74
73,99
78,90
83,52
87,89
93,11
99,04
104,63
109,94
3,00
62,02
57,60
52,24
47,10
42,16
37,42
32,88
27,42
21,19
15,45
15,69
9,00
60,78
56,45
51,20
46,16
41,32
36,68
32,23
26,88
20,78
15,14
15,39
15,00
58,32
54,17
49,13
44,30
39,66
35,20
30,93
25,80
19,95
14,54
14,78
21,00
54,69
50,80
46,08
41,55
37,20
33,03
29,02
24,21
18,72
13,66
13,90
27,00
49,97
46,42
42,11
37,97
34,00
30,19
26,54
22,15
17,13
12,50
12,74
33,00
44,24
41,10
37,29
33,63
30,12
26,75
23,52
19,64
15,20
11,11
11,35
39,00
37,60
34,93
31,70
28,59
25,61
22,76
20,02
16,73
12,97
9,50
9,77
45,00
30,15
28,01
25,43
22,94
20,56
18,27
16,09
13,46
10,46
7,70
8,03
51,00
22,25
20,68
18,77
16,94
15,19
13,52
11,91
9,99
7,80
5,80
6,28
56,00
28,16
26,18
23,78
21,48
19,28
17,18
15,18
12,80
10,15
7,82
7,85
90 80 70 60 Rapat daya 50 (watt/cc) 40 30 20 10
81
0 9
45 29
54
Radial (cm)
79
105
3 130
Aksial (cm)
Distribusi daya pada tahun ke-6
x
x
y
8,66
15,00
19,37
22,91
25,98
28,72
33,54
39,69
45,00
49,75
54,08
3,00
88,96
87,59
86,26
84,95
83,66
82,37
79,91
76,16
72,49
68,91
65,42
9,00
87,17
85,83
84,53
83,25
81,98
80,72
78,31
74,63
71,04
67,53
64,11
15,00
83,65
82,36
81,11
79,88
78,66
77,45
75,14
71,61
68,17
64,80
61,51
21,00
78,44
77,23
76,06
74,91
73,77
72,63
70,47
67,16
63,93
60,77
57,69
27,00
71,66
70,55
69,49
68,43
67,39
66,35
64,37
61,35
58,40
55,52
52,70
33,00
63,43
62,45
61,51
60,58
59,65
58,74
56,99
54,31
51,70
49,15
46,66
39,00
53,90
53,07
52,27
51,48
50,69
49,92
48,43
46,16
43,94
41,77
39,66
45,00
43,22
42,55
41,91
41,28
40,65
40,02
38,83
37,01
35,23
33,50
31,80
51,00
31,89
31,40
30,93
30,46
30,00
29,54
28,66
27,31
26,00
24,72
23,47
56,00
40,40
39,77
39,17
38,58
37,99
37,41
36,30
34,60
32,94
31,32
29,74
y
58,10
63,05
68,74
73,99
78,90
83,52
87,89
93,11
99,04
104,63
109,94
3,00
62,00
57,59
52,25
47,11
42,17
37,44
32,90
27,44
21,21
15,46
15,73
9,00
60,76
56,44
51,20
46,17
41,33
36,69
32,24
26,90
20,79
15,16
15,43
15,00
58,30
54,16
49,13
44,30
39,67
35,22
30,95
25,82
19,96
14,56
14,82
21,00
54,68
50,80
46,08
41,56
37,21
33,04
29,04
24,23
18,74
13,67
13,93
27,00
49,96
46,41
42,11
37,97
34,01
30,20
26,55
22,16
17,15
12,52
12,78
33,00
44,23
41,09
37,29
33,63
30,12
26,76
23,53
19,65
15,22
11,12
11,38
39,00
37,59
34,93
31,70
28,60
25,62
22,76
20,03
16,74
12,98
9,51
9,79
45,00
30,15
28,01
25,43
22,95
20,56
18,28
16,09
13,47
10,47
7,71
8,05
51,00
22,25
20,68
18,78
16,95
15,20
13,52
11,92
10,00
7,81
5,81
6,30
56,00
28,20
26,22
23,81
21,51
19,31
17,21
15,21
12,83
10,17
7,85
7,88
