Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir: 6-7 Agustus 2008( )

Daftar Isi Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir: 6-7 Agustus 2008(253-265)

PROSEDUR NUMERIK UNTUK PERHITUNGAN REAKTIVITAS AYUN REAKTOR CEPAT DENGAN BAHAN BAKAR CAMPURAN (U–Pu–MA–Zr) MENGGUNAKAN METODE DIFUSI MULTI-GRUP 1-DIMENSI Marsodi*

ABSTRAK PROSEDUR NUMERIK UNTUK PERHITUNGAN REAKTIVITAS AYUN REAKTOR CEPAT DENGAN BAHAN BAKAR CAMPURAN (U–Pu–MA–Zr) MENGGUNAKAN METODE DIFUSI MULTI-GRUP 1-DIMENSI. Prosedur numerik untuk perhitungan reaktivitas ayun reactor cepat dengan bahan bakar campuran (U-Pu-MA-Zr) ini menggunakan metoda difusi multi-grup 1dimensi, karena metoda difusi ini telah digunakan untuk kebanyakan disain reaktor cepat dan relatif cukup sederhana di mana lintasan bebas rata-rata sebuah neutron cepat biasanya relatif panjang dibandingkan dengan dimensi disain fuel-pin dan channel pendinginnya. Perhitungan untuk prosedur numerik ini dilakukan menggunakan teorema divergensi .

∫ D∇ φdV = ∫ D∇φdA . Penyelesaian 2

prosedur nemerik ini menggunakan metode penyelesaian persamaan diferensial yaitu metode RungeKutta. Prosedur ini menggunakan multi-grup data penampang lintang untuk bahan (material) reaktor cepat yang diperoleh dari penampang lintang data nuklir efektif 26-grup dari Brookheaven National Laboratory (BNL). Perhitungan untuk spatial space-dependent dilakukan dalam arah radial dengan analisis 1-dimensi. Pengaruh dari beberapa parameter (seperti halnya komposisi bahan bakar, bahan pendingin, and unrecovered rear earth, RE) dalam teras reaktor telah diuji dengan perubahan kerapatan bahan terkait sesuai dengan kondisi yang diinginkan. Kata-kata kunci: Prosedur numerik, Reaktivitas ayun, Reaktor cepat, Metoda difusi, Multi-grup penampang lintang data nuklir.

ABSTRACT NUMERICAL PROCEDURE FOR CALCULATING THE REACTIVITY SWING OF FAST REACTOR WITH (U-PU-MA-ZR) FUEL USING MULTY-GROUP OF 1-DIMENTION. This diffusion method have been used for most of fast reactor design and relatively simple where the mean free path of the fast neutron usually long enough compared with design of fuel pin and it’s cooling channel. The calculation for this numerical procedure performed using divergence theorema of

∫ D∇ φdV = ∫ D∇φdA . Solution of this numerical proceedur performed using the solution of 2

differensial equation from Runge-Kutta Method. This procedure using multy-group effective cross section nuclear data 26-groups from Brookheaven National Laboratory (BNL). Spatial space-dependent calculation heve been performed in radial direction of 1-dimention analisys. Effects of the parameters (as fuel composition, coolant material, and unrecovered rear earth, RE) in the core reactor have been examined with the change of material density as the condition we want.

*

PPIN-BATAN, Puspiptek–Serpong, INDONESIA 15310, e-mail: [email protected]

253

Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir: 6-7 Agustus 2008(253-265)

Key words: Numerical Proceedure, Reactivity swing, Fast reactor, Diffusion method, Multy-group cross section nuclear data.

