Prosiding Seminar Teknologi dan Keselama/an ser/a Fasi/itas Nuklir
PLTN
Serpong. 9-10 Februari 1993 PRSG. PPTKR - BATAN
PENGUKURAN SPEKTRUM NEUTRON PADA SISTEM RABBIT RSG-GAS Oleh Surian Pinem, Iman Kuntoro Pusat Reaktor Serba Guna - Badan Tenaga Atom Nasional
ABSTRAK PENGUKURAN SPEKTRUM NEUTRON P ADA SISTEM RABBIT RSG-GAS. Pengukuran spektrum neutron pada sistem rabbitRSG-GAS telah dilakukan dengan metode aktivasi. Detektor keping sebanyak 12 jenis digunakan dalam eksperimen yang dapat mendeteksi neutron termal sampai neutron cepat. Untuk daerah termal dan epitermal keping dibungkus dengan cadmium. Laju reaksi dari keping diukur dengan detektor Ge (Li) dan Multi-Channel Analyzer (MCA) dengan kesalahan sekitar 5 %. Kode komputer yang digunakan dalam menentukan spektrum neutron adalah SAND PO1. Hasil integral fluks neutron pada fasilitas sistem rabbit RSG-GAS adalah 1,59.1013 n/cm .s pada daya 1 MW.
ABSTRACT NEUTRON
SPECTRUM
MEASUREMENT
ON RABBIT SYSTEM RSG-GAS. The neu-
tron spectrum on rabbit system RSG-GAS has been performed by activation method. Total 12 kind of foils dctector used in the experiment that can detected thermal neutron until fast neutron. For thermal and epithermal region the foil were covered by cadmium. The Rate reaction of foils measured by Ge (Li) detector and Multi-Channel Analyzer (MCA) with error 5 %. Computer code used for detcrmine neutron spectrum is SANDPO 1. Results of integral neutron flux on the rabbit system RSGGAS is 1.59.1013 n/cm .s at 1 MW.
PENDAHULUAN
TEOR!
Pengukurnn karakteristik spektrum neutron di dalam reaktor pada dacrah energi termal sampai neutron cepat sangat penting bagi pemanfaatan reaktor. Banyak mctode yang sudah dikembangkan untuk tujuan ini. Mctode aktivasi mempunyai keuntungan dimana ukuran keping sangat kecil sehingga dapat ditempatkan pada daerah yang diinginkan, selain itu intensitas gammanya baik dan radiasi latar belakang tidak mcmpengaruhi harga fluks yang scbcnarnya. Dalam makalah ini akan dijelaskan pengukuran spektrum neutron pada sistem rabbitRSG G.A. Siwabessy dan evaluasi karaktcristik spektrum neutron. Program unfolding yang digw1akan dalam percobaan ini adalah SANDPOll). Pengukuran spcktrum dalam program ini mcmerlukan input berupa data aktivitas jenuh neutron, data tampang lintang tergantung energi dan spektrum awal. Umumnya metodeaktivasi kepingsangatsederhana, tctapi kctel itian dari hasil pcngukuran tcrgantung kepada pemilihan keping, massa, waktu iradiasi, pcncacahan aktivitas, faktor dipressi flux dan perisai diri. Keping yang digunakan dalam eksperimen ini sangat tipis dimana tcbal maksimum 0,25 mm untuk neutron cepat dan 0,05 mm untuk neutron tcrmal dan epitermal sehingga kesalahan akibat dcprcsi fluks dari perisai diri pada perhitungan aktivitas jenuh diabaikan.
Bila keping aktivasi di iradiasi pada waktu t, maka aktivitas yang dihasilkan adalah :
123
t A =
f...
No
f
a (E) f
o
0
cp
(E,t) dt dE
dimana :
"
f...
