DESAIN ELEMEN BAKAR DAN ELEMEN KENDALI REAKTOR
RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM MCNP
WAWIKO SUPENO
G74101037
PROGRAM STUDI FISIKA
FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM
INSTITUT PERTANIAN BOGOR
Wawiko Supeno. Desain Elemen Bakar dan Elemen Kendali Reaktor RSG-GAS Menggunakan Paket Program MCNP. Dibimbing Oleh Drs. M. Nur Indro, M.Sc dan Drs. Rokhmadi, M.Eng
ABSTRAK
Desain elemen bakar dan elemen kendali merupakan suatu kegiatan yang sangat
diperlukan untuk keperluan perhitungan dan analisis maupun validasi terhadap suatu eksperimen
dalam reaktor. Dengan adanya desain elemen bakar dan elemen kendali yang dibuat menggunakan
paket program MCNP (Monte Carlo N-Particle) maka akan dimungkinkan desain model teras,
sehingga dapat dilakukan perhitungan fluks neutron dan keff .
MCNP dapat digunakan untuk mendesain elemen bakar dan elemen kendali jika diketahui
geometri, bahan material penyusun dan densitas, MCNP juga dapat digunakan untuk menghitung
keff elemen bakar yaitu dilihat dari hubungan antara nilai NPS ( Neutron Per Second ) dan standar
deviasinya, semakin besar NPS maka semakin kecil standar deviasinya. Pertama NPS 5.000.000
menghasilkan nilai standar deviasi keff rataan 0,0018 kedua NPS 10.000.000 menghasilkan nilai
standar deviasi keff rataan 0,0017 ketiga NPS 15.000.000 menghasilkan nilai standar deviasi keff
rataan 0,0015 keempat menggunakan NPS 20.000.000 menghasilkan nilai standar deviasi keff
rataan 0,0013 dan kelima menggunakan NPS 25.000.000 manghasilkan nilai standar deviasi keff
rataan 0,0051. Fluks neutron pada elemen bakar merata di setiap grid teras pada elemen bakarnya
yaitu diperoleh fluks neutron rataan 1,83 x 1014 neutron cm-2 detik-1 pada posisi A-8 dan 5,18 x
1014 cm-2 detik-1 pada posisi E-6 serta 1,51 x 1014 neutron cm-2 detik-1 di posisi H-6. Pada
elemen kendali tidak dihitung keff dan fluks neutron karena elemen kendali berfungsi untuk
mengatur jumlah neutron sehingga reaktor dapat dikendalikan.
ABSTRACTS
Design of fuel element and control element are the activities which are very important for calculation, analyse or validation of reactor experiment. Design of fuel element and control element can be made with MCNP (Monte Carlo N-Particle) and produced the design of reactor core model so flux neutron and keff value can be calculated.
MCNP can be used to design fuel and control element if knew geometrical, typical material and densitical. MCNP also can be used to calculated keff of fuel element by relation of
NPS ( Neutron Per Second ) and deviation standard. Increasing NPS cause decrease of deviation standard. First NPS calculation, 5.000.000 produce deviation standard 0,0018. Second NPS calculation, 10.000.000 produce deviation standard 0,0017.Third NPS calculation, 15.000.000 produce deviation standard 0,0015. Fourth NPS calculation, 20.000.000 produce deviation standard 0,0013. Fifth NPS calculation, 25.000.000 produce deviation standard 0,00051. Flux neutron in the fuel element spread flatten in reactor core grid that is 1,83 x 1014 neutron cm-2 second-1 at A-8 position dan 5,18 x 1014 cm-2 second-1 at E-6 position 1,51 x 1014 neutron cm-2 second-1 at H-6 position. At control element did not calculate k
eff and flux neutron value because
DESAIN ELEMEN BAKAR DAN ELEMEN KENDALI REAKTOR
RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM MCNP
WAWIKO SUPENO
Sebagai salah satu syarat untuk memperoleh gelar
Sarjana Sains
Pada
Program Studi Fisika
Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam
Institut Pertanian Bogor
PROGRAM STUDI FISIKA
FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM
INSTITUT PERTANIAN BOGOR
Judul : Desain Elemen Bakar dan Elemen Kendali Reaktor RSG-GAS Menggunakan Paket Program MCNP
Nama : Wawiko Supeno Nrp : G74101037
Menyetujui,
Pembimbing I
Drs. M. Nur Indro, M.Sc NIP 131 663 022
Pembimbing II
Drs. Rokhmadi, M.Eng NIP 330 004 520
Mengetahui,
Dekan Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Institut Pertanian Bogor
Prof.Dr.Ir. Yonny Koesmaryono, MS NIP 131 473 999
!
"
#
$
%
#
" "
&
$
Riwayat Hidup Penulis
Penulis dilahirkan di Jakarta pada tanggal 1 Juni 1983 sebagai anak pertama dari tiga
bersaudara, putera dari pasangan H. Darmiah dan Hj. Supiah.
Penulis menamatkan pendidikan dasar di SDN 09 Jakarta, pendidikan menengah di
SMPN 168 Jakarta dan melanjutkan di SMUN 36 Jakarta. Pada tahun 2001 melanjutkan
pendidikan di Institut Pertanian Bogor melalui jalur UMPTN ( Ujian Masuk Pergururan Tinggi
Negeri ). Penulis diterima di Departemen Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan
Alam.
Selama perkuliahan, penulis pernah mengikuti Organisasi Kemahasiswaan HIMAFI IPB(
Himpunan Mahasiswa Fisika ) menjabat sebagai staff Departemen Kerohanian di tahun
2001-2002, Kepala Departemen Kerohanian di tahun 2002-2003 dan Kepala Departemen PSDM
(Pengembangan Sumber Daya Manusia ) tahun 2003, selain itu penulis juga aktif di DPM KM IPB
( Dewan Perwakilan Mahasiswa Keluarga Mahasiswa ), DKM Al-Ghiffari IPB dan Senior
Kata pengantar
Segala puji hanya bagi Allah seru sekalian alam atas segala nikmat-Nya, sholawat serta salam kepada Rasulullah Muhammad SAW, penulis mengucapkan Alhamdulillah karena atas
berkat rahmat dan hidayah-Nya penulis dapat menyelesaikan penyusunan hasil penelitian ini yang
merupakan salah satu syarat untuk memperoleh gelar Sarjana Sains pada program Studi Fisika
Institut Pertanian Bogor. Penelitian ini bertopik Desain Elemen Bakar dan Elemen Kendali
Reaktor RSG-GAS Menggunakan Paket Program MCNP.