PENDAHULUAN Metoda perhitungan yang digunakan adalah metoda difusi multi-grup 1Dimensi, karena metoda difusi ini telah dipergunakan untuk kebanyakan disain dan perhitungan reaktor cepat dan relatif cukup sederhana di mana lintasan bebas rata-rata sebuah neutron cepat biasanya relatif panjang dibandingkan dengan dimensi disain fuel-pin dan channel pendinginnya [Waltar A.E., et.al., 1981]. Ukuran teras reaktor cepat yang dipergunakan dalam perhitungan ini relatif besar dibandingkan dengan lintasan bebas rata-rata neutron cepat. Spektrum energi neutron pada sistem ini cukup lebar di mana sebagian besar reaksi pembelahan dan reaksi tangkapan terjadi dalam reaktor ini. Prosedur numeric untuk perhitungan reactor cepat ini menggunakan metoda perhitungan multi-grup (26-grup) data penampang lintang untuk bahan (material) reaktor cepat yang diperoleh dari data penampang lintang efektif 26-grup [Lamarsh J.R., 1977], dan BNL [Benedict M., et.al., 1982]. Perhitungan untuk spatial space-dependent dilakukan dalam arah radial dengan prosedur numerik 1-dimensi. Penampang lintang data nuklir yang digunakan adalah penampang lintang data nuklir efektif 26-grup, σg, untuk U, Pu, dan MA/Pu. Dalam perhitungan ini, metoda yang digunakan sepenuhnya diadopsi dari Waltar [Waltar A.E., et.al., 1981] dengan uraian sebagai berikut: Energi grup g dalam batasan jumlah neutron per satuan volume per detik termasuk kemungkinan kebocoran (leakage) adalah (− D g ∇ 2φ g ) , kemungkinan penyerapan (absorption) adalah (Σ ag ) di mana penyerapan ini termasuk kemungkinan tangkapan (capture) dan pembelahan (fission) yaitu (Σ ag = Σ cg + Σ fg ) , kemungkinan neutron yang dikeluarkan (removal) oleh hamburan elastik (elastic scattering) yaitu (Σ erg Σ g ) dan hamburan inelastik (inelastic scattering) yaitu

(Σ irg Σ g ) . Persamaan multi-grup diungkapkan dalam bentuk sebagai berikut:

(− D ∇ φ ) + (Σ 2

g

g

ag

+ Σ cg + Σ fg ) =

G G G 1 χ g ∑ (υφ g ) g ' φ g ' + ∑ Σ eg '→ g φ g ' + ∑ Σ ig '→ g φ g ' k eff g '=1 g '=1 g '=1

(1)

dimana, keff merupakan faktor multiplikasi terhadap keseimbangan produksi dan kehilangan neutron, χ g merupakan fraksi neutron yang dihasilkan dalam reaksi G

pembelahan yang muncul dalam grup g,

∑ (υφ g '=1

g

) g ' φ g ' merupakan laju produksi

254


neutron dari hasil pembelahan (neutron per sentimeter kubik per detik), dan G

G

∑ Σ eg '→ g φ g ' dan

∑Σ

g '=1

di mana Σ eg '→ g

g '=1

ig '→ g

φ g ' batasan dari sumber hamburan elastik dan inelastik

dan Σ ig '→ g merepresentasikan hamburan neutron dari grup g’ ke G

grup g,

1 χ g ∑ (υφ g ) g ' φ g ' adalah laju produksi neutron grup ke g dari hasil k eff g '=1

pembelahan. Perhitungan dilakukan dalam arah radial dalam geometri silinder dengan solusi persamaan difusi multi-grup satu dimensi. Reaktor dibagi dalam interval meshN, dan integrasi seluruh volume mesh pada titik k diungkapkan dalam persamaan 2-2 berikut ini;

∫

k

k

k

D gk ∇ k φ gk dV + ∫ D gk B zg2 φ gk dV + ∫ Σ rg φ gk dV =

1 k eff

∫

k

G

χ g ∑ (υΣ f ) φ dV + ∫ g '=1

k g'

k g'

k

g −1

∑ (Σ g '=1

k g '→ g

) kg 'φ gk' dV

(2)

di mana, Σ rg adalah batasan removal, dan Σ g '→ g adalah jumlah kedua hamburan elastik dan inelastik dari grup g’ ke grup g, Bzg adalah buckling dalam arah z. Penyelesaiannya menggunakan teorema divergensi seperti duraikan dalam persamaan (3) berikut ini;

