Ke Daftar Isi Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamallln serlll Fasililas Nuklir .
SPEKTROMETRI
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG, PPTKR -BATAN
GAMMA PADA BAHAN BAKAR BEKAS MOX Oleh
SigH Asmara Santa Pusat Produksi Radioisotop - Badan Tenaga Atom Nasional
ABSTRAK Spektrometri Gamma pada Bahan Bakar Bekas MOX. Pengukuran spektrometri gamma· telah dilakukan pada bahan bakar bekas MOX (mixed oxides) reaktor pembiak Joyo. Tujuannya adalah untuk menentukan burn-up monitor dan meneliti proses pembentukan radioisotop burn-up monitor selama iradiasi. Profil distribusi aksial dan radial aktivitas hasil belah terpilih juga diteliti dalam kaitannya dengan profil burn-up bahan bakar. Kecenderungan pemampatan panjang batang bahan bakar setelah mengahlmi iradiasi diteliti dengan mencacah radioisotop bum-up monitor pada daerah sekitar batas pelet bahan bakar dan dan insulator. Hasil penelitian menunjukkan bahwa I06Ru_ I06Rh,I34CS,mcs, dan I44Ce.I44Prdapat dipakai sebagai bum-up monitor bahan bakar MOX ini, untuk analisis yang bersifatrutin. Pengukuran panjangpelet bahan bakarmenunjukkan bahwa kecenderungan pemampatan lebih besarpada bahan bakaryang diiradiasi pada posisi lebih dekat pada pusat teras dan mempunyai nilai burn-up lebih besar.
ABSTRACT Gamma Spectrometry on MOX spent Fuel. Measurements of gamma spectrometry were performed on MOX (mixed oxides) spent fuels of JOYO Fast Breeder Rector. The aims of this experiment were to determine the bum-up monitor and to investigate the formation process of radioisotopes burn-up monitor during irradiation. Axial and radial profile distribution of selected fission products activity were also investigated in conjuntion to burn-up profile. The tendency of densification of irradiated fuel assemblies was investigated by stepwise counting of radioisotope bum-up monitor in boundary region offuel pellet and insulator. The experiment shown that I06Ru_ I06Rh,I34CS,mCs, and I44Ce.I44Prcan be used as burn-up monitors ofMOX fuel assemblies in routine analysis. Measurements of the fuel length shown that the densification of fuels pin is more apparent as irradiated closer to the center core and has higher burn-up value.
I. PENDAHULUAN 1.1. Pentlngnya Burn-up Bahan Bakar Penentuan nilai burn-up bahan bakarbekas dengan ketepatan yang memadai adalah salah satu persoalan yang penting. Terutama dalam kaitannya untuk mempertimbangkan segi ekonomis mendaurulang bahan bakar bekas. Besaran burn-up juga dipakai sebagai salah satu parameter untuk mengenal perubahan karasteristik reaktor yang teramati [1-2], maupun dipakai untuk melaksanakan akuntansi bahan nuklirsebagai salah satu aspekpelakSanaan sistem pengawasan bahan nukliroleh badan yang berwenang [3-4] .Ketepatan hasil pengukuranpengukuran parameter tersebut umumnya dapat dicapai dengan menggunakan metode analisis kimia yaitu spektrometer massa. Namun praktis alat ini tidak dapat dipakai untukmengukurdistribusi bum-up dan kandungan plutonium meliputi seluruh bagian bahan bakar bekas apalagi bilajumlahnya banyak,dikarenakanharus melalui prosedur-prosedur laboratorium yang rumit [5] . Burnup bahan bakar dalam teras reaktor juga perlu diketahui untuk keperluan perubahan posisi iradiasi bahan bakar atau penggantian sub-assembly bahan bakar.
345
Beberapa metode uji tak merusak (NDA) telah banyak dikembangkan untuk mengatasi kesulitan pegukuran burn-up. Diantara metode-metode yang telah lazim digunakan, adalah pengukuran hasil belah dengan spektrometri sinar gamma. Metode ini paling praktis untuk analisis bahan bakar bekas meski dalam jumlah banyak. Dengan telah berkembangnya detektor-detektor beresolusi tinggi dan sistem pemroses data maka metode· ini semakin menjadi pilihan utama [2,6,7]. Umumnya sistem pengukuran dengan metode ini dilengkapi pula dengan peralatan scanning dan sistem kolimator karena aktivitas bahan bakar bekas sangat tinggi. 1.2. Struktur Sub-assembly Sub-assembly bahan bakar reaktor Joyo tersusun atas 127 batang bahan bakar yang dibungkus tabung berbentuk hcksagonal yang dihubungkan dengan silinder pengangkat (handling head) pada bagian atas dan lubanglubang aliran (entrance nozzle) pada bagian bawah. Panjang sub-assembly bahan bakar ini 2970 mm dengan be rat sekitar 70 kg. Tabung pembungkus terbuat dari stainless stell SU3 16 dengan ketebalan 1,9 mm dengan
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan serta Fasilitas Nuklir
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG,PPTKR -BATAN
lebar antar muka tabung pembungkus heksagonal 74,4 mm. Sebanyak 127 batang bahan bakar tersusun dalam kisi-kisi segitiga yang terpisahkan 6,47 mm satu sarna lainnya oleh lilitan kawat pemisah dan juga dipererat posisinya dengan memasukkan ujung-ujung batang bahan bakar pada pelat lubang-Iubang pengunci pada bagian atas dan bawah. Kemudian himpunan (bundle) batang bahan bahan bakar ini dimasukkan dalam tabung pembungkus heksagonal yang disambung dengan pengelasan bagian atas dengan silinder pengangkat dan bagian bawah dengan lubang-Iubang aliran yang terbuat pula dengan material yang sarna.
