KE DAFTAR ISI
92
ISSN 0216 - 3128
Budi Rohman, dkk.
PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS VOID REAKTOR TRIGA 2000 Budi Rohman Pusat Penglwjian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir-BAPETEN Putranto I1ham Yazid Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri-Badan Tenaga Nuk/ir Nasional
ABSTRAK PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS VOID REAKTOR TRIGA 2000. Salah satu parameter fisilw atau kinetilw reaktor yang penting bagi reaktor berpendingin dan bermoderator air adalah perubahan reaktivitas akibat berubahnya kerapatan pendingin. Parameter ini biasanya berni/ai negatif dan memiliki peran penting dalam mencegah terjadinya ekskursi daya ketilw reaktor dioperasilwn. Banyak program perhitungan termal-hidrolik untuk reaktor memerlulwn parameter ini sebagai salah satu masulwn guna memperhitunglwn umpan balik reaktivitas akibat terjadinya kenailwn Iwndungan uap dalam moderator ketilw reaktor dioperasilwn. TRIGA 2000 merupalwn reaktor berpendingin dan bermoderator air, oleh sebab itu penting untuk menghitung ni/ai koefisien reaktivitas voidnya agar diperoleh pemahaman terhadap perilaku reaktor di bawah pengaruh faktor ini. Tulisan ini menyajilwn perhitungan koefisien reaktivitas void reaktor TRIGA 2000 menggunalwn metode komputasi. Perhitungan di/akulwn dengan menggunalwn MCNP (Monte Carlo N-Particle), sebuah program komputer yang meneraplwn metode Monte Carlo untuk memperoleh ni/ai-ni/ai kekritisan. Perhitungan dengan program MCNP ini menghasillwn nilai estimasi koefisien reaktivitas void reaktor TRIGA 2000 sebesar -1.305xl ([3 AiJ/% void. Kala kunci: koefisien reaktivitas void, TRIGA 2000, MCNP, metode Monte Carlo
ABSTRACT CALCULATION OF VOID REACTIVITY COEFFICIENT OF TRIGA 2000. One of the important reactor physic or kinetic parameters for water-cooled or moderated reactors is the changing of reactivity due to change in the density of coolant or moderator. This parameter generally has a negative value and it has significant role in preventing the excursion of power during operation. Many reactor thermal-hydraulic analysis softwares require this parameter as one of the input to account for reactivity feedback due to the increase in moderator voids as the reactor being operated. TRlGA 2000 is a reactor that cooled alld moderated by water, therefore, it is essential to determine the value of void reactivity coefficient in order to obtain better understanding of its behavior resulting from the presence of vapor in the moderator. This paper presents the determination of void reactivity coefficient of TRIGA 2000 using computational method. The calculation was performed using MCNP (Monte Carlo N-Particle), a code applying Monte Carlo method to compute eigenvalues of critical systems. The calculation using MCNP code resulted an estimate of void reactivity coefficient of-/.305 xl ([3 .1P/% ""idforTRIGA 2000 reactor. Keywords: void reactivity coefficient, TRIGA 2000, MCNP, Monte Carlo method
PENDAHULUAN
n
reaktor didinginkan dengan air yang juga berfungsi sebagai moderator.
eaktor TRIGA jenis .ftkolam terbuka 2000 yang merupakan didasarkan reaktor pada desain dari General Atomic, USA. Reaktor ini menggunakan bahan bakar uranium dengan pengkayaan rendah (low enriched uranium) sekitar 20%. Teras reaktor menggunakan kisi dengan konfigurasi berbentuk heksagonal yang dapat memuat total 121 elemen yang dapat tt:rdiri dari elemen bakar, batang kendali, batang grafit, serta tabung iradiasi. Teras
Ketika reaktor dioperasikan, akan wiadi kenaikan suhu pada pendingin/moderator yang akan berakibat pad a turunnya kerapatan moderator akibat terbentuknya uap sehingga mengurangi tingkat moderasi yang selanjutnya akan berpengaruh pada reaktivitas teras. Pengaruh yang demikian biasanya dikuantitkasi dengan parameter yang disebut sebagai koefisien void atau kerapatan moderator, yang
Prosiding PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006
ISSN 0216-3128
/Judi Rohmllll, dkk.