∫ D∇ φdV = ∫ D∇φdA 2

(3)

Sistem persamaan multi-grup ini diselesaikan secara iteratif dalam bentuk matriks dengan solusi 1-dimensi. Pengaruh dari burn-up bahan bakar pada reaktivitas reaktor pada Looses reactivity reaktor dianggap sebagai fuel depletes. Karena itu, harus ditentukan fraksi Pu awal pada awal daur berhubungan dengan faktor kritikalitas awal seperti halnya akan terjadi pada akhir daur. Pada saat terjadi kritikalitas, ekses reaktivitas yang terjadi pada awal daur diperoleh dan dikendalikan dengan mengintroduksi boron, sebagai B4C, dalam rangka mendapatkan kondisi di mana reaktor dapat dioperasikan. Pada sisi lain, kehilangan sodium (sodium loss) dapat memberikan pengaruh yang sama seperti pada reaktor cepat lainnya dengan pendingin cairan metal. Dalam hal ini, spektrum neutron menjadi lebih keras akibat dari kehilangan sodium (sodium loss) di mana moderasi oleh pendingin sodium tidak terjadi sehingga reaktivitas naik. Dalam hal ini paling sedikit ada empat faktor yang berpengaruh terhadap keberadaan sodium seperti halnya pengerasan spektrum neutron, meningkatnya kebocoran, elimiasi tangkapan sodium, dan perubahan pada self shielding, tetapi perubahan pada self shielding ini tidak termasuk dalam pembahasan. 255


Dalam penelitian ini, perhitungan reaktor dilakukan dengan menggunakan persamaan diferensial M-simultan dan persamaan difusi 26-grup. Dalam hal ini, pengelompokan energi neutron mengikuti referensi dan metoda ini digunakan untuk perhitungan isotop-isotop yang tersisa selama reaksi, di mana φ g ' merupakan rata-rata terhadap mesh arah jari-jari dengan unit lethargy.

φg (r ) =

φg (r ) =

1 πRs2

∆u g

∑

g

∆u g

1 2 π ( Ro − Rs2 )

∫

Rs

O

2πφg (r )dr

∆u g

∑

g

∆u g

∫

Ro

Rs

2πφg (r )dr

(0 ≤ r < Rs)

(4)

(Rs < r ≤ Ro)

(5)

Dalam penelitian ini, kapasitas daya reaktor cepat diasumsikan sebesar 3 GWtLMFBR dengan standar bahan bakar metalik yaitu U, Pu, dan Zr yang dicampur secara homogen dengan isotop-isotop MA. Dengan alasan yang sama seperti halnya pada LMFBR standar, bahan pendingin sodium (Na) dipilih karena bahan Na ini mempunyai sifat-sifat termal (thermal properties) dan kompatibilitas yang baik (good compatibilities) dengan bahan cladding standar dan juga pada struktur bahan standar pada LMFBR dengan rasio volume yang sama [Wakabayashi T., et.al., 1993]. Pemuatan MA/Pu dalam bahan bakar disesuaikan dengan kriteria sebagai salah satu parameter yang akan diketahui. Perhitungan untuk prosedur numerik ini dilakukan menggunakan teorema divergensi seperti pada persamaan (3) di atas. Penyelesaian prosedur nemerik ini telah dilakukan menggunakan metode penyelesaian persamaan diferensial yaitu metode Runge-Kutta sebagai pendekatan penyelesaian. Ambil sebagai pemisalan adalah persamaan diferensial sebagai berikut: y' = f(x,y)