dengan bejana detektorGe dan fasilitas dewamya terbuat dari SUS304. Untuk menjamin hanya berkas radiasi gamma yang masuk dalam detektor Ge dipasang sistem kisi yang terdiri atas tiga buah kisi statis yaitu kisi obyek, pipa kolimator dan detektor masing-masing terbuat dari Pb dan dan sebuah kisi dinamis yang terpasang pada ujung pipa kolimator dekat obyek bahan bakar bekas. Untuk mengatur laju paparan radiasi yang masuk ke detektor sesuai dengan kemampuan sistem pencacahannya sinar gamma, maka sistem kolimator ini dilengkapi dengan sistem absorber yang terdiri dari absorber statik terbuat dari bahan Pb, Sn dan Cu serta absorber dinamis terbuat dari SUS304. Gambar 1 1.3. Batang Bahan Bakar menyajikan sistem kolimator yang dipakai dalam Komponen utama batang bahan bakar adalah percobaan ini. kelongsong berdiameter 5,5 mm setebal 0, 8 mm terbuat Peralatan scanning setinggi 7,7 meter ini terpasang dari SUS316, pelet-pelet bahan bakar campuran oksidasecara vertikal di dalam kolam penympan bahan bakar plotonium dan oksida-uranium dengan 30 % be rat oksida bekas berisi air bebas mineral sedalam 8 meter. Bagian plutonium dalam campuran bahan bakar tersebut, peletbawah alat scanning ini dilengkapi dengan penyangga pelet insulator oksida uranium sepanjang 12 mm yang tabung bahan bakar bekas yang dihubungkan dengan memisahkan bahan bakardengan pegas-pegas ujung atas rantai dan batang pengendali gerakan yang dikendalikan dan bawah [8]. Pengkayaan pelet uranium bahan bakar melalui motor penggerak yang terpasang di atas kolam. 12 % dan perbandingan isotop '239pU,240pUdan 241pU Melalui konsul kendali scanning, tabung bahan bakar masing-masingadalah 76,6 %,19,0 % dan 0,7 %. Lilitan bekas dapat digerakkan naik turun dan berotasi dengan kawatpemisah dari SUS316 berdiameter 1,2 mm diikatkan kecepatan yang sesuai dengan yang dihendaki. pada bagian ujung-ujung batang bahan bakar dengan Perangkat spektrometri gamma pencacahan bahan cara pengelasan. Panjangtotal batang bahan bakaradalah bakar bekas tersusun seperti pada gambar 2 . Perangkat 1533 'mm dan 550 mm diantaranya tersusun dari peletlunak GAMMA V buatan Toshiba yang telah dimodifikasi pelet bahan bakar berdiameter4,63 mm. Plenum bantalan dipakai untuk melaksanakan analisis kualitatif dan pegas dan plemun pegas yang terdapat pada kolom kuantitafif. Detektor Ge mumi, penguat awal dan dewar batang bahan bakar menjaga pelet-pelet bahan bakar dari nitrogen cair terpasang diletakkan di dalam bejana gerakan-gerakan yang tak dikehendaki selama pemuatan detektor kolimator yang terdapat di dasar kolam dalam teras dan pengang-kutannya. penyimpan bahan bakar. 1.4. Tujuan penelitian Penelitian ini bertujuan untuk menentukan burn-up monitor bahan bakar jenis MOX (m ixed oxides), mengenal proses pembentukannya selama iradiasi, dan menentukan profil distribusi bum-up secara aksial maupun radial, serta mendeteksi kecenderungan pemampatan bahan bakar setelah mengalami iradiasi.
II. BAHAN DAN TAT AKERJA 2.1. Bahan dan Perala tan 'Bahan untuk penelitian ini adalah sebagian kecil dari sub-assembly bahan bakar bekas MOX yang telah tersimpan di dalam kolam penyimpan bahan bakar bekas. Sebelum disimpan sub-assembly tersebut mengalami proses pencucian dari kontaminasi sodium pendingin reaktor, kemudian dimasukkan ke dalam tabung stainless-steel setebal3 mm panjang 3340 mm yang telah diisi dengan air bebas mineral dan ditutup rapat, kemudian baru dipindahkan dan disusun dalam rak-rak bahan bakar bekas di kolam penyimpan bahan bakar. Perala tan yang dipakai terdiri atas sistem kolimator, sistem scanning bahan bakar, dan sistem spektrometri sinar gamma dan pencacah neutron. Sistem kolimator ini tersusun dari pipa-pipa kolimator yang dihubungkan
346
2.2. Tata Kerja Sembilan sub-assembly bahan bakar bekas telah dipilih pada penelitian ini dari sejumlah bahan bakar bekas yang telah disimpan dalam kolam, dengan waktu pendinginan dari sekitar 4 tahun hingga beberapa hari. Pemilihan sub-assembly bahan bakar didasarkan pada : - jumlah siklus iradiasi yang telah dijalani - nilai bum-upnya - perbedaan posisi iradiasi dalam teras. Tabell diteliti.