biasanya berharga pendingin air.
negatif
untuk
reaktor
ber-
Oi dalam Laporan Analisis Keselamatan Reaktor TRIGA 2000 parameter ini belum dikuantifikasi, padahal parameter ini eukup penting bagi reaktor berpendingin air. Selain itu, ban yak program perhitungan termohidrolika reaktor memerIukan masukan parameter ini untuk memperhitungkan umpan-balik reaktivitas akibat perubahan kerapatan moderator. Oengan alasan ini, maka parameter tersebut perlu ditentukan nilainya.
93
ketika suhu pendingin mendekati saturasi, sehingga koefisien reaktivitas void juga akan eukup besar. Oengan memasukkan
definisi reaktivitas (p)
sebagai
k -I (2)
p = -k··n
maka persamaan (I) di atas, sebagai fungsi tTaksi void, juga dapat ditulis sebagai [2] dp
(3)
dx
TUJUAN ANALISIS Tujuan analisis ini adalah untuk memperoleh nilai koefisien reaktivitas void atau kerapatan moderator reaktor TRIGA 2000 dengan metode komputasi menggunakan paket program MCNP.
dengan x : tTaksi void Keberadaan void di dalam moderator akan mengubah kerapatannya. Kerapatan moderator, yang terdiri atas eampuran eairan dan gas, diberikan oleh: (4)
DASAR TEORI: KOEFISIEN REAKTIVIT AS MODERATOR
dengan : d
: kerapatan moderator
d, : kerapatan eairan Koefisien reaktivitas moderator merupakan ukuran perubahan reaktivitas akibat perubahan sifatsifat moderator misalnya temperatur, kerapatan, tekanan, atau tTaksi void. Apabila moderator yang digunakan adalah eairan, yang juga befungsi sebagai pendingin, koefisien reaktivitas ini akan eukup signifikan. Salah satu pengaruh reaktivitas yang eukup signifikan pada reaktor-reaktor dengan moderator air be rasa I dari perubahan kerapatan moderator, baik karena ekspansi termal maupun pembentukan void (uap). Pengaruhnya adalah pada berkurangnya moderasi akibat penurunan kerapatan moderator sehingga menyebabkan naiknya absorpsi resonansi[l]. Koefisien void atau kerapatan moderator ditulis menurut persamaan berikut:
dengan : av
:
koefisien reaktivitas void moderator
k
: faktor multiplikasi neutron
VM
:
volume moderator
NM
:
rapat atom moderator
p
: kebolehjadian lolos dari resonansi
Untuk reaktor berpendingin air, dNM/dVM berharga negatif dan akan eukup besar khususnya
dg
:
kerapatan gas
Karena dg biasanya jauh lebih keeil dari pada d, (keeuali di daerah dekat titik kritis untuk bahan tersebut), persamaan (4) di atas dapat ditulis sebagai d = (l-x)d,
(5)
DESKRIPSI TERAS REAKTOR TRIGA 2000 Reaktor TRIGA 2000 merupakan reaktor penelitian jenis kolam terbuka berpendingin air yang desain utamanya dibuat oleh General Atomic. Reaktor TRIGA 2000 yang dioperasikan saat ini merupakan hasil peningkatan daya dari daya semula 1000 kW menjadi 2000 kW[3]. Kisi teras reaktor berbentuk heksagonal yang terdiri atas 121 lubang masing-masing dengan diameter 3.82 em dengan jarak antar pusat 4.2 em, seperti dapat dilihat di Gb. 1, yang dapat diisi dengan elemen bakar, batang kendali, tabung iradiasi, serta elemen grafit. Teras reaktor ini berada di dalam silinder dengan diameter 112 em dan tinggi 89 em yang di bagian luamya dikelilingi oleh retlektor dari blok grafit berbentuk einein setebal 28.4 em dan tinggi 73.3 em. Teras reaktor dan retlektor ini dipasang di dasar tangki dengan ditopang oleh struktur penyangga teras. Elemen
bakar
reaktor
TRIGA
2000
ber-
bentuk tabung dengan panjang total 75.2 em. Bagian
Prosiding PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006
94
ISSN 0216 - 3128
bahan bakar aktifnya tersusun dari paduan uranium dan zlrkonium hidrida UZrH1.6 atau uranium clan zirkonium hidrida-erbium UZrH1.6-Er dengan diameter 3.64 em. Bahan bakar ini dimasukkan ke dalam kelongsong baja tahan karat ss-304 dengan tebal 0.05] em dan diameter luar 3.75 em. Di antara bahan bakar dan kelongsong terdapat eelah yang berisi gas He ketika da]am kondisi baru. Di bagian bawah dan atas elemen bakar dipasang retlektor grafit dengan panjang berturut-turut 9.39 em dan 6.6 em. Terdapat tiga jenis e]emen bakar yang digunakan, yakni tipe 8.5-20, ]2-20. dan 20-20 yang masing-masing mengandung 8.5, ]2, dan 20 persen berat Uranium dengan pengkayaan sekitar 20%.