(6)

dengan y(x0) = K (initial or starting value of y) Kita ingin mendekati penyelesaian untuk persamaan ini melalui sebuah interval tertentu. Kemudian kita bagi interval ini kedalam ukuran interval yang lebih kecil h. Pendekatan numeric untuk persamaan diferesial bias diperoleh menggunakan metode Rung-Kutta order ke-4 seperti berikut ini: Ambil y0 = K yi+1 = yi + (1/6) [k1 + 2k2 + 2k3 + k4] untuk i=0,1,...,n-1

(7)

256


di mana y0 = K (starting value) k1 = hf(xi ,yi ) , k2 = hf(xi +h/2,yi +k1/2) , k3 = hf(xi +h/2,yi +k2/2) , k4 = hf(xi +h,yi +k3) Eksplorasi pendekatan ini dilakukan dengan merubah ukuran stepingnya yaitu h dan seterusnya.

HASIL DAN PEMBAHASAN Pengaruh Fraksi Pemuatan MA Terhadap Reaktivitas Ayun Reaktivitas ayun untuk berbagai fraksi MA/Pu yang berbeda telah diuji dalam rangka untuk memperoleh kapasitas pemuatan maksimum yang aman dan reaktivitas ayunnya dapat dijaga selama umur bahan bakar. Pengujian ini telah dilakukan dengan berbagai fraksi MA dengan F/C = 0.35/0.43 dan [Pu] = 0.24. Hasil perhitungan menggunakan prosedur nemerik dengan pemuatan MA yang berbeda diperlihatkan pada Gambar 1. Di sini dapat dilihat bahwa perbedaan fraksi MA menyebabkan reaktivitas ayun berubah, dan dalam kondisi dimana fraksi MA sama dengan nol berarti bahwa reaktor ini sama dengan reaktor biasa dengan bahan bakar metalik. Kriteria untuk menentukan pemuatan maksimum MA/Pu yang dapat dikandung dalam bahan bakar reaktor adalah dengan mengacu pada operasi normal sebuah reaktor, yaitu dengan pemuatan MA/Pu tertentu, reaktor masih tetap dapat dioperasikan secara normal. Pada gambar ini, dapat dilihat bahwa dengan pemuatan MA/Pu di atas 10%, maka reaktivitas ayunnya lebih rendah dari 2.1% dk/k. Apabila digunakan standar sistem kontrol reaktor konvensional, maka reaktivitas ayun ini terlalu kecil dan secara nyata sulit untuk digunakan selama operasi, khususnya yang berhubungan dengan penurunan efektivitas mekanisme kontrol terhadap umur bahan bakar. Pada saat pemuatan MA direduksi hingga 5%, reaktivitas ayun naik menjadi lebih besar dari pada 3.4% dk/k. Nilai reaktivitas ayun ini pada umumnya dapat dinyatakan diterima untuk sistem operasi reaktor konvensional. Sebagai kesimpulan, dapat disarankan untuk memberikan pemuatan [MA-1] maksimum sebesar 5% pada bahan bakar reaktor.

257


Gambar 1. Pengaruh berbagai pemuatan MA terhadap reaktivitas ayun reaktor pada kondisi awal dan akhir daur menggunakan komposisi bahan bakar MA-1 dimana [Pu] = 24% dan F/C/S = 0.325/0.455/0.220 Dalam studi ini, perhitungan reaktivitas ayun untuk komposisi yang berbeda yaitu MA-2 dengan F/C = 0.35/0.43 dan [Pu] = 0.24 juga telah dilakukan. Hasil perhitungan menggunakan prosedur nemerik dengan pemuatan MA yang berbeda diperlihatkan pada Gambar 2. Di sini terlihat bahwa kehilangan reaktivitas (reactivity loss) untuk komposisi MA-1 lebih tinggi dari pada kehilangan reaktivitas untuk komposisi MA-2 dari discharged sisa bahan bakar LWR dengan waktu pendinginan 5 tahun. Hal ini berarti bahwa kapasitas maksimum pemuatan MA dapat diperoleh dengan menggunakan komposisi MA-1 dari discharged sisa bahan bakar LWR dengan waktu pendinginan 150 hari. Perhitungan ini telah mengambil asumsi bahwa komposisi MA yang diambil kembali lebih besar dari 99.9% dari komposisi lainnya seperti komponen RE. Pengaruh RE yang tidak diambil kembali dari MA pada reaktivitas ayun reaktor akan dibahas pada paragraf berikut ini.