90 80 70 60 Rapat daya 50 (watt/cc) 40 30 20 10 0
81 9
45 29
54
Radial (cm)
79
105
3 130
Aksial (cm)
Distribusi daya pada tahun ke-7
x
x
y
8,66
15,00
19,37
22,91
25,98
28,72
33,54
39,69
45,00
49,75
54,08
3,00
88,96
87,59
86,26
84,95
83,65
82,36
79,90
76,14
72,47
68,88
65,38
9,00
87,18
85,83
84,53
83,25
81,97
80,71
78,30
74,61
71,02
67,51
64,08
15,00
83,65
82,36
81,11
79,88
78,66
77,45
75,13
71,60
68,15
64,78
61,49
21,00
78,45
77,24
76,07
74,91
73,76
72,63
70,46
67,14
63,91
60,75
57,66
27,00
71,67
70,56
69,49
68,44
67,39
66,35
64,37
61,34
58,39
55,50
52,69
33,00
63,44
62,47
61,52
60,58
59,66
58,74
56,99
54,31
51,69
49,14
46,65
39,00
53,92
53,09
52,29
51,49
50,70
49,92
48,43
46,16
43,94
41,77
39,65
45,00
43,24
42,57
41,93
41,29
40,66
40,04
38,84
37,02
35,24
33,50
31,81
51,00
31,92
31,43
30,95
30,48
30,02
29,56
28,68
27,33
26,02
24,74
23,49
56,00
40,49
39,86
39,26
38,67
38,08
37,50
36,38
34,68
33,02
31,39
29,81
y
58,10
63,05
68,74
73,99
78,90
83,52
87,89
93,11
99,04
104,63
109,94
3,00
61,97
57,56
52,21
47,07
42,14
37,41
32,88
27,43
21,21
15,47
15,77
9,00
60,73
56,41
51,17
46,13
41,30
36,67
32,22
26,88
20,79
15,16
15,47
15,00
58,27
54,13
49,10
44,27
39,64
35,19
30,93
25,81
19,96
14,56
14,86
21,00
54,65
50,77
46,06
41,53
37,19
33,02
29,02
24,22
18,74
13,67
13,97
27,00
49,94
46,39
42,09
37,96
33,99
30,19
26,54
22,15
17,15
12,52
12,81
33,00
44,22
41,08
37,27
33,62
30,11
26,75
23,52
19,64
15,22
11,13
11,41
39,00
37,59
34,92
31,69
28,59
25,62
22,76
20,03
16,74
12,99
9,52
9,82
45,00
30,15
28,02
25,43
22,95
20,57
18,28
16,10
13,47
10,48
7,71
8,07
51,00
22,27
20,69
18,79
16,96
15,21
13,53
11,93
10,00
7,82
5,82
6,32
56,00
28,27
26,28
23,87
21,57
19,36
17,26
15,25
12,86
10,21
7,87
7,91
90 80 70 60 Rapat daya 50 (watt/cc) 40 30 20 10 0
81 9
45 29
54
Radial (cm)
79
105
3 130
Aksial (cm)
Distribusi daya pada tahun ke-8
x
x
y
8,66
15,00
19,37
22,91
25,98
28,72
33,54
39,69
45,00
49,75
54,08
3,00
88,90
87,53
86,20
84,90
83,60
82,31
79,86
76,10
72,44
68,86
65,36
9,00
87,12
85,77
84,48
83,19
81,92
80,66
78,26
74,58
70,99
67,48
64,05
15,00
83,59
82,30
81,06
79,83
78,61
77,40
75,09
71,56
68,11
64,75
61,46
21,00
78,39
77,18
76,01
74,86
73,72
72,58
70,42
67,11
63,88
60,72
57,64
27,00
71,62
70,51
69,45
68,39
67,35
66,31
64,33
61,31
58,36
55,48
52,67
33,00
63,40
62,43
61,48
60,55
59,62
58,71
56,96
54,28
51,67
49,12
46,63
39,00
53,89
53,06
52,26
51,47
50,68
49,90
48,42
46,14
43,93
41,76
39,65
45,00
43,23
42,56
41,92
41,29
40,66
40,03
38,84
37,02
35,24