Dalam penulisan tugas akhir ini penulis banyak mengalami hambatan dan masalah, Alhamdulillah
semua itu dapat diatasi melalui bantuan beberapa pihak. Penulis mengucapkan terima kasih kepada
beberapa pihak yang turut membantu yaitu kepada :
1. Bapak dan Ibu serta adik-adikku tercinta yang selalu mendo’akan dan memberi semangat
ketika hati ini lelah.
2. Bapak M Nur Indro sebagai dosen pembimbing I yang memberikan bimbingan, arahan
dan dorongan semangat dalam penyusunan skripsi ini hingga selesai.
3. Bapak Rokhmadi sebagai dosen pembimbing II serta keluarga yang selalu membimbing
dengan kesabaran serta banyak memberi saran dan masukan berarti bagi penulis dalam
penyusunan skripsi ini dari awal hingga akhir.
4. Bapak Irmansyah dan Ibu Mersi sebagai dosen penguji yang banyak memberi masukan
dalam skripsi ini
5. Bapak Herri, Mbak Hanna, Bapak Sudiyono, Bapak Tukiran, Bapak Tagor Sembiring,
Bapak Surian Pinem, Bapak Amir Hamzah dan Pegawai-pegawai BATAN Serpong
Tangerang Banten, yang dengan baik hati banyak membantu dan menjadi tempat
bertanya bagi penulis.
6. Richie, Tebe, Poetri, Enda dan teman-teman Fisika angkatan 38 ( MAFIA 38 ), angkatan
39, angkatan 40, angkatan 41, angkatan 42 terima kasih atas dorongan semangatnya.
7. Kepada Ananto, Anam, Didit, Ima, Reni, Laina, Tahyudi, Diki, Rika, Sulis, Romzi,
Casnan, Eka, Agung serta ikhwan dan akhwat fillah di Fisika terus jalankan estafeta
perjuangan “antum ruhul jadid fi jasadil ummat”, DeGum, Pipin, Yayat, Arief serta
ikhwan dan akhwat di Im38, Chatting , KMF dan BIRU MUDA dimanapun antum/na
berada “nahnu du’at qobla kulli Syai”so be profesionalism.
8. Marboth Al-Ghiffari Mas Yudi, Rio, Yadi, Reizky, Amir, Angga serta rekan-rekan SR
(Senior Resident) Asrama TPB yang menjadi kelurga kedua di Bogor Jazzakallah Khair.
Penulis menyadari bahwa dalam penyusuan skripsi ini masih jauh dari kesempurnaan, maka
dari itu penulis mengharapkan saran, kritik dan koreksi dari pembaca semua, semoga bermanfaat
bagi kita semua
Bogor, Desember 2006
DAFTAR ISI
LEMBAR PENGESAHAN
KATA PENGANTAR...i
DAFTAR ISI...ii
DAFTAR GAMBAR....iii
DAFTAR LAMPIRAN... iv
PENDAHULUAN ... .1
Latar Belakang ... .1
Tujuan Penelitian ... .1
TINJAUAN PUSTAKA ... .1
Reaksi Fisi ... .1
Reaksi Berantai dan faktor perlipatan ... .1
Siklus Neutron ... .2
Persamaan Kritikalisasi ... 2
Fluks Neutron... ... 2
Deskripsi Paket Program MCNP ... 3
Deskripsi Elemen Bakar dan Elemen Kendali... ... 4
METODE PENELITIAN ... .7
Bahan dan Alat Penelitian... .7
Waktu dan Tempat Penelitian ... .7
Metode Perhitungan ... .7
1. Tahap mendesain Elemen Bakar dan Elemen Kendali... .7
2. Tahap menentukan keff dan fluks neutron ... .8
HASIL DAN PEMBAHASAN ... .9
Hasil plotting elemen bakar... .9
Hasil plotting elemen kendali ... 10
Hasil perhitungan k eff ... 11
Hasil perhitungan fluks neutron... 12
KESIMPULAN DAN SARAN ... 12
Kesimpulan ... 12
Saran ... 12
DAFTAR GAMBAR
Mekanisme reaksi pembelahan... ... 1
Sistem Reaktor Serba Guna... .. 4
Konfigurasi Teras Reaktor I... 4
Perangkat Elemen Bakar Standar Reaktor RSG-GAS... 5
Dua Buah Pelat Elemen Bakar Tampak Dari Atas... ... 5
Perangkat Elemen Kendali Standar Reaktor RSG-GAS... 6
Daerah Pembagian Clading... 7
Model Elemen Bakar dalam gambar tiga dimensi ... 8
Plotting elemen bakar pada px 0 ... 9
Plotting elemen bakar pada pz 0... 9
Plotting elemen bakar pada py 0 ... 9
Plotting elemen kendali pada px 0 ... 10
Plotting elemen kendali pada pz 0... 10
Plotting elemen kendali pada py 0 ... 10
DAFTAR TABEL
Macam-macam card yang digunakan dalam data card... ... 4
Material dan densitas elemen bakar ... ... 5
Jenis Bahan material, ZAID dan persentase elemen bakar...5
Material dan densitas elemen kendali... 6
Jenis Bahan material, ZAID dan persentase elemen kendali... 6
Hasil perhitungan k eff ... ... 11
Hasil perhitungan fluks neutron ... 12
DAFTAR LAMPIRAN Data input untuk desain elemen bakar... 4
Data input untuk desain elemen kendali... ... 20
11
PENDAHULUAN
Latar Belakang
Reaktor Nuklir Serba Guna G.A Siwabessy ( RSG-GAS ) yang dibangun di kawasan Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi ( PUSPIPTEK ) Serpong merupakan salah satu fasilitas yang dimiliki BATAN. RSG-GAS mempunyai daya termal maksimum 30 MW dan mempunyai fluks neutron rata-rata 1014 neutron cm-2s-1 yang berasal dari reaksi fisi. RSG-GAS adalah reaktor dengan jenis kolam berbahan bakar U3O8 Al atau U3Si2Al dengan pengayaan 235U
sebesar 19,75%. Reaktor ini digunakan selain untuk kegiatan-kegiatan penelitian di bidang ilmu dan teknologi nuklir juga untuk melayani kegiatan iradiasi nuklir. Lembaga pengguna fasilitas-fasilitas reaktor RSG-GAS ini datang dari kalangan industri, universitas dan lembaga-lembaga penelitian (P2TRR-BATAN, 2002)
Desain elemen bakar dan elemen kendali merupakan suatu kegiatan yang sangat diperlukan untuk keperluan perhitungan dan analisis maupun validasi terhadap suatu eksperimen dalam reaktor. Dengan adanya desain elemen bakar dan elemen kendali yang dibuat menggunakan paket program MCNP (Monte Carlo N-Particle) maka akan dimungkinkan desain model teras, sehingga perhitungan teras seperti fluks neutron, keff ,
paparan gamma dan data neutronik lainnya dapat dilakukan. Dari hasil perhitungan tersebut dapat dirancang pelaksanaan operasi reaktor yang efisien dan aman .