= konstanta peluruhan
No
= jumlah atom
a = tampang cp
lintang
= fluks
Aktivitas dapat diukurdengan di dalam reaktor.
mengiradiasi keping
Aktivitas keping setelah diiradiasi dengan waktu ti dan waktu tunggu tw adalah :
M C
D
= ---------. -------------------No.m
(l-e->'Ii)
(e >.IW)
dimana: M No C
= massa atom keping (gram) = bilangan Avogadro = aktivitas keping yang teriradiasi di
reaktor (dps/gr). D = laju cacah total (dps)
Prosidi"g Semi"ar Tek"ologi daJl Keselamala" serra Fasililas Nuklir
PLTN
Serpo"g. 9-10 Febrtlari 1993 PRSG. PPTKR - BATAN
ti = waktu iradiasi (detik) tw = waktu tunggu (dctik) J... = konstanta pcluruhan m = massa (gram)
kcsalahan lamanya iradiasi dapat diabaikan. Data-data iradiasi yangdigunakan dalam eksperimcn ini ditunjukkan dalam Tabel 2. HASIL DAN PEMBAHASAN
Efek perisai diri neutron dari keping tidak dihitung. Menurut laporan W.L. Zijp, semua keping yang digunakan dalam eksperimen ini mempunyai kesalahan sekitar 1,76 %. Aktivitas jenuh diperoleh dari keping-keping yang berbeda dan spektrum awal pada posisi yang diukur digunakan sebagai informasi input dari SAND PO 1. Spektrum awal yang digunakan adalah 5) : - Fungsi spektrum Maxwell untuk temperatur293,5 8 K. 'X11E (E) = 1,562395 1015E.exp (-3,952714107 E) - Spektrum lIE 'X11E (E) = lIE antara 0,563.10.6 dan 1,05 MeV 'X11E (E) = 0 diluar interval energi ini - Spektrum neutron fisi vhtt cllE (E) = 0,484 sinh ( 2E ) e'!!
Harga energi E di dalam ketiga persamaan MeV.
adalah
TATAKERJA Ekspcrimen dilakukan pada fasilitas iradiasi sistem rabbit yang berada pada daerah reflektor. Konfigurasi teras dan lokasi fasilitas sistem rabbit dapat dilihat pada Gambar 1. Keping aktivasi diiradiasi scbanyak 12jenis dan 4 keping aktivasi dibungkus dengan cadmium. Pembungkus cadmium digunakan sebagai filter neutron termal yangmempunyai ketebalanO,5 mmdan diameter 12,5 mm. Data data nuklir dari keping yang digunakan disajikan dalam Tabell. Keping aktivasi diiradiasi pada daya 200 KW untuk daerahtemlal dan epitermaldanpadadaya 1 MW untuk kepingpada daerah neutron cepat. Fasilitas sistem rabbit RSG-GAS mempunyai sistem kontrol automatiksehingga
Laju reaksi dari masing-masing keping dicacah dengan menggunakan detektor semi konduktor HPGe. Dengan menggunakan aktivitas jenuh, data tampang lintang dan spektrum awal ditentukan spektrum dan besaran fluks neutron. Bentuk spektrum awal yang digunakanditunjukkandalam Gambar 2. Kode komputer yang digunakan untuk menentukan spektrum dan besaran fluks neutron adalah SANDP01. Diagram alir spektrum neutron dapat dilihat pada Gambar 3. Iterasi dilakukan sehingga bentuk spektrum yang dipcroleh dapat diterima sebagai penyelesaian pendekatan dari persamaan aktivasi dim ana perbandingan antara pengukuran dan perhitungan sekitar 5 %. Daerah cnergi penyelesaian spektrum adalah 1O·loMeV sampai 18 MeV. Hasil perhitungan aktivitas dan pcrbandingan antara pengukuran dan perhitungan aktivitas ditunjukkan dalam Tabel3. Bentuk spektrum neutron pada sistem rabbit secaragrafis disajikan pada Gambar4, besamya integral fluks sebagai fungsi energi disajikan dalam Tabel 4. Integral fluks neutron pada daerah energi 1,0.10 Me V - 18 MeV adalah 1,59.1013 n/cm.s pada daya 1 MW. Pada daerah energi 10 Me V-I 0 Me V terdapat puncakpuncak dan ini disebabkan oleh tampang lintang karena pada daerah tersebut terdapat banyak puncak, maka seharusnya ban yak digunakan keping dan dibungkus dengan cadmium. KESIMPULAN Dari hasilpengukuran pada fasilitas sistem rabbit dapat disimpulkan bahwa neutron yang terdeteksi dari 10 'loMeV -18 MeVdan integral fluks neutron 1,59.1013 n/cm .s. pada daya 1 MW. Fluks termal pada energi termal (0,025 eV) adalah 1,29.1 011n/cm .s dan puncak spektrum pada energi 0,04 eV, jadi spektrum maxwell bergerak ke energi yang lebih tinggi.