33,50
31,81
51,00
31,93
31,44
30,96
30,49
30,03
29,57
28,69
27,34
26,03
24,75
23,50
56,00
40,62
39,99
39,39
38,79
38,20
37,62
36,50
34,79
33,12
31,49
29,91
y
58,10
63,05
68,74
73,99
78,90
83,52
87,89
93,11
99,04
104,63
109,94
3,00
61,95
57,54
52,20
47,07
42,14
37,41
32,88
27,43
21,21
15,47
15,79
9,00
60,71
56,39
51,16
46,13
41,30
36,67
32,22
26,88
20,79
15,17
15,48
15,00
58,25
54,11
49,09
44,27
39,63
35,19
30,93
25,81
19,96
14,56
14,88
21,00
54,63
50,75
46,04
41,52
37,18
33,02
29,02
24,22
18,74
13,68
13,98
27,00
49,92
46,38
42,08
37,95
33,98
30,18
26,53
22,15
17,15
12,53
12,83
33,00
44,20
41,07
37,26
33,61
30,11
26,75
23,52
19,64
15,22
11,13
11,43
39,00
37,58
34,92
31,69
28,59
25,61
22,76
20,03
16,74
12,99
9,52
9,84
45,00
30,15
28,02
25,43
22,95
20,57
18,29
16,10
13,48
10,49
7,72
8,09
51,00
22,28
20,71
18,80
16,97
15,22
13,54
11,94
10,01
7,83
5,82
6,34
56,00
28,36
26,36
23,95
21,64
19,43
17,31
15,30
12,91
10,24
7,90
7,95
90 80 70 60 Rapat daya 50 (watt/cc) 40 30 20 10 0 9
29
54
Radial (cm)
81 45 Aksial (cm) 79
105
3 130
Distribusi daya pada tahun ke-9
x
x
y
8,66
15,00
19,37
22,91
25,98
28,72
33,54
39,69
45,00
49,75
54,08
3,00
88,83
87,46
86,13
84,82
83,53
82,24
79,79
76,04
72,37
68,80
65,31
9,00
87,05
85,71
84,41
83,13
81,86
80,60
78,19
74,52
70,93
67,42
64,00
15,00
83,53
82,24
81,00
79,77
78,55
77,34
75,03
71,51
68,06
64,70
61,42
21,00
78,34
77,14
75,97
74,81
73,67
72,54
70,37
67,07
63,84
60,69
57,61
27,00
71,59
70,48
69,42
68,36
67,32
66,28
64,30
61,28
58,33
55,45
52,64
33,00
63,39
62,41
61,47
60,54
59,61
58,69
56,94
54,27
51,66
49,11
46,62
39,00
53,90
53,07
52,26
51,47
50,69
49,91
48,42
46,14
43,93
41,76
39,64
45,00
43,25
42,58
41,94
41,30
40,67
40,05
38,85
37,03
35,25
33,51
31,82
51,00
31,96
31,47
31,00
30,53
30,06
29,60
28,72
27,37
26,05
24,77
23,52
56,00
40,77
40,14
39,53
38,93
38,34
37,75
36,62
34,91
33,23
31,60
30,00
y
58,10
63,05
68,74
73,99
78,90
83,52
87,89
93,11
99,04
104,63
109,94
3,00
61,90
57,50
52,16
47,04
42,12
37,39
32,86
27,42
21,21
15,48
15,83
9,00
60,66
56,35
51,12
46,10
41,28
36,65
32,21
26,88
20,79
15,18
15,52
15,00
58,21
54,08
49,06
44,24
39,62
35,18
30,92
25,80
19,97
14,57
14,91
21,00
54,60
50,73
46,02
41,50
37,17
33,01
29,01
24,22
18,74
13,69
14,02
27,00
49,90
46,36
42,06
37,94
33,98
30,18
26,53
22,15
17,15
12,54
12,86
33,00
44,19
41,06
37,26
33,61
30,11
26,75
23,52
19,65
15,23
11,14
11,46
39,00
37,58
34,92
31,69
28,59
25,62
22,77
20,03
16,75
13,00
9,53
9,87
45,00
30,16
28,03
25,44
22,96
20,58