Tujuan Penelitian
Mendesain elemen bakar dan elemen kendali reaktor RSG-GAS berbahan bakar oksida dengan menggunakan paket program MCNP, menghitung fluks neutron dan keff .
TINJAUAN PUSTAKA
Reaksi Fisi
Reaksi fisi berantai adalah peristiwa terjadinya reaksi fisi secara terus menerus dan berantai dengan memanfaatkan neutron hasil reaksi fisi awal untuk menghasilkan reaksi fisi selanjutnya, selama inti atom yang dapat melakukan reaksi fisi masih tersedia dalam teras reaktor. Dari reaksi ini maka akan dihasilkan energi yang berlipat, contoh reaksi fisi yaitu
Gambar 1. Mekanisme reaksi pembelahan
( Sembiring, 2005 )
n + X X1 + X2 + 2n+ E
Keterangan dari reaksi tersebut yaitu : 1. Reaksi fisi dapat terjadi dengan neutron
bertenaga rendah ( neutron lambat ) maupun tinggi ( neutron cepat ) bergantung pada jenis bahan X
2. X adalah bahan dapat belah ( fisil ) atau bahan bakar, misalnya 233, 235, U-238, Pu-239.
3. X1 dan X2 adalah inti hasil belah ( produk
fisi) yang hampir sama besar dan bersifat tidak stabil atau radioaktif sehingga meluruh memancarkan radiasi dan atau partikel
4. Reaksi menghasilkan neutron baru berjumlah 2 atau 3 buah dengan energi tinggi sekitar 2 MeV
5. Reaksi menghasilkan pula energi panas yang sangat besar yaitu sekitar 200 MeV
Dari reaksi fisi tersebut dapat diketahui bahwa :
a) Dari satu neutron menghasilkan neutron yang lebih banyak, sehingga terjadi reaksi berantai
b)Dapat menjadi sumber radiasi tetapi mempunyai potensi bahaya radiasi c) Dapat menjadi sumber energi panas ( Kuntoro, 2000 )
Reaksi Berantai dan faktor Perlipatan Reaksi berantai yaitu suatu reaksi yang dapat berlangsung terus menerus dengan sendirinya. Demikian juga reaksi fisi berantai di dalam reaktor, terjadi secara berkesinambungan, setiap reaksi terjadi dari neutron hasil fisi sebelumnya. Jadi reaksi berantai akan terjadi bila neutron hasil fisi
12
yang berjumlah 2 atau 3 neutron cepat tidak semuanya hilang dari sistem reaktor baik melalui penyerapan maupun hamburan, sehingga terdapat minimum satu buah neutron lambat yang dapat terserap bahan bakar untuk melaksanakan reaksi fisi berikutnya. (Kuntoro, 2000 ).
Massa kritis adalah massa minimum
bahan bakar dengan pengayaan tertentu dalam suatu bentuk dan ukuran tertentu dan susunan bahan lain di sekitarnya yang mulai dapat melangsungkan reaksi pembelahan berantai. Besaran yang menunjukkan kemungkinan reaksi berantai disebut Faktor Perlipatan atau Faktor Multiplikasi yaitu menunjukkan perbandingan jumlah neutron dalam dua generasi yang berurutan dan diberi simbol k.
k = perbandingan antara jumlah neutron fisi pada satu generasi dengan jumlah fisi pada generasi sebelumnya
Bila,
k = 1 , jumlah neutron selalu tetap, kondisi reaktor disebut kritis
k > 1 , jumlah neutron selalu naik, kondisi reaktor disebut superkritis
k < 1 , jumlah neutron selalu turun, kondisi reaktor disebut subkritis
( Kuntoro, 2000 )
Siklus Neutron
Untuk menentukan besar faktor perlipatan, perlu dipahami lebih dahulu masa hidup dari satu generasi neutron, neutron fisi dari pembelahan sebelumnya, sebagian melakukan reaksi pembelahan cepat dan sebagian hilang dari susunan bahan bakar. Sebagian neutron fisi selanjutnya mengalami tangkapan resonansi, sisanya terus mengalami perlambatan sampai neutron termal. Sebagian neutron termal hilang dan sisanya diserap lagi oleh bahan bakar yang akan melangsungkan reaksi pembelahan termal lagi, sehingga diperoleh neutron fisi baru. Proses inilah yang disebut siklus neutron atau satu generasi neutron. ( Kuntoro, 2000 )
Untuk reaktor berukuran tak terhingga besar, k disebut faktor perlipatan tak terhingga dengan simbol k dan rumus faktor perlipatan disebut rumus empat faktor karena hanya terdiri dari 4 faktor, yaitu :
k = P f ( 1 )
Adapun faktor perlipatan efektif dituliskan dengan
,
keff = P f Ps Pth ( 2 )
diketahui:
= Faktor pembelahan cepat Ps = Kebolehjadian tidak bocor
sebagai neutron cepat
P = Kebolehjadian bebas tangkapan resonansi
Pth = Kebolehjadian tidak bocor
sebagai neutron termal f = Faktor penggunaan termal = Jumlah neutron fisi tiap penyerapan
Harga faktor perlipatan bergantung pada ukuran dan susunan geometri, komposisi bahan bakar serta perubahan status operasi (misal pengaruh perubahan posisi batang kendali). ( Kuntoro, 2000 )
Persamaan Kritikalisasi
Keadaan kritikalisasi dapat digolongkan menjadi tiga keadaan yaitu :
1.Jika keff> 1 maka reaktor finite (terbatas) berada pada keadaan superkritis yaitu fluks neutron di dalam sistem bertambah tanpa ada batasan saat terjadi reaksi berantai di reaktor
2. Jika keff < 1 maka reaktor berada pada keadaan subkritis dan fluks neutron tidak dapat dipertahankan tanpa adanya sumber neutron dari luar
3. Jika keff = 1 maka reaktor berada dalam keadaan kritis dan fluks neutron steady
akan dipertahankan meski tanpa adanya sumber neutron, serta menyediakan fluks pada sistem di awalnya. (Lamarsh,1966)
Fluks Neutron
Fluks neutron adalah jarak total perpindahan yang ditempuh seluruh neutron dalam satu sentimeter persegi selama satu detik, secara matematis dinyatakan bentuk :
= n v ( 3 )
Dengan :
= fluks neutron ( neutron cm-2s-1 ) n = kerapatan neutron (neutron cm-3 ) v = kecepatan neutron ( cm s-1 ) ( Sembiring, 2005 )
13
Deskripsi Paket Program MCNP
MCNP adalah software yang dikembangkan sejak tahun 1963 oleh Los Alamos National Laboratory USA. Program ini digunakan untuk menyelesaikan permasalahan transpor neutron, foton dan elektron dalam bahan. Metode Monte Carlo merupakan metode perhitungan yang menirukan secara teoritis suatu proses statistik, terutama digunakan untuk menyelesaikan permasalahan yang rumit yang tidak dapat diselesaikan dengan metode perhitungan deterministik. Metode tersebut dilaksanakan dengan cara mensimulasikan setiap peristiwa probabilistik tunggal yang terjadi didalam suatu proses, satu per satu secara berurutan, sebaran kemungkinan yang berlaku di dalam setiap peristiwa dicacah secara acak, sesuai dengan hukum alam yang berlaku. Metode ini menggunakan pengulangan yang sangat banyak agar keseluruhan fenomena yang disimulasikan dapat tergambarkan dengan utuh dan realistik.