DAFT AR PUST AKA 1. W.E. Feudenreich, H.J. Nolthenius, "Neutron Spectrum Unfolding Code SANPOl", ECN, Pettcn, June 1987. 2: Park, Sang Jun, "Measurement of Neutron Spectrum by Activation Detectors", Korea Atomic Energy Research Institute, 1990. 3. W.E. Freudenreich, "CHARDA T a program package for calculation of neutron spectrum characteristics", Petten, April 1989.
ECN,
4. W.P. Voorbraak, "Neutron Metrology in the High Flux Reactor", ECN, Petten, November 1991. 5. W.E. Freudenreich,
H,J. Nolthenius, "Input description for SANDPOl", ECN, Petten, April 1987.
6. Willem L. Zijp, H,J. Nolthenius, "Cross-section Library DOSCROS84",
ECN, Petten, October 1984.
7. W.L. Zipj and H.J. Nolthenius, "Neutron Self-shielding of Activation Detector Used in Spectra Unfolding, RCN, Petten, 1975.
124
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselama/an ser/a Fasilitas Nllklir
Tabell.
(m baru)
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG. PPTKR - BATAN
PLTN
Data-data nuklir dari keping yang digunakan
Rea 13300 58900 4 37500 16100 843,80 820,78 846,76 889,29 1097,30 411,8 1173,20 834,83 85,80 Au-197 (n,y) Tampang Au-198 Energi lintang Mn-55 (n,y) Mn-56 0,0049 Mn-54 12,5 (ke V)ksi Gama AI-27 (n,p) Mg-27 Co-59 Co-60 Ni-58 In-155 (n,y) Co-58 In-166m Ti-46 (n,p) Sc-46 MaterialFe-54 1014,40 1810,72 1332,56 1120,51 1293,54
Tabel 2. Data-data keping yang digunakan dalam pengukuran spektrum Keping
20 20 200 1000 Lama iradiasi 0,2700 0,1242 0,0497 0,2600 0,025 0,0664 0,0665 0,05 0,0649 0,13 0,1141 0,0640 0,1423 0,25 0,1131 Daya (kW) Tebal (lmn) Massa (gr)
* Dibungkus dalam Cadmium Tabel3.
Aktivitas yang terukur dan terhitung pada daya 1 MW
1,520 E-11 0,992 0,94 1,119 0,940 2,383 1,388 6,431 1,038 1,02 1,43 E-14 E-10 E-1O 9,443 4,134 0,648 1,006 E-03 8,370 E-lO 2,480 0,948 2,030 0,960 E-13 2,430 9,200 1,430 E-11 E-10 E-1O Aktivitas Perbandingan jcnuh 2,680 9,480 terhitung 9,370 E-lO 2,350 1,333 3,571 1,17 E-14 1,550 E-13 Aktivitas jenuh terukurpe1,160 antara E-14 3,320 0,923 Rcaksi Kcping an ngukuran dan perhitung
* Dibungkus dengan Cadmium 125
Pros/ding Seminar Tekn%gi serla Fasililas Nllklir
dan Kese/amalan
Tabel4. Group
PLTN
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG, PPTKR - BATAN
Fluks Neutron
sebagai Fungsi Energi
10+00 10-10 10.09 -Fluks 10-08 1.0 10.09 10.08 10-07 10+01 10-03 10-05 10-04 10-02 10-07 --(Me 2,0 1,0 1.0 110-01 10.04 10-03 10-06 10+01 10+00 0-02 10+11 1,0Energi 10-01 1,0 V) 1,0 10-06 10-05 4,90 4,97 5,50 3,49 8,00 9,00 1,02 1,20 1,00 10+09 10+12 3,87 (n/cm2 .s)
126
~ ~~ ~ 01 ~§; ~.~ ~~~ ~~ ~ ~ D
'"
..• '" '"::! ::! 1; ;c: S·
'" t:> •.• '" c is" is"
1"· .. · •• • ••.. ··1
~
E I erne n b a ka r
~
Elemen
i·,:·:·:·:·,:·:·:·:·::·: I":':':':':':':':':':':':':'j
~
.i kendali
I nemen dummy
/)
I !