18,30
16,11
13,49
10,50
7,73
8,12
51,00
22,30
20,72
18,82
16,99
15,23
13,56
11,95
10,03
7,84
5,83
6,36
56,00
28,45
26,45
24,02
21,70
19,49
17,37
15,35
12,95
10,28
7,93
7,98
90 80 70 60 Rapat daya 50 (watt/cc) 40 30 20 10 0
81 9
45 29
54
Radial (cm)
79
105
3 130
Aksial (cm)
Distribusi daya pada tahun ke-10
x
x
y
8,66
15,00
19,37
22,91
25,98
28,72
33,54
39,69
45,00
49,75
54,08
3,00
88,75
87,38
86,06
84,75
83,45
82,17
79,72
75,97
72,31
68,74
65,26
9,00
86,97
85,63
84,34
83,06
81,79
80,53
78,13
74,45
70,87
67,37
63,95
15,00
83,46
82,18
80,93
79,70
78,49
77,28
74,97
71,45
68,01
64,66
61,38
21,00
78,29
77,08
75,91
74,76
73,62
72,49
70,32
67,02
63,80
60,65
57,57
27,00
71,54
70,44
69,37
68,32
67,28
66,24
64,27
61,25
58,30
55,43
52,62
33,00
63,36
62,38
61,44
60,51
59,58
58,67
56,92
54,25
51,64
49,09
46,61
39,00
53,88
53,05
52,25
51,46
50,67
49,89
48,41
46,14
43,92
41,76
39,64
45,00
43,25
42,58
41,94
41,30
40,67
40,05
38,86
37,04
35,26
33,52
31,83
51,00
31,98
31,49
31,01
30,54
30,08
29,62
28,73
27,39
26,07
24,79
23,54
56,00
40,89
40,26
39,65
39,05
38,46
37,87
36,74
35,02
33,34
31,71
30,11
y
58,10
63,05
68,74
73,99
78,90
83,52
87,89
93,11
99,04
104,63
109,94
3,00
61,85
57,46
52,13
47,01
42,09
37,38
32,85
27,41
21,21
15,48
15,86
9,00
60,62
56,31
51,09
46,07
41,26
36,63
32,20
26,87
20,79
15,18
15,55
15,00
58,17
54,05
49,03
44,22
39,60
35,16
30,91
25,80
19,97
14,58
14,94
21,00
54,57
50,70
46,00
41,49
37,16
33,00
29,01
24,22
18,75
13,69
14,05
27,00
49,88
46,34
42,05
37,93
33,97
30,17
26,53
22,16
17,16
12,54
12,89
33,00
44,18
41,05
37,25
33,61
30,11
26,75
23,53
19,66
15,24
11,15
11,49
39,00
37,58
34,92
31,69
28,60
25,63
22,78
20,04
16,76
13,01
9,54
9,90
45,00
30,17
28,04
25,45
22,97
20,59
18,31
16,13
13,50
10,51
7,74
8,15
51,00
22,32
20,75
18,84
17,01
15,25
13,57
11,97
10,04
7,86
5,85
6,39
56,00
28,55
26,55
24,12
21,79
19,57
17,44
15,42
13,01
10,33
7,97
8,03
Keterangan: x = arah aksial (cm) y = arah radial (cm)
Lampiran 5 Gambar tiga model rantai burn-up dalam SRAC95
Gambar model rantai burn-up aktinida dalam CHAIN_0.DAT
Gambar model rantai burn-up aktinida dalam CHAIN_1.DAT
Gambar model rantai burn-up aktinida dalam CHAIN_2.DAT
Lampiran 6 Diagram alir perhitungan SRAC95 Mulai
Geometri sel dan komposisi material
Pembangkitan Konstanta-Konstanta dengan modul CELL
Perhitungan Teras dengan CITATION
Keff > 1
Tidak
Ya Perhitungan Daya dan Distibusi Fluks dengan CITATION
Perhitungan Burnup dengan CELL Burn
Tidak
Apakah Burnup Material OK?