258


Gambar 2. Pengaruh berbagai pemuatan MA terhadap reaktivitas ayun reaktor pada kondisi awal dan akhir daur menggunakan komposisi bahan bakar MA-2 dimana [Pu] = 24% dan F/C/S = 0.325/0.455/0.220 Prosedur numeric ini juga dilakukan untuk mengetahui perubahan reaktivitas ayun reactor cepat tersebut di atras dengan asumsi penggunaan bahan baker tercampur Tanah Jarang (unrecovered rear earth, RE) dan penggunaan bahan bakar dan pendingin reactor yang berbeda -beda seperti yang diuraikan pada paragraph berikut.

Pengaruh RE yang Tidak Dapat Diambil Kembali (unrecovered RE) dari MA Terhadap Reaktivitas ayun Pengarun RE yang tidak dapat diambil kembali (unrecovered RE) dari MA pada reaktivitas ayun teras reaktor juga telah dievaluasi dalam penelitian ini. Komponenkomponen yang terkandung dalam RE diantaranya adalah 241Pr, 143Nd, 144Nd, 145Nd, 147 Pm, 147 Sm, 148 Sm, 151 Sm, dan 154 Eu. Komposisi RE yang terdapat dalam bahan bakar reaktor diasumsikan sebanyak [MA]/2 dari sisa bahan bakar LWR yang dibuang (discharged) dengan waktu pendinginan 150 hari, sehingga fraksi RE dalam bahan bakar dapat diasumsikan dengan setengah dari fraksi MA.

259


Gambar 3. Pengaruh berbagai pemuatan MA yang mengandung RE yang tidak dapat diambil kembali sebesar [MA]/2 terhadap reaktivitas ayun reaktor pada kondisi awal dan akhir daur menggunakan komposisi bahan bakar MA-1 dimana [Pu] = 24% dan F/C/S = 0.325/0.455/0.220 Dalam hal ini, keberadaan unsur RE dalam bahan bakar menggantikan Uranium, dimana fraksi Pu dalam bahan bakarnya dianggap tetap yaitu sebesar [Pu] = 0.24. Perhitungan dilakukan dalam kondisi yang sama seperti perhitungan sebelumnya. Hubungan antara reaktivitas ayun dengan umur bahan bakar untuk penggunaan berbagai variasi RE yang tidak dapat diambil kembali dari MA diperlihatkan pada Gambar 3. Dari gambar ini dapat dilihat bahwa keberadaan RE dalam bahan bakar dapat mempengaruhi kenaikan burn-up reactivity loss. Evaluasi serupa juga dilakukan untuk MA-2 yang hasilnya diperlihatkan pada Gambar 4. Hal ini berati bahwa keberadaan RE dalam bahan bakar dapat memberikan kontribusi terhadap operasi keselamatan reaktor.

260


Gambar 4. Pengaruh berbagai pemuatan MA yang mengandung RE yang tidak dapat diambil kembali sebesar [MA]/2 terhadap reaktivitas ayun reaktor pada kondisi awal dan akhir daur menggunakan komposisi bahan bakar MA-2 dimana [Pu] = 24% dan F/C/S = 0.325/0.455/0.220