! I
i
Beryllium
Block Reflector
Beryllium Beryllium
Block Reflector Block Reflector
I
Icwl
HYRA
I®I PNRA 1:·-;:"/)
/)
Gambar 1. Konfigurasi Teras VI RSG - GA. Siwabessy
~c
'" is'"
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselama/an ser/a Fasilitas Nuklir
PLTN
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG, PPTKR -BATAN
-.'-'
.
,'j,
,.
=b~1 -. I. _._ -.-1
-
,
·1-1 -1=1 .,,- .. J
. T LLI L Oi -. ::1..1.. _:·r f!)
.~- ,.,-'"·.'"'-I ~·=·u '=1- ,
.- I r.,.:J· .="\
128
L' ro 0.. ro
~
0
ro S I-< C/) ~..0 N SE~
(1)
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan serta Fasililas Nuklir
PLTN
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG. PPTKR - BATAN
SI'Ef
f-ul1gsi
I\WI\I,
SpektrulI1
1)/\'1'/\
TMIPM1(;
LI\JU
LII'ITM!G
HEt\f(SI
()r)!:r;IW.'1~I 1r:1I1Jr1llv)
I'ImOH/\M UNFOLDING
S/\NI)I'!} I
Gambar 3. Diagram Pengukuran Spektrum neutron 129
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan serta Fasililas Nuklir
PLTN
Serpong. 9-10 Februari 1993 PRSG. PPTKR - SATAN
[JJ
L iii
C LLI
130
Prosiding Seminar Teknologi daJl Keselamalan serla Fasililas Nuklir
Serpong. 9-10 Februari 1993 PRSG, PPTKR-BATAN
PLTN
DISKUSI
LATIJO: Dalam pengukuran dipakai daya di bawah/sama dengan 1MW. Apakah untuk daya yangpuluhan MW spektrom dapat dianggap linear untuk semua energi ?
SURIAN PINEM : Ekstrapolasi dapat dilakukan dari 1 MW ke 30 MW , tetapi sebenarnya tidak begitu linear. Untuk menghindari itu maka dilakukan iradiasi beberapa keping pada daya 1 MW dan 30 MW. Perbandingan aktivitas pada daya 1 MW dan 30 MW meropakan faktor koreksi daya.
131
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamalan Serla Fasilitas Nuklir
PLTN
Serpong. 9-10 Februari 1993 PRSG. PPTKR - BATAN
PENENTUAN SIFAT NETRONIK ELEMEN BAKAR 1/4 ,1/2, DAN 3/4 DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM TRIGAP Oleh: Ed! Trijono Budisantoso, Bambang Sumarsono, Tcgas Sutondo Pusat Penelitian NukIir Y ogyakarta - Badan Tenaga Atom Nasional
ABSTRAK Elemen bakar 1/4, 1/2 dan 3/4 adalah elemen-elemen bakar yang mempunyai kandungan UZrH sebanyak 1/1, 1/2 dan 3/4 dari elemen bakar ST ANDAR dengan sisa roang volume lainnya digantikan dengan Gratit. Di dalam makalah ini dilaporkan hasil pengamatan sifat netronik elemen bakar di atas dengan menggunakan program TRIGAP. Pengamatan dilakukan dengan menghitung reaktivitasnya sebagai fungsi posisi di teras rektor dan fungsi fraksi bakamya. Dari hasil perhitungan reaktivitasnya dapat disimpulkan secara keselurohan bahwa , clemen bakar yang mempunyai kandungan Uranium jauh lebih kecil dari clemen bakarmayoritas di teras akan memberikan reaktivitas positifpada posisiposisi teras tertentu saja, sedangkan elemen bakar yang mempunyai kandungan Uranium yang, sama dengan elemen bakar mayoritas di teras akan memberikan reaktivitas positifpada sembarang posisi di teras reaktor.