menyajikan riwayat iradiasi bahan bakar yang
Pengukuran spektrometrigamma dilakukan dengan menempatkan sub-assembly bahan bakar bekas dengan posisi vertikal pada peralatan scanning dan dicacah dengan detektor Ge mumi yang dimuatkan pada bejana detektor sistem kolimator. Unjuk kerja sistem kolimator dan spektrometri sinar gamma diukur dengan cara mengkalibrasinya dengan sumber-sumber standar 6OCO, 137Csdan 226Radengan aktivitas masing-masing 138,8 mCi, 24,8 mCi dan 9,98 mCi. Hasilnya menunjukkan bahwa sistem kolimator hanya dapat dilalui berkas sinar gamma selebar 2 mm, dan faktor atenuasi intensitas
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan serta Fasilitas Nuklir
Serpong. 9-10 Februari 1993 PRSG. PPTKR -BAT AN
berkas sinar gamma oleh adanya absorberdinamis dapat diketahui. Nilai ini diperlukan untuk koreksi intensitas gamma pada saat pengaturan waktu mati spektrometri gamma. Pengukuran dilaksanakan dengan urutan sebagai berikut : 1. Mendapatkan spektrum gamma pada posisi tengah-tengah batang bahan bakar . dan menganalisisnya seeara kualitatif dan kuantitatif. 2. Mengukur distribusi radial hasil belah pada titik tengah batang bahan bakar 3. Mendapatkan distribusi aksial hasil belah dan aktivasi struktur komponen sub-assembly. 4. Melakukan survei batas pelet bahan bakar dan insulator. III. HASIL DAN PEMBAHASAN 3.1. Analisls Kuaiitatalf dan Kuantltatlf Spcktrum Gamma. Spektrum sinar gamma bahan bakar PFD067 pada posisi tengah yang telah mengalami pendinginan selama 46,3 bulan disajikan pada gambar 3 . Dengan menggunakan perangkat lunak GAMMA V spektrum ~ersebut dianalisis seeara kualitatif dan kuantitatif. Beberapa radioisotop antara lain 22Na,S4Mn,6OCo,9SZr_ 9sNb, I06Ru_106Rh,I34CS,mCs, 140La,!44Ce-I44Prserta IS4Eu berhasil diidentifikasi. Radioisotop 22Na berasal dari hasi akti vasi sodium pendingan reaktor yang tidak dapat dibersihkan seeara sempurna. Distribusi aksial aktivitasnya membentuk kurva yang tidak berpola tertentu. Hal ini sesuai dengan hasil penelitian oleh Hirasawa [10]. Radioisotop s4Mn dan 6OCoberasal dari proses aktivasi komponen struktur sub-assembly. Lebih jelasnya akan diterangkan pada pola distribusi aksial radioisotop tersebut. Radioisotop lainnya berasal dari hasil belah bahan bakar MOX. Radioisotop hasil belah 9SZr_9SNbdan 14°Latidak dapat terdeteksi dari sejumlah sub-assemblybahan bakaryang diteliti. Hal ini disebabkan karena fraksi hasil belah (yield) radioisotop tersebut dan faktor waktu paronya tidak dapat masuk dalam kondisi batas deteksi sistem spektrometri gamma yang dipakai. Puneak foto radioisotop IS4Eu(1275 ke V) berinterferens dengan puneak foto 22Napengotor sehingga tidak dapat dipakai sebagai bum-up monitor. Dengan demikian hanyalah radioisotop-radioisotop hasil belah I06Ru_106Rh, 134CS,mCs, dan I44Ce-I44Prdapat dipakai sebagai burn-up monitor bahan bakar MOX.