MCNP memiliki input yang terdiri dari tiga bagian yaitu cell cards, surface cards dan
data cards. Title card diletakkan sebelum bagian cell cards. Kata cards di dalam program MCNP ini adalah suatu baris input yang memiliki panjang kolom mencapai 80 karakter. Dalam satu bagian terdiri dari satu
card atau lebih, gambar berikut menunjukkan struktur input dari program MCNP
Title card Cell cards
………… …………
Blank Line Delimiter ( baris kosong )
Surface cards
………… …………
Blank Line Delimiter ( baris kosong )
Data cards
………… …………
Blank Line Delimiter ( baris kosong ) (Oak Ridge National Laboratory,1997)
1.Title Card
Title card merupakan card pertama dalam input MCNP yang panjang kolomnya mencapai 80 karakter. Title card biasanya berisi informasi mengenai problem yang dimodelkan, dapat juga dituliskan dalam bentuk nama atau label untuk membedakan
title card dengan input-input lainnya.
2.Cell Cards
Bagian pertama setelah title card adalah
cell cards, diantara keduanya tidak terdapat baris kosong. Sel-sel digunakan untuk mendefinisikan bentuk dan material penyusun benda yang disimulasikan. Spesifikasi format untuk cell cards adalah sebagai berikut :
j m d geom params
j : Nomor sel ditulis pada kolom 1-5
m : Nomor material ( 0 jika void )
d : Densitas bahan sel positif jika satuannya atom barn -1cm -1, negatif jika gram cm -3
geom. : Daftar nomor bidang permukaan dan operator Boolean yang menjelaskan sel
params : Spesifikasi pilihan parameter sel
Nomor sel ( j ) adalah integer dari 1sampai 99999. Nomor material (m ) juga integer dari 1 sampai 99999 yang menentukan bahan apa saja yang terdapat dalam sel. Komposisi spesifik bahan didefinisikan pada bagian data cards. Masukan positif untuk densitas bahan sel ( d ) menunjukan densitas atom dalam atom per barn-centimeter. Masukan negatif menunjukkan densitas massa dalam gram per centimeter kubik. Spesifikasi geometri (geom) terdiri dari nomor-nomor bidang permukaan yang dikombinasikan dengan operator Boolean untuk mendefinisikan bentuk daerah atau ruang yang dibatasi oleh bidang permukaan tersebut. Bidang permukaan adalah bentuk geometri yang digunakan untuk membentuk batas-batas dari benda yang dimodelkan. Pilihan params menunjukkan parameter sel yang dapat dituliskan pada baris
cell cards ataupun pada bagian data cards.
Importance card ( imp:p ) menunjukkan
importance relative sel untuk foton, satu masukan untuk tiap sel dari benda. Card
imp:p dapat didefinisikan pada bagian data cards atau pada akhir baris cell cards setelah definisi bidang permukaan.
(Oak Ridge National Laboratory,1997) 3.Surface Cards
Format khusus untuk surface card adalah :
j a list
j = Nomor permukaan, dimulai dari kolom 1-5 ( 1-99999)
a = Mnemonic permukaan (ruang
bidang,lingkaran atau bualatan, silinder dan yang lainnya
14
list = Nomor yang menunjukkan permukaan (dimensi, radius, dan sebagainya satuannya cm)
4.Data Cards
Format data cards sama dengan format
cell cards dan surface cards. Nama input untuk data cards harus dituliskan pada kolom 1-5. Selain itu antara nama input dan masukan input harus dipisahkan dengan satu spasi (blank). Sebagian card dalam data cards
diberikan simbol khusus partikel untuk membedakan antara data input untuk neutron, foton atau elektron. Simbol khususnya terdiri atas simbol : (colon) dan huruf N, P atau E tergantung partikel apa yang akan disimulasikan. Contohnya untuk importance
neutron menggunakan card IMP:N untuk foton menggunakan card IMP : P dan untuk elektron menggunakan card IMP : E berikut ini adalah card-card yang digunakan dalam
data cards
(Oak Ridge National Laboratory,1997) Bentuk Umum Card
Card-card pada tiap bagian dapat dinyatakan dalam karakter alfabetik yang dapat diletakkan pada baris atas, baris bawah atau baris campuran keduanya. MCNP menggunakan blank line delimiter ( baris kosong ) untuk memisahkan ketiga bagian yang berbeda yaitu antara cell cards, surface cards, dan data cards. Bentuk card untuk cell cards maupun data cards adalah sama. Nomor sel, nomor bidang permukaan ataupun nama-nama pada data card harus dituliskan pada lima kolom pertama dari card tersebut. Pada tiap-tiap masukan card harus dipisahkan oleh satu spasi ( blank ) atau lebih. Masing-masing baris input tidak boleh melebihi 80 kolom
Tabel 1. Macam-macam card yang digunakan dalam data cards
No Card Nama Card
MCNP 1 Mode MODE
2 Parameter sel dan
permukaan IMP : P
3 Spesifikasi sumber SDEF
4 Spesifikasi tally Fn,En
5 Spesifikasi material Mn
6 Problem cuttoffs NPS
(Musyarofah,2004)
Deskripsi Elemen bakar dan Elemen kendali
Reaktor Serba Guna G . A. Siwabessy atau disingkat RSG-GAS merupakan reaktor dengan jenis kolam ( pool ) berbahan bakar U3O8Al dan sekarang sudah menggunakan
U3Si2Al, teras I RSG-GAS dimuati 40 elemen