Ya
Selesai
Lampiran 7 Susunan input SRAC95
1 1 1 1 2 1.0E-15 / 61 46 2 1 61(1) 46(1) 28 33 46
1 4 3 -2 1 0 0 0 0 2 Buckling / 107 group => 3 group / / / /
0 -1 0 0 1 / SRAC Control
3 7 7 3 1 1 7 0 0 0 5 0 6 23 0 0 45 0 / Pij Control 0 100 50 5 5 5 -1 0.0001 0.00001 0.001 1.0 10. 0.5 1 1 1 2 3 3 3 / R-T 1 1 1 / X-R 1 2 3 / M-R 0.0 0.3054 0.4319 0.529 0.615 0.650 0.700 0.741 /RX 3 / NMAT MOX1X01X 0 9 900.0 1.058 0.0 / MOX Pellet XU050009 2 0 4.0084E-05 XU080009 2 0 2.0002E-02 XPU80009 2 0 6.5686E-05 XPU90009 2 0 1.7047E-03 XPU00009 2 0 7.8198E-04 XPU10009 2 0 2.9090E-04 XPU20009 2 0 2.0019E-04 XAM10009 2 0 8.4454E-05 XO060009 0 0 4.6330E-02 CLD1X02X 0 1 600. 0.114 0.0 / 2 : CLADDING XZRN0008 2 0 4.2507E-2 /1 MOD1X0CX 0 2 581. 1.0 0.0 / 3 : MODERATOR XH01H008 0 0 4.7508E-2 /1 XO060008 0 0 2.3754E-2 /2 11 4 1 1 0 0 0 0 0 0 10(0) /IBC 11(5.6100e-5) /h=130 POWER LEVEL MW/CM/pin 11(365) 0 COOL REGION 5 : COOLANT water 0 0 0 1 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 2 0 1 0 0 0 / SRAC CONTROL 8.2489E-05 / BUCKLING 1 / NMAT COOLX01X 0 2 581. 1.0 0.0 / 1 : MODERATOR XH01H008 0 0 2.96967E-02 XO060008 0 0 1.48483E-02 /42% void CIT0 PERHITUNGAN CITATION UNTUK SILINDER 2 DIMENSI 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 5 0 0 2 0 1 0 0 0 / SRAC CONTROL 8.2489E-04 / BUCKLING (NOT EFFECTIVE) 3 0 -1 / NM NXR ID 1 1 / IXKY IDELAY (CALCULATE KINETICS PARAMETERS) MWt-700 YEAR-5 001 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 1 1 1 0 0 0 0 0 0 0 0 900
0 0
0 0
0. 003 0 0 0 0 7 0 0 0 0 0 1 1 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0.0001 0.00001 0.0 0.0 150.00 1.0 0.5 004 6 30.00000 6 30.00000 6 30.00000 4 22.50000 2 10.00000 15.00000 3 18.00000 15.00000 005 1 1 2 2 3 3 008 -2 999
1 1 2 2 3 3
2 2 2 2 3 3
1
1
2 2 2 2 3 3
3 18.00000
3 3 3 3 3 3
3 18.00000
1 4.000000
2 10.00000
005 1 1 2
1 1 2
2 2 2
2 2 2
3 18.00000
3 3 3
0
3
3
3 3 3 3 3 3
1 2 3 / MATTERIAL NO. BY ZONE 3 / NMAT FOR CORE ASH1A010 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE blnk 1 ASH1A010 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE blnk 2 COOLA010 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE FUEL 3 CIT1 PERHITUNGAN CITATION UNTUK SILINDER 2 DIMENSI 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 5 0 0 2 0 1 0 0 0 / SRAC CONTROL 8.2489E-04 / BUCKLING (NOT EFFECTIVE) 3 0 -1 / NM NXR ID 1 1 / IXKY IDELAY (CALCULATE KINETICS PARAMETERS) MWt-700 YEAR-5 001 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 1 1 0 0 0 0 0 0 0 0 900 0. 003 0 0 0 0 7 0 0 0 0 0 1 1 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0.0001 0.00001 0.0 0.0 150.00 1.0 0.5 004 6 30.00000 6 30.00000 6 30.00000 4 22.50000 2 10.00000 15.00000 3 18.00000 15.00000
0
3 3 3
3 18.00000
1 4.000000
2 10.00000