berbagai maeam persoalan transport partikel, antara lain neutron, foton, elektron. gabungan neutron/ foton, neutronlfoton/elektron maupun foton/elektron. Sifat-sifat bahan serta interaksi partikel dengan bahan dinyatakan da]am fungsi energi kontinyu. MCNP dapat digunakan untuk memeeahkan persoalan transport partikel di dalam bahan berbentuk tiga dimensi sembarang. Program ini mampu menghitung nilai eigen kCjJ dalam suatu sistem bahan dapat belah dengan akurasi tinggi. Fitur-fitur penting sebagai berikut[4]:
MCNP[4J, singkatan dari Monte Carlo NParticle, adalah program komputer yang dikembangkan sejak tahun ]963 di Los Alamos National Laboratory (LANL), Amerika Serikat. Sampai saat ini ia masih terus dikembangkan dan disempumakan. Program yang digunakan dalam tulisan ini adalah dari versi 4B yang dikeluarkan pada bulan Maret ]997. Program MCNP menerapkan metode Monte Carlo dalam menyelesaikan
MCNP
adalah
Data nuklir dan reaksi inti. MCNP menggunakan pustaka data inti dan atom untuk energi kontinyu. Pustaka reaksi inti terutama berasal dari sistem ENDF (Evaluated Nuclear Data File), ENDL (Evaluated Nuclear Data Library) serta ACTL (Activation Library) hasil kompilasi Livermore National Laboratory dan Grup T-2 dari Los Alamos National Laboratory, Amerika Serikat. Seluruh data tersebut diubah ke dalam format yang dapat dibaea oleh program MCNP dengan menggunakan program lain misalnya NJOY. MCNP menyediakan tabel data nuklir untuk reaksi neutron, foton hasH induksi neutron, interaksi foton dan elektron, dosimetri atau aktivasi neutron serta hamburan partikel termal S(u.P). Terdapat lebih dari 500 tabel reaksi neutron untuk lebih dari 100 isotop dan elemen yang berlainan.
-
Spesifikasi sumber. MCNP dapat menerima masukan yang menggambarkan berbagai maeam sumber dengan geometri, distribusi arah, energi maupun posisinya ditentukan oleh pengguna. Selain itu, MCNP juga menyediakan berbagai fungsi yang memungkinkan pengguna memakai distribusi energi seperti di dalam spektrum fisi dan fusi, yakni spektrum Watt, Maxwellian dan Gaussian. MCNP juga menyediakan model sumber neutron yang khusus digunakan dalam perhitungan kekritisan.
-
Caeah (tally). Untuk memperoleh besaran fisik, MCNP menyediakan berbagai maeam eaeah dasar. Semua eaeah tersebut dinormalisir per jumlah partikel yang disimulasikan. Pengguna dapat memperoleh besaran arus partikel, tluks partikel maupun deposisi energi. Arus partikcl dapat dinyatakan sebagai fungsi arah terhadap suatu permukaan atau bagian permukaan tertentu. Fluks partikel dapat diperoleh dari permukaan atau volume/sel. Selain itu MCNP juga menyediakan dua maeam detektor yang dapat memberikan informasi tentang fluks partikel pada suatu titik atau lingkaran eincin tertentu.