I
3.2. Pcmbcntukan Monitor Burn-up Sclama Irradlasl Seperti yang disebutkan di atas, terdapat empat radio-isotop yang dapat dijadikan bum-up monitor. Berdasarkan penelusuran proses pembentukannya dengan Tabel Isotop [9], tidak semua bum-up monitor tersebut terbentuk melalui serentetan peluruhan radioisotop hasil belah primer. Proses pembentukan monitor bum-up tersebut sebagai berikut : 1. Rutheriun - Rodhium Radioisotop
ini terbentuk melalui peluruhan hasil
347
belah primer 1000b yang diikuti oleh peluruhanpeluruhan berukutnya menjadi 100Mo, 1000e, 100Ru akhirnya meluruh menjadi 100rnRhdan 100Rhmenuju inti mantap 100Pd. Proses pembentukannya hanya melibatkan interaksi dengan neutron satukali, sehingga jumlah I06Ru_106Rhsebanding dengan fluks neutron dan lama irradiasi, sehigga sebanding dengan nilai burn-upnya. Gambar 4 menunjukkan proses pembentukan 106Rh_I06Rh. 2. Cesium-134 Radioisotop ini tidakseeara langsung terbentuk karena proses pembelahan , tetapi merupakan aktivasi neutron dari inti man tap mCs. Urutan pembentukan 134CS ini terlihatpadagambar4. Oleh sebab itujumlah 134CS yang melibatkan dua kali proses tangkapan neutron seeara kasar sebanding dengan kuadrat fluks neutron dan lamanya iradiasi [4]. 3. Cesium-137 mCs ini terbentuk dari serangkaian peluruhan hasil belah primer 137Te seperti terlihat pada gambar 5. Proses pembentukannya hanya melibatkan proses pembelahan sehingga jumlah mCs yang terbentuk sebanding dengan fluks neutron dan waktu iradiasi. 4. Celium-Praeeodyum Monitor hasil belah ini terbentuk dari radioisotop I44Xehasil belah primer. Radioisotop ini adalah salah satu monitor hasil belah yang mempunyai karasteristik unggul karena mempunyai umur paro yang panjang (285 d) fraksi hasil belahnya untukbahan bakar MOX tinggi dan migrasi dalam bahan bakar rendah [5]. Sepertijuga monitor hasil belah lainnya keeuali I34CS, radioisotop I44Ce_I44Prsebanding dengan fluks neutron dan waktu iradiasi, sehingga juga sebanding dengan nilai bum-upnya. Gambar 5 menunjukkan proses pembentukan bum-up monitor I44Ce_I44Prdari hasil belah primer I44Xe. Dari proses pembentukan monitor hasil belah tersebut'di atas, jelaslah jumlah !34CS lebih rendah dibanding hasil-hasil belah lainnya. Tetapi aktivitas I34CSsebanding dengan kuadrat perkalian fluks neutron dan waktu iradiasi, maka seeara teoritis kemiringan kurva laju pertumbuhan aktivitasnya terhadap bum-up akan lebih besar. Laju pertumbuhan aktivasi neutron berbanding langsung dengan konstanta peluruhan radioaktifitasnya, dan kondisijenuh praktis terpenuhi bila diiradiasi selama kurang lebih 5 kali waktu paronya. Dengan demikian proses aktivasi 133Cs(n;t)I34Cs dengan umur paro I34CS adalah 2,06 tahun, maka kondisijenuhnya dieapai sekitar 10 tahun. Akan tetapi bum-up monitor 134CStidak terbentuk melalui eara ini, karena terbentuknya secara tidah langsung melalui proses aktivasi hasil belah mCs yangjumlahnya seeara terus-menerus bertambah selama iradiasi. Umur paro efektif laju pertumbuhan 134CS juga sebanding dengan fluks neutron dan waktu iradiasi.
Prosidillg Semillar Tekllologi dall Keselamalall serla Fasililas Nuklir
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG, PPTKR - BATAN
3.3. Distrlbusl Radial HasH Bclah Untuk mendapatkan distribusi radial hasil belah, sub-assembly bahan bakardiseanning seeara radial pada posisi tengah-tengah batang bahan bakar. Gambar 6 memperlihatkan distribusi hasil belah sub-assembly PFD221 yang diperoleh dengan eara menseanning seeara radial pada keeepatan 3,6 °ls yang dieaeah oleh Process Memorypada kecepatan 0,5 saluran/s. Dengandemikian 200 saluran identik dengan distribusi sepanjang 360°. Pola distribusi radial aktivitas hasil belah sang at tergantung pada posisi iradiasi di dalam teras. Bahan bakar PFD221 di atas diiradiasi pada posisi 2C2 yang berdekatan dengan posisi 3C3 batang kendali MCR007. Dengan demikian pola distribusi neutron tidak seragam sepanjang radialnya yang menyerupai kurva sinusoidal. Pada daerah aktivitas hasil belah tinggi menunjukkan
4.5. Pcngukuran Panjang Bahan Bakar Pengukuran ini dilakukan untukmenentukkan batas pelet insulator dan bahan bakar MOX. Pengukuran dilakukan dengan memeaeah aktivitas hasil belah paling besar yaitu I44Pr selang 1 mm disekitar batas pelet tersebut selama satu men it. Gambar 9 menyajikan kurva aktivitas I44Prpada bataspelet insulator dan bahan bakar bagian atas dan bawah. Dari sembilan sub assembly bahan bakar yang diteliti dihitung panjang bahan bakar tersebut ternyata eenderungan terjadi pemampatan pada bahan-bahan bakaryang diiradiasi pada posisi yang lebih dekat dengan pusat teras dan yang mempunyai nilai burn-up rerata yang lebih tinggi, seperti yang ditunjukkan pada gambar 13.
bahwa daerah tersebut menghadap ke pusat ~eras dan membelakangi arah sub-assembly batang kendali. Keadaan sebaliknya berlaku pada daerah kurva yang aktivitas hasil belahnya kecil. Enam buah puneak-puneak pengurangan intensitas kurva aktivitas tersebut sepanjang satu peri ode rotasi menunjukkan aktivitas hasil belah yang dieaeah pada posisi normal sudut-sudut heksagonal sub-assembly bahan bakar.