0 0
0 0
0
0
3
3
2 3 3 008 -2 999
2 3 3
2 3 3
1
1
2 3 3
3 3 3
3 3 3
1 2 3 / MATTERIAL NO. BY ZONE 3 / NMAT FOR CORE ASH1A110 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE blnk 1 ASH1A110 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE blnk 2 COOLA010 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE FUEl CIT2 PERHITUNGAN CITATION UNTUK SILINDER 2 DIMENSI 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 5 0 0 2 0 1 0 0 0 / SRAC CONTROL 8.2489E-04 / BUCKLING (NOT EFFECTIVE) 3 0 -1 / NM NXR ID 1 1 / IXKY IDELAY (CALCULATE KINETICS PARAMETERS) MWt-700 YEAR-5 001 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 1 1 0 0 0 0 0 0 0 1 900 0. 003 0 0 0 0 7 0 0 0 0 0 1 1 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0.0001 0.00001 0.0 0.0 150.00 1.0 0.5 004 6 30.00000 6 30.00000 6 30.00000 4 22.50000 2 10.00000 15.00000 3 18.00000 15.00000 005 1 1 2 2 3 3 008 -2 999
1 1 2 2 3 3
2 2 2 2 3 3
1
1
2 2 2 2 3 3
3 18.00000
3 3 3 3 3 3
3 18.00000
1 4.000000
2 10.00000
3 3 3 3 3 3
1 2 3 / MATTERIAL NO. BY ZONE 3 / NMAT FOR CORE ASH1A210 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE blnk 1 ASH1A210 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE blnk 2 COOLA010 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE FUEL CIT3 PERHITUNGAN CITATION UNTUK SILINDER 2 DIMENSI 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 5 0 0 2 0 1 0 0 0 / SRAC CONTROL 8.2489E-04 / BUCKLING (NOT EFFECTIVE) 3 0 -1 / NM NXR ID
0 0
0 0
0
0
3
3
1 1 / IXKY IDELAY (CALCULATE KINETICS PARAMETERS) MWt-700 YEAR-5 001 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 1 1 0 0 0 0 0 0 0 1 900 0. 003 0 0 0 0 7 0 0 0 0 0 1 1 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0.0001 0.00001 0.0 0.0 150.00 1.0 0.5 004 6 30.00000 6 30.00000 6 30.00000 4 22.50000 2 10.00000 15.00000 3 18.00000 15.00000 005 1 1 2 2 3 3 008 -2 999
1 1 2 2 3 3
2 2 2 2 3 3
1
1
2 2 2 2 3 3
3 18.00000
3 3 3 3 3 3
3 18.00000
1 4.000000
2 10.00000
0 0
0 0
0
0
3
3
3 3 3 3 3 3
1 2 3 / MATTERIAL NO. BY ZONE 3 / NMAT FOR CORE ASH1A310 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE blnk 1 ASH1A310 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE blnk 2 COOLA010 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE FUEL 3e CIT4 PERHITUNGAN CITATION UNTUK SILINDER 2 DIMENSI 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 5 0 0 2 0 1 0 0 0 / SRAC CONTROL 8.2489E-04 / BUCKLING (NOT EFFECTIVE) 3 0 -1 / NM NXR ID 1 1 / IXKY IDELAY (CALCULATE KINETICS PARAMETERS) MWt-700 YEAR-5 001 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 1 1 0 0 0 0 0 0 0 1 900 0. 003 0 0 0 0 7 0 0 0 0 0 1 1 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0.0001 0.00001 0.0 0.0 150.00 1.0 0.5 004 6 30.00000 6 30.00000 6 30.00000 4 22.50000 2 10.00000 15.00000