METODE PERHITUNGAN
Deskripsi Program Komputer MCNP
program
-
Reaktor TRIGA 2000 memliki 5 batang kendali dengan bahan penyerap neutron boron karbida B4C yang di bagian bawahnya dipasangfuel follower dengan panjang dan komposisi sarna dengan bahan bakar.
Perhitungan koefisien reaktivitas void moderator dilakukan dengan menggunakan paket program komputer MCNP-4B. Program MCNP-4B ini menggunakan metode Monte Carlo yang bersifat statistis dalam meneari penyelesaiannya, hal ini berbeda dengan metode transport yang bersifat deterministik. Dalam metode deterministik, eara yang paling urnurn diterapkan adalah metode ordinat diskret yang menyelesaikan persamaan transport untuk perilaku partikel rata-rata. Metode Monte Carlo tidak memeeahkan persamaan yang eksplisit, tetapi meneari penyelesaian dengan eara mensimulasikan partikel-partikel seeara individual serta meneatat beberapa aspek (tally atau eaeah) dari perilaku rata-rata partikel tersebut. Jadi, metode Monte Carlo menyelesaikan permasalahan transport dengan me]akukan simulasi atas riwayat atau ja]annya partike], bukan memeeahkan persamaan. Tidak perlu disediakan persamaan transport guna menyelesaikan persoa]an transport dalam metode Monte Carlo.
Budi Rohman. dkk.
Prosldlng PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006
-
-
ISSN 0216 - 3128
Bud; Rohman, dkk.
Geometri. MCN? mampu memodelkan hampir semua bentuk tiga dimensi sembarang. MCN? mendetinisikan suatu bentuk geometri tiga dimensi dengan didasarkan pada bidang atau permukaan yang membatasi benda tersebut. Untuk itu MCN? menyediakan berbagai jenis permukaan standar, seperti bidang datar, bola, kerucut, silinder dan lain sebagainya untuk memudahkan pengguna dalam memodelkan segal a bentuk geometri tiga dimensi secara utuh.
95
Oalam perhitungan kekritisan, MCN? melakukan simulasi gerakan acak sebuah partikel (misalnya neutron hasil reaksi tisi) mulai dari kelahirannya, yakni terpancar dari sumber neutron tisi, sampai neutron tersebut ditangkap oleh bahan, baik akibat peristiwa tangkapan mumi maupun tisi. Riwayat sebuah neutron akan dianggap berakhir bila ia keluar atau lolos dari sistem. Simulasi ini dilakukan satu per satu sampai seluruh neutron habis Bagan alir untuk terpancar dari sumbemya[4,5J• perhitungan kekritisan ini dapat dilihat di Gambar I.
Perhitungan Kekritisan dalam MCNP
B engki tk en billlngan ae ak. Gunakenuntuk menentukan j umlah, po sisi dan energi neutr on fisi. Akm\ulasikan harga keff (3 maeam eGtimator).
Bangkitkan bilangan aeak. Gunakan untuk menentukan ener gi new on.
B angki1kan bilangan ocak. Gunakan untuk menentukan arah &r ak new on.
B angkitk an bilangan aeak. Gunakan untuk menent.ukan
Ya
suduthambur dan energi neutr on
B angkitk an bilengan ae ak. G unakan untuk m enent.uken panj angjejak danletak turnbuk anlint.erak si berikutnya.
Tidal<
B angld tk an bil angan ae ak. Gunakan untuk menentukan j erus inter aksi.
Tidak
Gambar
1. Bagan alir proses perhitungan
kekritisan
dengan MCNpISI.