bakar dan 8 elemen kendali
Gambar 2. Sistem reaktor serba guna Keterangan:
1. Teras reaktor 2. Batang kendali reaktor 3. Kolam tunda
4. Sistem Pendingin Sekunder
5. Sistem Pendingin Primer
6. Alat Penukar Panas
7. Valve Isolasi
8. Gedung reaktor sebagai sistem
pengungkung dari kemungkinan pelepasan zat radioaktif
9. Kolam penyimpan bahan bakar sementara Di dalam sistem reaktor terdapat teras reaktor
B H
P
Elemen Bakar Standar Elemen bakar Kendali
Reflektor Berilium Berilium stoper Phematic Rabbit System
Hydraulic Rabbit System
IP B B B P H H H H IP IP IP IP CIP P R T F A B C D E F G H J K
10 9 8 7 6 5 4 3 2 1
NS
CIP
NS
Posisi Iradiasi tengah teras Sumber Neutron Posisi Iradiasi
(
Kuntoro,1992 )Elemen kendali
Gambar 3. Konfigurasi teras reaktor I
15
1. Elemen bakar
Setiap elemen bakar dimasukkan ke dalam grid-grid teras seperti terlihat pada gambar 3, elemen bakar berjenis LEU oxide maupun silisida MTR terdiri dari 21 pelat, tiap pelat memiliki material berupa meat uranium oksida ( U3O8 ) atau uranium silisida (U2Si3)
dan clading/kelongsong ( AlMg2 ) yang
dikungkung oleh air ( H2O ) sebagai
pendingin sekaligus moderator sedangkan alumunium ( Al ) digunakan untuk menjepit pelat pelat elemen bakar. Ukuran elemen bakar 77,1x81x600 mm. seperti terlihat dalam Gambar 4, susunan material elemen bakar densitas dan persentasenya terlihat dalam Tabel 2 dan Tabel 3
Tabel 2 : Material dan densitas elemen bakar
Tabel 3. Jenis bahan material, ZAID dan persentase
(Oak Ridge National Laboratory,1997)
0
,3
6
1
,3
0
2
,5
5
62,75
70,75 76,1 77,1 4,5
2,3
8
1
,0
8
0
,5
0
Catatan: seluruh ukuran dalam satuan mm
Gambar 4. Perangkat Elemen Bakar Standar Reaktor RSG-GAS
(
Batan,1992 )ZAID adalah penanda dalam program MCNP untuk menunjukkan evaluasi tampang lintang (cross section) suatu target isotop tertentu, bentuk ZAID adalah ZZAAA.nnY, ZZ menunjukkan nomor atom, AAA menunjukkan nomor massa dan nilai nn.Y adalah 60c. Tampang lintang (cross section) adalah kebolehjadian atau peluang terjadinya reaksi nuklir antara neutron dan inti atom. Dalam elemen bakar terdapat alumunium yang berguna untuk menjepit pelat meat
uranium, clading/kelongsong berguna untuk menyearahkan neutron, meat uranium berguna sebagai bahan bakar dan air digunakan sebagai pendingin elemen bakar
Material Densitas
(gr cm-3)
U3O8 4,87
AlMg2 2,68
H2O 0,10
Al 0,06
Material Jenis bahan
ZAID Persentase
U-235 92235.60c 1,09 x 10 - 4
U-238 92238.60c 2,09 x 10 - 3
material1 F-19 9019.60c 4,40 x 10 - 3
H-1 1001.60c 5,71 x 10 - 2
O-16 8016.60c 3,29 x 10-2
material2 N-14 7014.60c 3,64 x 10 - 5
O-16 8016.60c 9,74 x 10 - 6
Material3 H-1 1001.60c 6,66 x 10 -2
O-16 8016.60c 3,33 x 10-2
Material4 Al-27 13027.60c 6,02 x 10 - 2
Gambar 5. Dua buah pelat elemen bakar tampak dari atas
16
2. Elemen kendali
Elemen batang kendali terdiri dari 15 pelat elemen bakar dan diapit absorber, tiap pelat memiliki material berupa meat uranium oksida ( U3O8 ) atau uranium silisida (U2Si3)
dan clading ( AlMg2 ) yang dikungkung oleh
air ( H2O ) sebagai pendingin sekaligus
moderator sedangkan alumunium ( Al ) digunakan untuk menjepit pelat-pelatnya . Ciri khas elemen kendali dibandingkan elemen bakar adalah absorber, absorber berisi material Ag-In-Cd yang baik untuk menyerap neutron, absorber dilapisi oleh material Stainles Steel ( SS-321 ). Ukuran elemen kendali 77,1x81x600 mm. Absorber memiliki panjang 62,740 mm, lebar 5,080 mm dan tinggi 600 mm,seperti terlihat pada Gambar 6, susunan material elemen kendali densitas dan persentasenya terlihat dalam Tabel 4 dan Tabel 5
0
,3
8 1,30
1 ,1 0 62,75 70,75 76,1 77,1 4,5 2,3 8 1 ,0 8 0 ,5 0 2 ,2 0 2 ,2 5 1 ,6 2
ZAID adalah penanda dalam program MCNP untuk menunjukkan evaluasi tampang lintang (cross section) suatu target isotop tertentu, bentuk ZAID adalah ZZAAA.nnY, ZZ menunjukkan nomor atom, AAA menunjukkan nomor massa dan nilai nn.Y adalah 60c. Tampang lintang (cross section) adalah kebolehjadian atau peluang terjadinya reaksi nuklir antara neutron dan inti atom. Dalam elemen kendali terdapat alumunium yang berguna untuk menjepit pelat
meat uranium, clading/kelongsong berguna untuk menyearahkan neutron, meat uranium berguna sebagai bahan bakar dan air digunakan sebagai pendingin elemen kendali
Material Densitas
(gr cm-3)
U3O8 4,87
AlMg2 2,68
H2O 0,10
Al 0,06
AgInCd 10,08 SS-321 7,79
Material Jenis bahan
ZAID Persentase
U-235 92235.60c 1,09 x 10 -4
U-238 92238.60c 2,09 x 10 - 4
material 1 F-19 9019.60c 4,40 x 10 -4
H-1 1001.60c 571 x 10 -2
O-16 8016.60c 3,29 x 10 -2
material 2 N-14 7014.60c 3,64 x 10 -5
O-16 8016.60c 9,74 x 10 -6
material 3 H-1 1001.60c 6,66 x 10 - 2
O-16 8016.60c 3,33 x 10 - 2
material 4 Al-27 13027.60c 6,02 x 10 - 2
Ag-107 47107.60c 8,50 x 10 - 1
material 5 In 49000.60c 1,00 x 10 - 1