0 0
0 0
0
0
3
3 18.00000 15.00000 005 1 1 2 2 3 3 008 -2 999
1 1 2 2 3 3
2 2 2 2 3 3
1
1
2 2 2 2 3 3
3 18.00000
3 3 3 3 3 3
3 18.00000
1 4.000000
2 10.00000
3 3 3 3 3 3
1 2 3 / MATTERIAL NO. BY ZONE 3 / NMAT FOR CORE ASH1A410 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE blnk 1 ASH1A410 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE blnk 2 COOLA010 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE FUEL 3e CIT5 PERHITUNGAN CITATION UNTUK SILINDER 2 DIMENSI 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 5 0 0 2 0 1 0 0 0 / SRAC CONTROL 8.2489E-04 / BUCKLING (NOT EFFECTIVE) 3 0 -1 / NM NXR ID 1 1 / IXKY IDELAY (CALCULATE KINETICS PARAMETERS) MWt-700 YEAR-5 001 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 1 1 0 0 0 0 0 0 0 1 900 0. 003 0 0 0 0 7 0 0 0 0 0 1 1 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0.0001 0.00001 0.0 0.0 150.00 1.0 0.5 004 6 30.00000 6 30.00000 6 30.00000 4 22.50000 2 10.00000 15.00000 3 18.00000 15.00000 005 1 1 2 2 3 3 008 -2 999
1 1 2 2 3 3
2 2 2 2 3 3
1
1
1 2 3 3
2 2 2 2 3 3
3 18.00000
3 3 3 3 3 3
3
3 18.00000
3 3 3 3 3 3
/ MATTERIAL NO. BY ZONE / NMAT FOR CORE
1 4.000000
2 10.00000
0 0
0 0
0
0
3
3
ASH1A510 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE blnk 1 ASH1A510 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE blnk 2 COOLA010 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE FUEL 3 CIT6 PERHITUNGAN CITATION UNTUK SILINDER 2 DIMENSI 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 5 0 0 2 0 1 0 0 0 / SRAC CONTROL 8.2489E-04 / BUCKLING (NOT EFFECTIVE) 3 0 -1 / NM NXR ID 1 1 / IXKY IDELAY (CALCULATE KINETICS PARAMETERS) MWt-700 YEAR-5 001 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 1 1 0 0 0 0 0 0 0 1 900 0. 003 0 0 0 0 7 0 0 0 0 0 1 1 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0.0001 0.00001 0.0 0.0 150.00 1.0 0.5 004 6 30.00000 6 30.00000 6 30.00000 4 22.50000 2 10.00000 15.00000 3 18.00000 15.00000 005 1 1 2 2 3 3 008 -2 999
1 1 2 2 3 3
2 2 2 2 3 3
1
1
2 2 2 2 3 3
3 18.00000
3 3 3 3 3 3
3 18.00000
1 4.000000
2 10.00000
0 0
0 0
0
0
3
3
3 3 3 3 3 3
1 2 3 / MATTERIAL NO. BY ZONE 3 / NMAT FOR CORE ASH1A610 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE blnk 1 ASH1A610 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE blnk 2 COOLA010 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE FUEL 3e CIT7 PERHITUNGAN CITATION UNTUK SILINDER 2 DIMENSI 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 5 0 0 2 0 1 0 0 0 / SRAC CONTROL 8.2489E-04 / BUCKLING (NOT EFFECTIVE) 3 0 -1 / NM NXR ID 1 1 / IXKY IDELAY (CALCULATE KINETICS PARAMETERS) MWt-700 YEAR-5 001 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 1 1 0 0 0 0 0 0 0 1 900 0.