Prosiding PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta,10 Juli 2006
96
ISSN 0216-3128 MCNP
tidak secara
langsung menghitung
kcff dengan cara harga faktor multiplikasi membandingkan jumlah neutron pada satu generasi dengan jumlah neutron pada generasi sebelumnya, melainkan pada setiap akhir satu generasi akan dihasilkan 3 buah nilai kcff yang berbeda yang disebut sebagai estimator. Pengguna dapat menggunakan salah satu estimator tersebut untuk menentukan nilai kcff dari sistem reaktor yang dihitung. Ketiga estimator tersebut adalah:
I. Estimator tumbukan (kift)
yang dihitung setiap
kali terjadi peristiwa tumbukan partikel yang memungkinkan terjadinya peristiwa fisi selama satu generasi neutron. Estimator ini memberikan estimasi harga kctT yang terbaik untuk sistem yang sangat besar. 2. Estimator serapan (ke~) yang dihitung setiap terjadi interaksi antara neutron dan inti bahan dapat belah selama satu generasi neutron. Estimator ini memberikan estimasi harga kctT dengan kesalahan terkecil pada sistem reaktor termal. 3. Estimator
panjang jejak
(k:};) yang dihitung
setiap kali neutron berpindah tempat di dalam bahan dapat belah pada suatu jarak tertentu dari posisi semula. Estimator ini memberikan prediksi harga kctTterbaik untuk sistem reaktor cepat yang menggunakan elemen bakar berbentuk lempeng tipis.
Bud; Rohman, dkk.
LANL merekomendasikan untuk menggunakan rerata dari kombinasi ketiga nilai estimator sebagai estimasi nilai kctTyang terbaik.
PEMODELAN TERAS REAKTOR TRIGA 2000 DALAM MCNP Geometri teras reaktor TRIGA 2000 yang dimodelkan dalam perhitungan ini didasarkan pada konfignrasi yang diterapkan dalam operasi sampai dengan akhir tahun 2005. Komponen-komponen utama dalam teras yang dimodelkan, seperti dapat dilihat di Gambar 2, 3 dan 4, di antaranya meliputi: -
Elemen bakar dari ketiga tipe (8.5-20, 12-20, dan 20-20) total sejumlah 107 batang.
-
Satang kendali sejumlah 5 batang. kendali ini adalah yang diperlengkapi fuel follower tipe 12-20.
-
Elemen grafit (dummy) sejumlah 3 batang.
Satang dengan
-
Tabung iradiasi sejumlah 2 batang.
-
Struktur teras, termasuk grid plate dan safety plate
-
Retlektor grafit
-
Lazy Susan
-
Thermal dan therma/izing column
-
Radial dan tangential piercing beamport
Gambar 2. Pemodelan teras reaktor TRIGA
2000161•
Prosldlng PPI • PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan· BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006
beamport
serta radial
-
ISSN 0216 - 3128
Budi Rohman, dkk.
Gambar
3. Representasi teras TRIGA 2000 dalam MCNP.
Kandungan bahan bakar dalam pemodelan untuk perhitungan ini adalah sesuai dengan komposisi bahan bakar standar. Dalam model ini kelima batang kendali dalam posisi tertarik ke atas sepenuhnya, sehingga bagian fuel follower sepenuhnya menjadi bagian dari teras reaktor. Untuk menyusun input dari model ini digunakan program Triga MCNP[6] yang memiliki kemampuan untuk menyusun konfigurasi teras reaktor TRIGA 2000 sekaligus membangkitkan input untuk MCNP.
Kartu KCODE Untuk menghitung kekritisan reaktor, perlu didefuisikan kartu KCODE yang berisi informasi mengenai jumlah sumber (partikel) yang disimulasi, harga awal keff, jumlah siklus yang dilompati sebelum perhitungan akumulasi keff dimulai (ini penting temtama apabila nilai awal keff yang diberikan tidak bagus), dan jumlah siklus total yang dikehendaki dalam perhitungan. Jumlah partikel yang disimulasi dalam perhitungan disesuaikan dengan kompleksitas sistem teras, lazimnya terdapat minimal I partikel disimulasikan dalam material dapat belah (fissile). Semakin banyak partikel yang disimulasikan, akan semakin kecil standar deviasinya dan memberikan hasil yang lebih baik. Kartu KCODE ini memiliki bentuk sebagai berikut: KCODE nsrck rkk ikz kc! dengan
Gambar
97
4.