Cd-106 48106.60c 5,00 x 10 - 2
material 6 Fe-54 26054.60c 8,95 x 10 - 1
Cr-50 24050.60c 1,05 x 10 - 1
Tabel 5 Jenis bahan material, ZAID dan persentase
Tabel 4 : Material dan densitas elemen kendali
Catatan: seluruh ukuran dalam satuan mm
Gambar 6. Perangkat Elemen kendali standar Reaktor RSG-GAS
(Oak Ridge National Laboratory,1997)
( Batan,1992 )
17
METODE PENELITIAN
Bahan dan Alat Penelitian
Bahan yang digunakan dalam penelitian ini adalah :
- Satu unit komputer dengan spesifikasi kecepatan processor 1,47 GHz dan RAM 256 MHz menggunakan OS Windows 98
- Program MCNP-4b
Waktu dan Tempat Penelitian
Penelitian dilakukan dari bulan September 2005 sampai dengan bulan Agustus 2006 dan dilaksanakan di Laboratorium Fisika Teori dan Komputasi Departemen Fisika Institut Pertanian Bogor dan di Pusat Pengembangan Teknologi Reaktor Riset Badan Tenaga Nuklir Nasional ( BATAN ) Serpong Tangerang
Metode Perhitungan
Penelitian dilakukan melalui beberapa tahapan yaitu :
1. Tahap mendesain Elemen Bakar dan Elemen kendali
Desain elemen bakar dan elemen kendali dilakukan dengan menggunakan file input, input program terdiri dari cell card, surface card dan data card. Bagian pertama yang dilakukan yaitu menentukan surface card,
surface card berisi ukuran geometri elemen bakar dan elemen kendali yang berada dalam wujud tiga dimensi yaitu berada sepanjang daerah sumbu-X, sumbu-Y dan sumbu-Z. Pada elemen bakar, geometri yang dipakai bertipe plane atau sejajar, titik sumbu koordinat berada di tengah elemen bakar sehingga berada dalam keadaan simetri. Setiap bagian elemen bakar memiliki ukuran panjang, lebar dan tinggi yang berbeda dan seluruh ukuran berada dalam satuan milimeter. Bagian yang searah dengan sumbu-X yaitu uranium oksida, clading/kelongsong, air ringan dan alumunium, masing-masing memiliki ukuran tersendiri. Uranium oksida memiliki ukuran 0,540 mm kemudian ukuran tersebut dibagi menjadi dua sisi yaitu sisi 0,270 mm ke arah-X positif dan sisi 0,270 mm ke arah-X negatif, hal ini dilakukan agar diperoleh kesimetrian, kemudian diikuti untuk uranium kedua, ketiga dan seterusnya sampai dengan uranium yang ke-21 di sepanjang sumbu-X
Clading/kelongsong dibagi menjadi empat daerah, masing-masing daerah dibagi menjadi
dua sisi, yaitu yang ke arah sumbu-X positif dan negatif, daerah pertama berukuran 0,380 mm yang kemudian dibagi menjadi dua sisi yaitu sisi 0,190 mm ke arah-X positif dan sisi 0,190 mm ke arah-X negatif, untuk daerah kedua berukuran 0,540 mm kemudian dibagi menjadi dua sisi yaitu sisi 0,270 mm ke arah-X positif dan sisi 0,270 mm ke arah-arah-X negatif ,daerah ketiga berukuran 0,380 mm yang kemudian dibagi menjadi dua sisi yaitu sisi 0,190 mm ke arah-X positif dan sisi 0,190 mm ke arah-X negatif dan daerah keempat yaitu berukuran 0,540 mm kemudian dibagi menjadi dua sisi yaitu sisi 0,270 mm ke arah-X positif dan sisi 0,270 mm ke arah-arah-X negatif
pendingin air ( coolant ) memiliki ukuran 2,250 mm kemudian dibagi menjadi dua sisi yaitu sisi 1,125 mm ke arah-X positif dan sisi 1,125 mm ke arah-X negatif. Alumunium memiliki dua ukuran, ukuran pertama 2,250 mm kemudian dibagi menjadi dua sisi yaitu sisi 1,125 mm ke arah-X positif dan sisi 1,125 mm ke arah-X negatif sedangkan ukuran kedua 1,300 mm kemudian dibagi menjadi dua sisi yaitu sisi 0,650 mm ke arah-X positif dan sisi 0,650 mm ke arah-X negatif, perbedaan dengan pendingin yaitu terletak pada arah sumbu-Z.
Di sumbu-Z geometri uranium memiliki ukuran 62,750 mm, kemudian dibagi dua menjadi 31,375 mm ke arah sumbu-Z positif dan –31,375 mm ke arah sumbu-Z negatif, perhitungannya sama seperti pada sumbu-Z untuk clading, pendingin air, dan alumunium.
Daerah pertama Daerah kedua Daerah keempat Daerah ketiga
Gambar 7. Daerah pembagian clading
18
Sumbu-Y merupakan tinggi dari elemen bakar, ukuran komponen penyusun bahan bakar yang terdiri dari uranium, clading, pendingin air dan alumunium memiliki ukuran yang sama yaitu 600 mm, dengan rincian 300 mm sepanjang sumbu-Y positif dan –300 mm sepanjang sumbu-Y negatif terlihat dalam Lampiran 1.
Setelah menentukan surface card
selanjutnya menentukan cell card, pada cell card hasil dari perhitungan di surface card
akan digunakan untuk menentukan letak geometri sesuai ketentuan dalam program MCNP
Dari semua ukuran seluruh satuan dikonversi dari milimeter menjadi centimeter, Uranium memiliki densitas 4,870 gram cm -3 letaknya berada di 0,027 cm sumbu-X positif dengan arah ke belakang dan -0,027 cm sumbu-X negatif dengan arah ke depan, untuk sumbu-Z positif di 3,137 cm ke arah kiri dan sumbu-Z negatif –3,137 cm ke arah kanan,sumbu-Y 30 cm positif ke bawah dan 30 cm negatif ke atas begitu seterusnya dalam satu baris disesuaikan dengan batasan-batasannya.