Pengukuran spektrometri gamma telah dilakukan pada sembilan sub-assembly bahan bakar bekas MOX. Beberapa radioisotop antara lain 22Na,54Mn, 6OCO,95Zr - 95Nb, I06Ru-106Rh, 134CS,I37Cs, 14°La, I44Ce_I44Prserta 154Euumumnya berhasil teridentifikasi. Radioisotop 22Na adalah terutama berasal dari hasil aktivasi sodium
3.4. Distribusl Aksial HasH Bclah dan Aktlvasl Bahan bakardiseanningseeara aksial pada kecepatan 1 mm/detik dan dieatat dalam process memory 5 detik/ saluran untuk mementukan distribusi hasil belah sepanjang sub-assembly. Gambar 7 menunjukkan distribusi hasil belah I37Csdan I44Pr.Aktivitas hasil belah ini turun sangattajam di luar daerah bahan bakar. Seperti telah dijelaskan dimuka tidak semua radioisotop yang terbentuk berasal dari hasil belah, tetapi terdapat pula dari hasil aktivasi komponen struktur sub-assembly. Gambar 8 memperlihatkan distribusi 54Mndan 6OCO yang berasal dari reaksi (n,-J komponen struktur materi. Hal ini dapat diterangkan sebagai berikut. Pada daerah bahan bakar fluks neutron eepat lebih dominan dari pada pada daerah reflektor dan pada daerah reflektor kedua fluks neutron ini pada orde 1014(n/em2.detik) [8]. Aktivitas 54Mndan 6OCOlebih rendah pada daerah bahan bakardan tinggi pada daerah di luar bahan bakar dimana fluks neutron setara dengan neutron eepat. Diluar bahan bakar MOX t'idak terdapat proses pembelahan. Dengan demikian pada daerah ini proses aktivasi lebih dominan. Hal ini sesuai pula dengan pengukuran kelongsong bahan bakar yang dilakukan oleh Hirasawa [10].
348
IV. KESIMPULAN
pendingan yangtidakdapat dibersihkan seeara sempurna. Radioisotop 54Mndan 6OCOterutama berasal dari proses aktivasi komponenstruktursub-assembly. Kenyataan ini lebih diperjelas oleh hasil pengukuran profiI distribusi seeara aksial. Radioisotop hasil belah 95Zr_95Nb, 140La dan 154Eu tidak selalu terdeteksi dengan kondisi pengukuran yang dilakukan. Hanya radioi,sotopradioisotop hasil belah I06Ru_106Rh, I34CS,I37Csdan I44Ce_' I44Prdapat dipakai monitor burn-up untuk analisis rutin. Pengaruh sub-assembly batang kendali teramati jelas pada pcnurunan aktivitas hasil bclah yang discanning secara radial. Kecenderungan pemampatan panjang batang bahan bakar setelah mengalami iradiasi semakin ' nyata terlihat pada sub-assembly bahan bakar yang diiradiasi pada posisi lebih dekat dengan pus at teras dan mempunyai nilai burn-up lebih tinggi.
V. UCAPANTERIMA KASIH Ucapan terima kasih kami sampaikan kepada Power Reactor and Nuclear Fuel Development, Jepang yang , telah yang telah dapat menerima kami sebagai peserta training penerima Beasiswa BankDunia. Terlebih kepada DR. N obutatsuMizoo, T oshihiro Oodo, Kazuo Takahashi yang telah memberi dukungan penuh selama kami mclakukan penelitian ini. Tak lupa ueapan terima kasih ini kami sampaikan pula kepada Tatsuo Torii yang telah membantu modifikasi pcrangkat lunak GammaV.
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG. PPTKR - SATAN
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselama/an ser/a Fasililas Nuklir
V. DAFTAR
ACUAN
1. S. MATSUURA et ai, "Non-Destructive Gamma-Ray Spectro-metry on Spend Fuels of Boiling Water Reactor", Nucl. Sci. Technol, vol 12(1), January 1975,24. 2. H. NA TSUUME et ai, "Gamma-ray 6291,1975.
Spectrometry and Chemical Analyisis on JPDR-1 Spend Fuels, Jaeri Memo-
3. M. P. PAOLETTI et ai, IAEA-SM-20l/3,
613.
4. A. HERMANN, "Analitical Investigationof Spend Fuels and Their Relations to Reactor Operation and Nuclear . Safeguard", Isotopenpraxis, vol. 25(3), March.1989, 89. 5. J.E. REIN,"Status
of Burn-up Measurement
Methodology",
IAEA - SM - 149/40,449.
6. H. AKUTSU et ai, IAEA-SM-173/35,441. 7. J. POP. JORDANOF, 8. ----,
"Advances in Local Nuclear Fuel Burn-up Physics", IAEA - STI/PUB/336,
The Experimental
1971,71.