Representasi elemen bakar TRIGA 2000 dalam MCNP.
nsrck
: jumlah sumber nominal tiap siklus.
rkk
: harga awal untuk
ikz
: jumlah siklus yang akan dilompati sebelum perhitungan kef] dimulai.
kc!
: jumlah siklus dalam perhitungan
keff
Dalam perhitungan ini digunakan nsrck = 22400, rkk = 1.0, ikz = 50, dan kc! = 150.
Kartu KSRC Partikel sumber yang disimulasikan ditempatkan tersebar di setiap daerah bahan bakar yang mengandung bahan dapat belah, yang terdapat baik di dalam elemen bakar maul' un batang kendali. Lokasi partikel yang disumulasikan ini hams cukup jauh dari batas-batas sel. Kartu KSRC digunakan untuk menentukan posisi partikel yang disimulasi ini dalam pasangan-pasangan koordinat x, y, dan z dalam bentuk berikut: KSRC
XI
YI
ZI
dst. sampai sejumlah nsrck triplet, sehingga dalam model ini terdapat 22400 triplet posisi titik sumber awal.
Pemodelan
Void
Untuk memodelkan adanya void dalam pendingin, digunakan variasi kerapatan air pendingin sebagai fungsi fraksi void dengan mengikuti per-
Prosiding PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006
55050
98
ISSN 0216 - 3128
samaan (5) di atas. Kerapatan air pendingin tanpa void yang digunakan sebagai referensi pad a tekanan operasi reaktor TRIGA 2000 adalah 0.99659 glem3• Selanjutnya kerapatan air pendingin ini divariasi menurut fraksi voidnya, di mana nilai suatu fraksi void berbanding langsung dengan prosentase pengurangan kerapatan air. Fraksi void yang digunakan dalam perhitungan ini berkisar antara 0 sampai dengan 85 % serta kerapatan air yang bersesuaian adalah 0.99659 sampai dengan 0.14949 glem3 seperti tertera di Tabe1 1. Tabel
1.
Fraksi void dan kerapatan air untuk input MCNP. 0.14949 0.34881 0.24915 0.94676 0.99659 0.89693 0.84710 0.19932 0.79727 0.74744 0.64778 0.59795 0.54812 0.49830 0.44847 0.39864 0.29898 0.69761 Kerapatan Air (g/cm3) Fraksi Void (%)
0
Budi Rohman, dkk.
bersesuaian dapat dihitung menurut persamaan (2), dengan k adalah nilai kelfyang dihitung oleh MCNP. Untuk fraksi void 0% diperoleh harga kef! = 1.14550 atau setara dengan reaktivitas O.I270 19. Selanjutnya nilai kef[ turun seiring dengan turunnya kerapatan air, sampai ketika fraksi void meneapai 85% harga kef[ = 1.00866, atau nilai rektivitasnya sudah sangat kecil yakni 0.008586. Hasil selengkapnya dari perhitungan ini disajikan dalam Tabel 2, serta grafiknya dapat dilihat pada Gambar 5. Koefisien reaktivitas void lazimnya dihitung dalam satuan Ap/% void atau perubahan reaktivitas terhadap fraksi void dianggap linear. Kebanyakan program termohidrolik memerlukan data koefisien reaktivitas void dalam satuan ini sebagai salah satu inputnya. Untuk itu, lintasan kurva tersebut perlu didekati dengan garis linear, sehingga gradien garis terse but merupakan nilai koefisien reaktivitasnya. Berdasarkan hasil perhitungan, harga koefisien reaktivitas void untuk reaktor TRIGA 2000 av= - 1.305 x 10.3 mana nilai ini merupakan gradien garis mendekati kurva lintasan nilai-nilai sebagai fungsi fraksi void seperti terlihat 5. Tabel 2.