Pengaruh Gelembung Sodium (sodium void) Terhadap Reaktivitas Ayun Pengaruh gelembung sodium terhadap reaktivitas ayun ternyata cukup besar [Kessler S.F., et. al., 1993] dan ini dilakukan untuk memperoleh kemungkinan menggunakan bahan pendingin gas (He) di satu sisi, dan pada sisi lain, efek gelembung sodium terhadap reaktivitas ayun adalah negatif. Penggunaan bahan pendingin sodium perlu diantisipasi kemungkinan terjadinya gelembung sodium yang mempengaruhi karakteristik keselamatannya. Dalam pengujian ini, reaktivitas reaktor terhadap umur bahan bakar menggunakan material pendingin gas He juga dilakukan untuk mendapatkan spektrum neutron yang lebih tinggi dan memaksimalkan kemampuan reaktor dalam mentransmutai MA/Pu. Hasil pengujian pengaruh bahan pendingin terhadap aspek keselamatan reaktor diperlihatkan pada Tabel 1. Di sini dapat dilihat bahwa reaktivitas ayun reaktor menggunakan material pendingin gas He memberikan efek negatif yang cukup signifikan apabila dibandingkan dengan efek reaktivitas ayun negatif pada reaktor yang menggunakan bahan pendingin sodium. Sebagai hasil, dapatlah disimpulkan bahwa reaktor cepat berpendingin sodium mempunyai karakteristik keselamatan yang lebih baik dibandingkan dengan menggunakan pendingin gas He. Di sisi lain, penggunaan bahan pendingin gas He 261


dapat menghasilkan spektrum neutron yang lebih baik sehingga dapat meningkatkan laju B/T, Hal ini disebabkan karena faktor moderasi gas He jauh lebih kecil dibandingkan dengan faktor moderasi pada bahan pendingin sodium. Tabel 1. Kinerja reaktor cepat menggunakan bahan bakar metalik dan oksida dengan pendingin sodium dan gas He untuk pola pemuatan homogen dengan [MA] = 10.0% dan [Pu] = 24.0%

Item Reaktivitas ayun dk/kk’ (%) Sodium loss (%)

-

Bahan bakar & pendingin Sodium (Na) Oksida Metalik 1.6 2.4 16.2

17.3

Bahan bakar metalik & pendingin gas He 2.42 -

Pengaruh gelembung sodium terhadap reaktivitas ayun juga telah dilakukan dengan menurunkan fraksi volume gelembung sodium tanpa merubah fraksi volume bahan bakarnya, melainkan dengan mengurangi fraksi volume bahan pendinginnya (sodium) yang selanjutnya disebut dengan kehilangan sodium (sodium loss). Evaluasi ini dilakukan dengan menggunakan komposisi yang sama dengan perhitungan sebelumnya. Hasil evaluasi menunjukkan bahwa keberadaan gelembung sodium dalam reaktor menyebabkan kenaikan pada reaktivitas ayun. Hal ini juga berpengaruh terhadap kenaikan tingkat energi neutron, karena penurunan tingkat moderasi oleh bahan pendingin adalah akibat dari pengurangan fraksi volume sodium, sehingga spektrum neutron akan bertambah keras. Pengaruh gelembung sodium terhadap reaktivitas reaktor telah dievaluasi dengan berbagai fraksi gelembung sodium yang berbeda hingga kehilangan sodiumnya mencapai 10%, dan hasilnya positif dengan kenaikan reaktivitas reaktor sekitar 0.5% dk/k/VNa. Setelah mengetahui kinerja reaktor cepat dengan beberapa parameter yang cukup berpengaruh, maka perlu kiranya untuk melanjutkan mencari lebih banyak lagi parameter lain misalnya efek Doppler. Dalam penelitian ini, efek Doppler tidak dievaluasi karena secara dominan efek Doppler terjadi pada tangkapan (capture) neutron berenergi rendah [Waltar A.E., et. al., 1981]. Sedangkan, reaktor cepat B/T beroperasi pada daerah energi cepat dan bahkan lebih tinggi.