Clading/kelongsong memiliki densitas 2,680 gram cm -3 letaknya berada di 0,027 cm sumbu-X positif dengan arah ke depan dan 0,065 cm sumbu-X positif dengan arah ke belakang, untuk sumbu-Z positif di 3,537 cm ke arah kiri dan sumbu-Z negatif –3,537 cm ke arah kanan, sumbu-Y 30 cm positif ke bawah dan 30 cm negatif ke atas dan begitu seterusnya dalam satu baris disesuaikan dengan batasan-batasannya.
Pendingin air ( Coolant ) 0,1 gram cm -3 letaknya berada di 0,065 cm sumbu-X positif dengan arah ke depan dan 0,320 cm sumbu-X positif dengan arah ke belakang, untuk sumbu-Z positif di 3,317 cm ke arah kiri dan sumbu-Z negatif –3,317 cm ke arah kanan,sumbu-Y 30 cm positif ke bawah dan 30 cm negatif ke atas dan begitu seterusnya dalam satu baris disesuaikan dengan batasan-batasannya.
Alumunium 0,060 gram cm -3 letaknya berada di 0,065 cm sumbu-X positif dengan
arah ke depan dan 0,320 cm sumbu-X positif dengan arah ke belakang, untuk sumbu-Z positif di 3,317 cm ke arah kanan dan sumbu-Z positif 3,537 cm ke arah kiri, sumbu-Y 30 cm positif ke bawah dan 30 cm negatif ke atas dan begitu seterusnya dalam satu baris disesuaikan dengan batasan-batasannya, selain itu terdapat batasan luar yang tidak diperhitungkan yaitu 4,050 cm positif sumbu-X ke arah depan, -4,050 cm negatif sumbu-sumbu-X ke arah belakang. Sumbu-Z positif 3,767 cm ke kanan dan sumbu-Z negatif -3,767 cm ke kiri, sumbu-Y positif 30 cm ke atas dan sumbu-Y negatif 30 cm ke bawah
2. Tahap menentukan keff dan fluks neutron
Proses selanjutnya yaitu menentukan KCODE dan KSRC, KCODE ( Criticality Source Card ) merupakan perintah dari program MCNP yang digunakan untuk menentukan nilai keff, bentuk list programnya
yaitu
KCODE NSRCK RKK IKZ KCT MSRK KNRM MRKP
Diketahui :
NSRCK = Ukuran sumber neutron per cycle
RKK = Angka tebakan ( initial guess ) untuk keff
IKZ = jumlah cycle sebelum dimulai akumulasi tally
KCT = jumlah cycle yang selesai dilakukan
MSRK = jumlah source point yang disimpan
KNRM = metode tally normalisasi
MRKP = jumlah nilai cycle keff yang berada
pada array RKPL
KC8 = ringkasan dari tally information 0 jika semua cycles dan 1 jika hanya pada cycles aktif
sedangkan KSRC ( Source Points for KCODE
calculation ) merupakan lokasi inisial source point dari perhitungan krititikalisasi KCODE, bentuk list programnya yaitu :
KSRC x1 y1 z1 x2 y2 z2 . . .
xi yi zi = lokasi inisial source point
pada list program ini tertulis kcode 1000 1.0 50 300 ksrc 0 0 0
artinya adalah terdapat 1000 neutron per
cycle, angka tebakan ( initial guess ) dibuat 1.0 karena kita menginginkan angka keff = 1,
melakukan 50 skip cycle dan menjalankan (run) 300 cycle keff
X
Y
Z
Gambar 8. Model elemen bakar dalam gambar tiga dimensi
19
HASIL DAN PEMBAHASAN
Hasil program MCNP dilihat dalam arah dua dimensi yaitu bidang XY, bidang YZ atau bidang XZ, program MCNP berjalan di mode DOS prompt, hasil desain elemen bakar dan elemen kendali berupa gambar yang harus di-plot terlebih dahulu, untuk mengetahui kebenaran program yang telah dibuat yaitu tentang geometri dan batasan-batasannya serta massa jenis atom yang ada dalam elemen bakar dan elemen kendali tersebut, jika masih ada program yang kurang datanya atau salah maka MCNP akan memberitahukan kesalahan dan akhirnya program tidak dapat plotting dan run, hasil desain elemen bakar yaitu
Hasil plotting elemen bakar menghasilkan gambar sebagai berikut
Gambar 9. Plotting elemen bakar pada px 0
Pada Gambar 9, plotting elemen bakar pada px 0 artinya adalah plotting elemen bakar berada pada titik sumbu 0 dilihat pada sisi bidang YZ, hasil gambar ini diambil dengan extent atau tingkat keluasan 5 sehingga gambar terlihat lebih besar dan jelas, warna menunjukkan material bahan, merah adalah meat uranium, biru adalah
c
lading/kelongsong dan kuning adalah alumunium, berdasarkan gambar diatas terdapat angka yaitu 150 di bagian atas dan 151 di bagian bawah artinya adalah batasan atas berada pada 150 di sumbu-Z positif dan 151 di sumbu-Z negatif, begitu pula untuk batasan 156 dan 157 terlihat dalam Lampiran 1.Pada Gambar 10, plotting elemen bakar pada pz 0 artinya adalah plotting elemen bakar berada pada titik sumbu 0 dilihat pada sisi bidang XY, hasil gambar ini diambil dengan
extent atau tingkat keluasan 5 sehingga gambar terlihat lebih besar dan jelas, Gambar 10 ini terdiri atas tiga macam warna yaitu warna hijau adalah air atau pendingin, merah adalah meat uranium dan biru adalah
c
lading/kelongsong, berdasarkan gambar diatas terdapat banyak angka, beberapa diantaranya adalah 83 dan 84, 83 terletak di sebelah kanan gambar dan 84 berada di sebelah kirinya artinya adalah 83 berada di sumbu-X positif dan 84 berada di sumbu-X negatif, begitu pula untuk 85 dan 86 terlihat dalam Lampiran 1.