Fast Reactor JOYO and Irradiation Test, PNC N908 79-02, 1979.
9. C. M. LEDERER et ai, Table ofIsotopes,
7 ed,. Lawrence Berkey Laboratory, California,
1981.
10. H. HIRASA W A et ai, "Use of Gamma-ray Emission from Radioactive Nuclides for Post-irradiation tions, PNC SD0083, 1987.
TabelI. Riwayat Iradiasi Bahan Bakar 32 23 40 0-4 1129 1135 1313 900 500 000 3C1 4C1 1-5 1380 di 3-9 697 Waktu Rerata Iradiasi Pen42 4-9 778 42 48 10 290 208 700 800 -100 14 2C2 0-6 4F1 41 300 ke lClTera. 38 Iradiasi 700 4A3 Siklus 682 Lokasi 2C1 3Fl 4-8 2D2 dinginan Sub-(MWd/t) Cd) Burn-up
349
Examina-
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselama/an ser/a Fasililas Nuklir
-
0
~
"u 'J
g~.5~0 o~ > V1
:.::
-- -] ,
">:>~Q.,:!--'------'-_ .., - .~ <{ u'":J Ir. "'" '" f'l ;! M -(u ,'" -n.':.: ~r u. "-r"';:J.~ ~V) ;I;:J V1f!.V) u ~ .0 tc f:t;(;":j .nB ;;; ~ -~2 .j; ~ '---J::~~:i~:2d
r. :L:r.
<- ••• VI •... Q.. ~. -.0 r:O >.., -VI VI 0.."" 'J Vi r:Vi "1 .•. t/1V1"" V') OJ c5 Q..
""
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG, PPTKR -BATAN
,
I
m ~~J
-
1-' --' L.J
: .f:t11~§3 -,I ,
o C11
r-
7 f,
.. "
.r. u
r... c.o
"
01 '<1
N
r:
v,
(.~I~; I (J
'"
-o ~
.s 8 ._ ~
8
~I I ~
"
r;5
~~I~I~lg -.
8 eOl)
.:1
~
Q
.
,...(
~~
o01 f")
-" I~·I 0 ~~g I "~
v,
2)
~ 8~ r...
.J::J
CJ
u
"" " I
j;.c.( ;.:
<>
I;~
'J
VI
..
~ >
:i"
1
~I
r-'
QSS
350
.~ ~
s~ :>1E.:
~ s·
§% DISPLAY
HIGH VOLTAGE
&.
1;1
&~ ". ~
CONTROLLER P·OWER SUPPLY NAIG
NA1G E 503
1. Measurement of gamma ray spectrum
v PURE GE
pETECTOR
o RT E C
LlN~ER
AMP.
AD
-p
•••
&PREAMP
;+
1 5 1 2· 131 9
ORTEC
NAIG
572
E
551
•••
r4>-
w
~
E 503
!
PROCESS
C
NAIG
~
~ s' () C'
~. !} :.
~ '" '"
is"'
:i to>
t; :.
MEMORY E 562
•
VI
~
2. Measurement of radtftmand axial the direction of gamma outside fuel container. ray distribution REFERENCE
PULSER
CANSt:RRA
1407
•
S C'A
I--
NAIG
E 521 MICRO COMPUTER
3. SUNey boundary o~S/A
insulator pellet . HP 9845
S
RATEMETER %'
NAIG
0 107
~ ~~ c,,~ ~'O
:g~ Gambar 2. Diagram Elektronik Sistem Pencacahan
~~ ~~ A -. ~~
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamalan serla Fasililas Nuklir
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG, PPTKR - BATAN
PFD06? 210 E90220 H=2083mm SLI RBSI 1988/09/2 T=2988s
------>' >' > > ~ >' >' >' >'
OJ
•...••
~
.'
>'
~~ -~.:~ 0 ~ I. ~ ('--. C'1 '!) '
......•.•.....•..•.....
r-C~r-t '--'
'--'
co
N
••.•..•.••
'--'"
V1V1C..r:; U u ... ,~ ~ 0 (Ij O...-J (Ij '-0 r'1 0 S2U ~ Z '-0,.-4 0U 0 '--'r-1 r'1;;; ~'U
_J IJ.J
('--.
%
'<),
~
•.• ..q<~ "d'
'<1'
1"'"""'1
% (I:
:[ U
"
(fJ 1--
%
:J
o
U
- ~- .- . . ... -.-.-- ----
......... --
1---·
10° -
(2)
...
r
50D
I
1000
r
1500
I
I
2(:;1130 2500
I
3000
CHRNN,EL.
Gambar 3. Spektrum Sinar Gamma Bahan Bakar PFD067 dengan Waktu Pendinginan 46,3 Bulan
352
..
I
3500
I
I
4000
~~ ~~ ~§;
~.~ RtTHEt\!
i'\b Mo106
Ui>l -
~V:I 1; ~
RHODl U~l
·106 In
~1(1(; ':.S~2 s p-~
106
1'0-
••
Jl 1.0l s
FP
;/
1(1(.
1'-
Ru
••
Tc .:3
:<:; :;.