0 0
0 0
003 0 0 0 0 7 0 0 0 0 0 1 1 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0.0001 0.00001 0.0 0.0 150.00 1.0 0.5 004 6 30.00000 6 30.00000 6 30.00000 4 22.50000 2 10.00000 15.00000 3 18.00000 15.00000 005 1 1 2 2 3 3 008 -2 999
1 1 2 2 3 3
2 2 2 2 3 3
1
1
2 2 2 2 3 3
3 18.00000
3 3 3 3 3 3
3 18.00000
1 4.000000
2 10.00000
005 1 1 2 2
1 1 2 2
2 2 2 2
2 2 2 2
3 18.00000
3 3 3 3
0
3
3
3 3 3 3 3 3
1 2 3 / MATTERIAL NO. BY ZONE 3 / NMAT FOR CORE ASH1A710 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE blnk 1 ASH1A710 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE blnk 2 COOLA010 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE FUEL 3e CIT8 PERHITUNGAN CITATION UNTUK SILINDER 2 DIMENSI 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 5 0 0 2 0 1 0 0 0 / SRAC CONTROL 8.2489E-04 / BUCKLING (NOT EFFECTIVE) 3 0 -1 / NM NXR ID 1 1 / IXKY IDELAY (CALCULATE KINETICS PARAMETERS) MWt-700 YEAR-5 001 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 1 1 0 0 0 0 0 0 0 1 900 0. 003 0 0 0 0 7 0 0 0 0 0 1 1 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0.0001 0.00001 0.0 0.0 150.00 1.0 0.5 004 6 30.00000 6 30.00000 6 30.00000 4 22.50000 2 10.00000 15.00000 3 18.00000 15.00000
0
3 3 3 3
3 18.00000
1 4.000000
2 10.00000
0 0
0 0
0
0
3
3
3 3 008 -2 999
3 3
3 3
1
1
3 3
3 3
3 3
1 2 3 / MATTERIAL NO. BY ZONE 3 / NMAT FOR CORE ASH1A810 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE blnk 1 ASH1A810 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE blnk 2 COOLA010 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE FUEL 3e CIT9 PERHITUNGAN CITATION UNTUK SILINDER 2 DIMENSI 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 5 0 0 2 0 1 0 0 0 / SRAC CONTROL 8.2489E-04 / BUCKLING (NOT EFFECTIVE) 3 0 -1 / NM NXR ID 1 1 / IXKY IDELAY (CALCULATE KINETICS PARAMETERS) MWt-700 YEAR-5 001 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 1 1 0 0 0 0 0 0 0 1 900 0. 003 0 0 0 0 7 0 0 0 0 0 1 1 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0.0001 0.00001 0.0 0.0 150.00 1.0 0.5 004 6 30.00000 6 30.00000 6 30.00000 4 22.50000 2 10.00000 15.00000 3 18.00000 15.00000 005 1 1 2 2 3 3 008 -2 999
1 1 2 2 3 3
2 2 2 2 3 3
1
1
2 2 2 2 3 3
3 18.00000
3 3 3 3 3 3
3 18.00000
1 4.000000
2 10.00000
3 3 3 3 3 3
1 2 3 / MATTERIAL NO. BY ZONE 3 / NMAT FOR CORE ASH1A910 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE blnk 1 ASH1A910 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE blnk 2 COOLA010 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED CORE FUEL 3e CITA PERHITUNGAN CITATION UNTUK SILINDER 2 DIMENSI 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 5 0 0 2 0 1 0 0 0 / SRAC CONTROL 8.2489E-04 / BUCKLING (NOT EFFECTIVE) 3 0 -1 / NM NXR ID 1 1 / IXKY IDELAY (CALCULATE KINETICS PARAMETERS)
0 0
0 0
0
0
3
3
MWt-700 YEAR-5 001 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 1 1 1 0 0 0 0 0 0 0 1 900 0. 003 0 0 0 0 7 0 0 0 0 0 1 1 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0.0001 0.00001 0.0 0.0 150.00 1.0 0.5 004 6 30.00000 6 30.00000 6 30.00000 4 22.50000 2 10.00000 15.00000 3 18.00000 15.00000 005 1 1 2 2 3 3 008 -2 999
1 1 2 2 3 3
2 2 2 2 3 3
1
1
2 2 2 2 3 3
3 18.00000
3 3 3 3 3 3
3 18.00000
2 10.00000
3 3 3 3 3 3
1 2 3 / MATTERIAL NO. BY ZONE 3 / NMAT FOR CORE ASH1AA10 0 0 0.0 0.0 0.0 ASH1AA10 0 0 0.0 0.0 0.0 COOLA010 0 0 0.0 0.0 0.0
END_DATA
1 4.000000
/ HOMOGENIZED CORE blnk 1 / HOMOGENIZED CORE blnk 2 / HOMOGENIZED CORE FUEL 3e
0 0
0 0
0
0
3
3