262


KESIMPULAN Prosedur numerik untuk perhitungan reaktivitas ayun reactor cepat dengan berbagai parameter yang berbeda-beda telah dilakukan dengan menggunakan metode perhitungan Runge-Kutta untuk multi-grup 1-dimensi secara ringkas diuraikan dalam bentuk kesimpulan sebagai berikut: 1. Prosedur numeric untuk perhitungan reaktivitas ayun ini digunakan untuk menentukan kriteria pemuatan maksimum MA/Pu yang dapat dikandung dalam bahan bakar reaktor dimana reaktor masih tetap dapat dioperasikan secara normal yaitu denga pemuatan MA/Pu sekutar 10%, dengan reaktivitas ayun-nya lebih rendah dari 2.1% dk/k. Pada saat pemuatan MA direduksi hingga 5%, reaktivitas ayun naik menjadi lebih besar dari pada 3.4% dk/k. Nilai reaktivitas ayun ini pada umumnya dapat dinyatakan diterima untuk sistem operasi reaktor konvensional. 2. Metoda solusi untuk prosedur numeric ini juga dipergunakan untuk menghitung reaktivitas ayun reactor cepat dengan memperhatikan keberadaan RE dalam bahan bakar dan sodium loss dimana keberadaan RE mempunyai pengaruh yang sangat signifikan pada reaktivitas ayun sebuah reactor cepat dan hasilnya positif dengan kenaikan reaktivitas ayaun sekitar 0.5% dk/k/VNa.

DAFTAR PUSTAKA 1. WALTAR A.E., REYNOLDS A.B., Fast Breeder Reactors, Pergamon Press, (1981)37-397. 2. LAMARSH, J.R., Introduction to Nuclear Reactor Engineering, Addison-Wesley, (1997)319-566. 3. BENEDICT, M., PIGFORD, T.H., LEVI, H., Nuclear Chemical Engineering, Mc Graw-Hill, 2-nd ed., 1982. 4. BONDARENKO I.I., “Group Constants for Nuclear Reaktor Calculation”, Colsultant Bureau, New York, 1964. 5. MC. LANE V., DUNFORD C.L., ROSE P.F., “Neutron Cross Section”, Vol.2.,Neutron Cross Section Curve, Academik Press, 1988. 6. KESSLER S.F., Reduction of the Sodium Void Coefficient of Reactivity by Using a Technitium-99 Layer, Proceedings of Intl. Conference and Tech. Exhibition on Future Nuclear System; Emerging Fuel Cycles and Wastes Disposal Options, GLOBAL ’93, Seattle, USA, (1993)172-181.

263


DISKUSI

DARWIS Ada pernyataan di abstrak “lintasan neutron relative lebih panjang dibanding dimensi fuel pin dan channel” bertolak belakang dengan transparansi”. Yang saya tahu lintasan neutron lebih besar , oleh sebab itu dipasang reflector sehingga kembali ke tengah yang mengakibatkan fluks menjadi tinggi. Mohon Tanggapan ! MARSODI Pada reactor cepat dengan ukuran teras besar (diameter 4 m) sehingga ini jauh lebih besar dari panjang rata-rata lintasan besar neutron. Pada abstrak disebutkan dengan lebih panjang dari fuel pin dan channelnya.

264


DAFTAR RIWAYAT HIDUP

1. 2. 3. 4. 5.

6. 7.

8.

Nama : Marsodi Tempat/Tanggal Lahir : Kebumen, 3 Juli 1961 Instansi : PPIN-BATAN Pekerjaan / Jabatan : Peneliti Bidang Komputasi –PPIN - BATAN Riwayat Pendidikan : • S1 Fisika Universitas Indonesia (1987) • S2 Elektro – Tokyo Univ. of Apriz dan Tech (1992) • S3 Fisika ITB (2004) Pengalaman Kerja : • Peneliti BATAN Organisasi Professional : • HFI • HIMNI

Makalah yang pernah disajikan : • Progres In Nuclear Energy – Japan 1993 • Annual of Nuclear Energy – England 2002

Daftar Isi

265

Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir: 6-7 Agustus 2008( )

Recommend Documents