R II
c-
"'f>-~\06 Pd
f>-~
~. t} ::,
~ '"
~6
ft
1.020 )~
~~ ~ <5
oW
:<,S
$i.~
2.\ 7 II
~5
'" is''
" t>
f> ::,
106Rh 45 29.K
s
w VI W
CESIUM-13-1
~
;/ 52
SO
1.47 133
•
2.36 Sb Sn s 133f>Te f>fr-
DJ
133 m
m515212.4 m
Te
fr-
133
m
~ IT ~3I~IT
FP
/,
•I 133 53
~-
134
Cs 55
(n,y) •.
55
2.062
Gambar 4. Proses Pembtmtukan danl34Cs
~
Cs
Xc
f>-/~I f>-.
20.8 h
133
m
.
IT
~Xe
133
5.24 d
133
f>-.
Cs 55
stable
I~
~
Ba
~ ~ "t>'"
~::, c,,~ .Q '0
y
Radioisotop
I06Ru_106Rh
~~ ~~
bJ
:>.. -.
~~
~~ ~~ ~~
CE5!U;\I-137 L\7 m
-.
!.S5!
·-1)3
rn
OQ
~C'1
~~ ~ S·
~~ S!
,.; s
·137
....
I
\3'; 137 Xe Te
••
"pp-
~~.:U -~.:..ss ,m
U7
.
Cs
FP
:«1.0.
,<;
IT
~~ ';. ~ ~ () C)
.
'7561 ~
f\-
03.
~ ::
137
~ ..
Ba
..•
5"
56
~ t:>
§ CELIUM
14-1 14-1 14-1 !)-pI>-
•
40.9 57 Sf, 11.4 155 .02 ~ ~ Xe•• La Ba Cs
- PR-\SEODYMlUi\1
~ 14-1 54
FP
144
!)--
• ,~
Ce
m
Pr
;/"
7.2 m
~~
IT
~~,d "~-\... 144
Pr
Nd
/
~ ~
~/58 17.28
;:;g
c,,~
0'0
m
58
Gambar 5. Proses Pembentukan dan 137Cs
Radioisotop
144Ce-I44Pr
~~ ~~ , ~ bJ~ :>..
-.
~~
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan serta Fasililas Nuklir
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG, PPTKR -BATAN
26-
PFD221 RLL R913-4 H-2070mm SLI RESI
24-
3.6
0/5 ch/s
deg/s
22-
20 _J
l·B -
I.,)
",.
Z
15
0': :1':
U "(f)
,. ,'.;t
••••• j:. ,;.~.
.1.1••••',
, ••:; .••••••. ,.': •...••
', •...•. (
'",:',"
.',
'~".~' ...' .. , ...•.•.
1--
-I'
:s ou
-1 •.• 1 4 -\:~: .....••. /. '.: /:;/::;'/"::::;,<
10-j'
I
3600
0-1
1
,:..
:..., .;~.:~,,·:·/;:"~':::~:/';':'h', i .;,:'}}~:i'·::':·~.\i':' . J.;;.::;.::.,{::::/'::\:;::, .. hi :.:?:/\./:~.~.:: f II :'. ""'j""" , .. ---- i·'·'········ J< 'if:
<;----.).~
I· ..··,,,..•...
12
T
"" .•••••••
350°
3500
i
3500
G-
4 -
2
0-
8
r------,
180
200
300
400
500
600
700
800
900
CHRNNEL
Gambar
6. Distribusi Radial Aktivitas HasH Belah PFD221
355
1000
Prosiding Seminar Tekllologi dall Keselamalan serla Fasililas Nuklir
Serpollg. 9-10 Februari 1993 PRSG. PPTKR -BATAN
,u
() u: --1
54M1G~1 36 U1 ::J 71:r. 45 ~~ 7. 2790017263 18
I 00-2900 P[D067CSI3~ I m/s 5s/c
LI ABO ,A908-4 BG
.'
....... :.,.,.
9-
e .(:':.: .... ':,".... ~.: ...'t:. ':':";!'-:' :;0 IIH) (:J
.. , ..... : :.:.....
1:;0
200
".;'."_ .. .' 'I..0. : ...~'. ;', •...
251'1
300
350
MI0~O
,--,
"
.-
-... ...... .... ..., .. LI 908-1 + ABI'I BG ...... . -...... .. .... ... . •
"
•
0
••
0
._
••••
• 0'_._
""
Inm/s 5s/c I 013-29(0)
::
P"DGG7
Pr I
'1 .
3G
..
..
32 _.J
I.J
20·
Z
.;
,
Ie
24·
is
In 20· ,-
z
:i 8
IG· 12 -
o
1· \)
o
50
100
150
200
250
3130
·351'1
H\l3
CHRNNEL
Gambar 7. Distribusi Aksial Burn-up Monitor 137Csdan 144Pr
356
'
::'':'
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG. PPTKR - BATAN
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamalan serla Fasililas Nuklir
,
..