45 40 50 15 25 20 30 35 50 60 70 80 85 10 55 75 65
Estimasi harga tungan MCNP. I. 10377I kefl 1.09721 1.14550 1.1403 1.13795 1.13222 1.12355 1.11781 1.11137 0.094014 1.09048 1.08234 1.06163 1.07384 1.05071 1.03771 1.02635 1.00866 Reaktivitas 0.127019 0.121227 0.116779 0.113444 1.12796 0.109964 0.105394 0.10021 0.088597 0.082973 0.076076 0.058052 0.068763 0.036340 0.048263 0.025674 0.008586 O.I23045 Fraksi Void (%)
Pada pemodelan ini fraksi void dikenakan terhadap seluruh komponen air yang berada di dalam tangki dan sega1a struktur di dalamnya. Selanjutnya program MCNP dieksekusi sejumlah variasi fraksi void yang tersebut untuk memperoleh nilai kelfuntuk masing-masing nilai fraksi void.
HASIL DAN PEMBAHASAN Dengan menggunakan model seperti dijelaskan di atas diperoleh estimasi nilai kelf untuk masing-masing fraksi void sehingga reaktivitas yang
Prosidlng PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006
kefl dari
diperoleh moderator Ap/% void, di linear yang reaktivitas di Gambar
perhi-
ISSN 0216 - 3128
Budi Rohman, dkk.
99
0.14 Y. ·1.305E-03x
+
1.390E-01
0.12
0.10
0.08
0.00
0.04
0.02
• 0.00
o
10
20
30
50
40 Fratsl void
Gambar 5. Reaktivitas
KESIMPULAN
70
80
sebagai fungsi fraksi void.
6.
Berdasarkan hasil perhitungan dengan menggunakan program komputer MCNP, diperoleh estimasi nilai koefisien reaktivitas void untuk moderator reaktor TRIGA 2000 a,. =- 1.305 X 10-3 t,P/% void untuk konfigurasi teras yang dianalisis.
60
f%»
PUTRANTO ILHAM YAZID, Triga MCN? Ver. 9.0 (program komputer). Bandung, Januari 2006.
TANYAJAWAB DAFT AR PUST AKA
Widarto
1.
- Mohon infonnasi apakah sudah tidak void untuk operasi daya 2000 kW.
2.
DUDERSTADT, JAMES J., et. al., Nuclear Reactor Analysis. John Wiley & Sons, New York, 1976. LAMARSH, JOHN R., Introduction to Nuclear Engineering (2nd Edition). Addison-Wesley Publishing Company, Reading, Massachusetts, 1983.
3.
Laporan Analisis Keselamatan Akhir Reaktor TRIGA 2000 Bandung. P3TkN-BA TAN, Bandung, November 200 I.
4.
BRIESMEISTER, JUDITH F. (Editor), MCN?A General Monte Carlo N-?article Transport Code Version 4B. Los Alamos National Laboratory, March 1977.
5.
HARMON, CHARLES D., et al., Criticality Calculations with MCN? A Primer. Los Alamos National Laboratory, August 1994.
- Mulai daya berapa void timbul pad a operasi daya reaktor TRIGA 2000. Budi Rohman - Ketika TRIGA 2000 dioperasikan pada daya 2000 kW memang ada gelembung uap (void) dan sampai tingkat tertentu ini adalah normal. Bagaimanapun, kenaikan temperatur pada moderator akan selalu menurunkan kerapatannya dan efeknya terhadap reaktivitas sama dengan efek karena keberadaan void. - Besar daya reaktor TRIGA 2000 dim ana fenomena timbulnya void mulai timbul dapat dihitung dengan perhitungan/program termohidrolik. Tulisan ini adalah mengenai per-
Prosiding PPI • PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan· BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006
ISSN 0216 - 3128
100 hilUngan neulronik, $ehingga fenomena tampak dari hasil perhitungan.
ini fidak
Gatot Suhariyono - Pada grafik hasil perhitungan, data-datanya cenderung parabola kenapa dibuat linier? R2 koreksinya harus ditampilkan untuk mengetahui keakuratan data bila R2 100%.
-
Bud; Rohman, dU.
Budi Rohman - Dari hasil perhitungan memang lintasan kl/rva reaktivitas berbentuk parabola. Pendeka/an dengan garis linear diambil karena perhitungan ini dilakukan un/uk memperoleh koefisien reaktivitas void untuk satu paket program termohidrolik, dim ana program ini memerlukan input koefisien reak/ivi/as void dalam sail/an LI,d% void (linear).
Prosldlng PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Jull 2006
KE DAFTAR ISI