ABSTRACT Fuel element 1/4, 1/2 and 3/4 are three of different types of TRIG A fuels having U-ZrH volume fraction of 1/4, 1/2 and 3/4 to that of ST ANDARD fuel respectively. The remaining space in the fuel is accupied by Graphite. This paper reports the neutronic behavior ofthe above fuels, evaluated using TRIGAP code. The evaluation is taken by calculating their contributed reactivity for various burn up fractions and their position in the core. It is then concleded that the fuel element with much less of Uranium contents then that of the majority fuels in the core, will in fact give the positive reactivity at only certain core position, while the fuel element with the same Uranium contents to that ofmajority fuels in the core will give the positive reactivity for any of core position.
I. PENDAHULUAN. Reaktor KARTINI adalah reaktor riset tipe TRIGA MARK II yang mempunyai bahan bakar U-ZrH. Ragam clemen bakar yang tersedia untuk reaktor riset tipe TRIG A MARK II bermacam-macam, yaitu : a). Elemen bakar FLIP yaitu clemen bakar U-ZrH dengan be rat elemen Uranium 8.5 % yang diperkaya 70 %. b). Elemen bakar ST ANDAR yaitu elemen bakr UZrH dengan berat elemen Uraniun1 8.5 % atau 12 % yang diperkaya 20 %. c). Elemen bakar LEU yaitu clemen bakar U-ZrH dengan berat elemen Uranium 20 % yang diperkaya 20 %.
isian U-ZrH sebanyak 1/4, 1/2 dan 3/4 fraksi volume elemen bakar ST ANDAR 8.5 % dari faksi volume sisanya diisi dengangratit. Dimensi tisiknya sarna dengan dimensi ,tisik elemen bakar ST ANDAR 8.5 % lainnya dan dapat ditempatkan pada sembarang posisi diteras reaktor. Dalam makalah ini dipelajari sifat elemen bakar diatas dan dibandingkan dengan sifat clemen bakar ST ANDAR. Pengamatan sifat elemen bakar dilakukan dengan mengamati reaktivitasnya pada tiap-tiap posisi di teras reaktor yang dihitung untuk berbagai tingkat fraksi bakar, dari permulaan sampai fraksi bakar maksimum. Reaktivitas elemen bakar pada masing-masing posisi diteras reaktor ditentukan dengan menggunakan program TRIGAP dengan cara menghitung perbedaan fa kto r muItiplikasi netron (K) oleh adanya clemen bakar yang bersangkutan terhadap clemen air. Hasil pengamatan Aplikasi jenis elemen-elemen bakar diatas ditentukan reaktivitas masing-masing jenis clemen babr pada pola pengisian teras dan aktivitas reaktomya. Pola teras berbagai posisi di teras reaktor dijabarkan dalam bentuk reaktor KAR TINI direncana menggunakan clemen bakar gratik yang kemudian dievaluasi untuk memperoleh dari satujenis, yaitu tipe ST ANDAR 8.5 %. Dari elemenclemen bakar jenis ST ANDAR 8.5 % ada elemen bakar ' posisi-posisi optimum dari maasing-masingjenis elemen bakar. yang digunakan untuk percobaan pengukuran masa kritis reaktor, yaitu elemen bakar 1/4, 1/2 dan 3/4. Elemen bakar tersebut adalah elemen bakar yang mempunyai
132