,II
" .' ' .. 5s/ch 36 BG + ..!: 90 '.,00-2900 ABO A908-5 :', ....D067Hn-S4 27 .. .:'•.•.. .::.'0 .. .. ..•~ ...:-;.'~.~:.: -.:•.•....,.:--.: 9 01 10 : ..'.•.•....:. 63 72
z'\ ,,:u ..0 (e IZ I.J :VI :1: J
Iiom/s -1 .0°
45 '.54
..,
•••• ~
....'
"
. ", "0;:.:':
P
,
o
II
100
200
150
250
300
350
400
350
400
CHRtINEL
'\:)
u ,--
16"0-I\)~2 1110' :1; zZ .•..•...•.... 71CJ 21·VI 12 -2 , ........ DGADOA900-2 C060 .' '- f-I+.' .1 . : ...:.~ .. ..... _I -.'. 101· 22· 6 . 20' ..•. \ ,.•._I.....,00-2900 .•.,'V~_,." .•.:_:"S..,.'0.'." ll'-m/s5s/ch CI: !oJ
. ,;~\
....
.•.
P '0067
"
: ,,:,
"
n
•••:~
".J> ••
·1----·,---IJ 50 100
200
250
300
CHANNEL
Gambar 8. Distrubusi Aksial HasH Aktivasi s4Mn clan 60CO
357
..,
~ f5"
~ ... :::
ci1§: .., ",' -.I)q
~'"
a ~
'.0
U
i Sice ! of IFuel Assembly I I I U:::Jer
lJ 1
~ §. _0; ';. ;;; >;g
2.0
I
I
o iii0I o 10! nn .., II i I 0 I 00 10 0 , , I 00 Bo:tom Side of I Fuel ,Assembly I I Boundary I I I . ;" 1I II I ~ Jo I I I
I
I I
c~.
I
~ '"
~ ..,
I
I
-u
"" <00 .::. Co -;;-
1.0 0.5
!o~r I
c. '0
I
i .5
I
I
...
j
II I I
I
Lei Jppcr I
01
I'
II I
I 00 I ,ountry I 00 II.I0 000 ~I000 ot
I!
.?: "" >.
I
I
I
I
""
-;;'0
0.0 1360
~370 Length
1380 of Fuel
Assembly
<-u
.::. c.Co .?: "" >.
011.0
1.5 0.5
I
I 0 I fud Low" ,"
'"
i>
I
:0 is f5"
'"
0.0 1390
1400
1905
(mm)
WtG~')~ Gambar 9. Kurva Aktivitas Burn-up Monitor 144Pr pada Daeral1 Batas Pelet
1925
1915 Length
of
Fuel
Assembly
1935
1945
(mm)
~ ~ ~~ "1><>
i ~_ ~:
:)))
~'? "1>
•.••
"1>'"
~~ ~~ :... -. ~~
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan serta Fasilitas Nuklir , .
~
1:':1
I
0
0 -30351
, 0\214I'II·) I s.. .c ~ ~::I ~ s..c -1. ·2 c ~ L in ,-.,Subassembly S (J
.c
]
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG, PPTKR - BATAN
0 0
0
A veraged -4 Nomor Kolom Teras Reaktor JOYO
1
1:':1
-J
0
Gambar 10. Kecenderungan Pemampatan Berdasarkan Posisi Iradiasi
359
Bahan Bakar
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan serta Fasilitas NlIklir
Serpong. 9-10 Februari 1993 PRSG. PPTKR -BATAN
DISKUSI DJATIHS: I. Apakah MOX disini adalah BB yang dipakai dalam raektor JOYO. Kalau ya, apa bedanya MOX tersebut dengan MOX yang dipakai pada reaktor LWR. Bagaiman dengan MOX pada ATR. SIGIT A.S Reaktor Joyo menggunakan bahan bakar MOX yaitu PU02U02 dengan 30 % kandungan Pu02 dalam bahan bakar. Pengkayaan U-235 18 % dan perbandingan isotop Pu-239 ,Pu-240 dan Pu-24 1 adalah 76,6 %,19,0 % dan 0,7 %. Informasi tentangjenis MOX yang dipakai dalam ATR dan LWR tidak kami peroleh. FERRA T AZIZ : 1. Apa alasan menyimpulkan ke-4 isotop tersebut sebagai monitor bum-up? 2. Bagaimana menentukan BU dengan spektrometri gamma? SIGIT A.S : 1. Dari hasil spektrometri sinar gamma hanya Rn-I06 - Rh-I06, Cs-134, Cs-137 dan Ce-144 - Pr-144 yang layak dipakai sebagai burn-up monitor untuk MOX Joyo, karena umumya panjang, "yield"nya cukup besar dan tidak berinterferens dengan puncak-puncak foto FP lainnya serta dapat terdeteksi oleh sistem deteksi yang dipakai. 2. Burn up yang ditentukan adalah berdasarkan perhitunga relatifyaitu dengan mengukur aktivitas bum up monitor. Nilai bum upnya sendiri dihitung dengan program MAGI,jadi bila telah terukur aktivitas suatu bum up monitor, secara relatif dapat dihitung nilai bum up nya tanpa menggunakan program MAGI lagi.
360
Ke Daftar Isi