Pada Gambar 11 terlihat sama seperti Gambar 10, yang berbeda adalah pada bagian Gambar 10. Plotting elemen bakar pada pz 0
Gambar 11. Plotting elemen bakar saat py 0
20
atas dan bawahnya, bagian atas dan bawah ini adalah material alumunium yang menjepit pelat meat uranium dan
c
lading/kelongsong, Gambar 11 adalah Gambar 10 yang dilihat dari atas elemen bakar, seluruh komponen terlihat dalam plotting daerah ini, Gambar 11 ini terdiri atas empat macam warna yaitu warna hijau adalah air atau pendingin, merah adalah meat uranium, biru adalahc
lading/kelongsong dan kuning adalah alumunium, plotting elemen bakar pada py 0 artinya adalah plotting elemen bakar berada pada titik sumbu 0 dilihat pada sisi bidang XZ, hasil gambar ini diambil dengan extentatau tingkat keluasan 5 sehingga gambar terlihat lebih besar dan jelas
Hasil desain elemen kendali,setelah plotting menghasilkan gambar sebagai berikut
Pada Gambar 12, plotting elemen kendali pada px 0 artinya adalah plotting elemen kendali berada pada titik sumbu 0 dilihat pada sisi bidang sumbu-Y dan sumbu-Z, hasil gambar ini diambil dengan extent atau tingkat keluasan 5 sehingga gambar terlihat lebih besar dan jelas. Gambar 12 terdiri atas dua warna yang menunjukkan material bahan yaitu warna merah adalah meat uranium, biru tua adalah
c
lading/kelongsong, berdasarkan gambar diatas terdapat angka yaitu 101 di bagian atas dan 102 di bagian bawah artinya adalah batasan atas berada pada 101 di sumbu-Z positif dan 102 di sumbu-Z negatif, begitu pula untuk batasan 106 dan 107 terlihat dalam Lampiran 2.Pada Gambar 13, plotting elemen kendali pada pz 0 artinya adalah plotting elemen kendali berada pada titik sumbu 0 dilihat pada sisi bidang sumbu-X dan sumbu-Y, hasil gambar ini diambil dengan extent atau tingkat keluasan 5 sehingga gambar terlihat lebih besar dan jelas, Gambar 13 ini terdiri atas lima macam warna yaitu warna hijau adalah air atau pendingin, merah adalah meat
uranium, biru tua adalah
c
lading/kelongsong, kuning adalah alumunium, biru muda adalah stainless steel dan abu-abu adalah AgInCd, berdasarkan gambar diatas terdapat banyak angka, beberapa diantaranya adalah 71 dan 72, 71 terletak di sebelah kanan gambar dan 72 berada di sebelah kirinya artinya adalah 71 berada di sumbu-X positif dan 72 berada di sumbu-X negatif, begitu pula untuk 73 dan 74 terlihat dalam Lampiran 2.Gambar 12. Plotting elemen kendali saat px 0
Gambar 13. Plotting elemen kendali saat pz 0
Gambar 14. Plotting elemen kendali saat py 0
21
Pada Gambar 14 terlihat sama seperti Gambar 13, yang berbeda adalah pada bagian atas dan bawahnya, bagian atas dan bawah ini adalah material alumunium yang menjepit pelat meat uranium dan clading. Gambar 14 adalah Gambar 13 yang dilihat dari atas elemen bakar, seluruh komponen terlihat dalam plotting daerah ini, Gambar 14 ini terdiri atas lima macam warna yaitu warna hijau adalah air atau pendingin, merah adalah
meat uranium, biru tua adalah
c
lading/kelongsong, kuning adalah alumunium, biru muda adalah stainless steel dan abu-abu adalah AgInCd, plotting elemen bakar pada py 0 artinya adalah plotting elemen bakar berada pada titik sumbu 0 dilihat pada sisi bidang X dan sumbu-Z, hasil gambar ini diambil dengan extentatau tingkat keluasan 5 sehingga gambar terlihat lebih besar dan jelas
Dari hasil yang diperoleh bahwa program MCNP berpengaruh terhadap batasan-batasan geometri, jika ada ukuran cell yang salah atau tumpang tindih ( overlapping ) dengan cell
lain maka MCNP tidak dapat di-plotting atau jika program belum sempurna maka MCNP akan menghasilkan garis putus-putus sehingga belum mendapatkan gambar yang jelas. Masalah-masalah tersebut dapat diatasi dengan melalui beberapa langkah, yaitu :
a) Menambahkan Void card di dalam list program yaitu daerah kosong berisi udara yang terletak antara sistem dan daerah luar (outside world)
b) Menambahkan cell lainnya seperti bentuk balok ( plane ) atau lingkaran (spherical) yang dapat menghubungkan dengan daerah luar ( outside world ) c) Meletakkan spesifikasi sumber neutron,
kesalahan ( error ) terjadi karena ada beberapa partikel yang hilang dalam hal ini adalah neutron.
Hasil perhitungan menggunakan NPS (Neutron Per Second) yaitu banyaknya partikel yang dieksekusi (run) berasal dari sumber (source) neutron, NPS digunakan untuk menghentikan proses perhitungan MCNP setelah neutron melakukan transpor. Nilai NPS dapat diubah-ubah tergantung pemakai, pertama menggunakan NPS 5.000.000 menghasilkan nilai standar deviasi keff rataan 0,0018 jika NPS kurang dari
5.000.000 akan menghasilkan perhitungan MCNP yang kurang signifikan, perlakuan kedua yaitu menggunakan NPS 10.000.000 dan menghasilkan rataan nilai standar deviasi
keff 0,0017, perlakuan ketiga menggunakan
NPS 15.000.000 yang menghasilkan rataan nilai standar deviasi keff 0,0015, perlakuan
keempat menggunakan NPS 20.000.000 yang menghasilkan rataan nilai standar deviasi keff
0,0013, perlakuan kelima menggunakan NPS 25.000.000 yang menghasilkan rataan nilai standar deviasi keff 0,00051. Hasil perhitungan
keff dan standar deviasinya seperti terlihat
pada Tabel 6.
NPS Nilai keff
0,2015 ± 0,0019
5.000.000 0,2027 ± 0,0018
0,2945 ± 0,0018 0,2025 ± 0,0019
0,2998 ± 0,0018
10.000.000 0,2011 ± 0,0017
0,1919 ± 0,0018 0,2017 ± 0,0017
0,2032 ± 0,0016
15.000.000 0,1997 ± 0,0015
0,1999 ± 0,0015 0,2012 ± 0,0016
0,1998 ± 0,0014
20.000.000 0,1902 ± 0,0013
0,1945 ± 0,0014 0,1907 ± 0,0014
0,1947 ± 0,0013
25.000.000 0,1932 ± 0,0013
0,1903 ± 0,0013 0,1902 ± 0,0012
Nilai NPS tidak berpengaruh terhadap nilai keff , NPS berpengaruh terhadap nilai
standar deviasi keff , terlihat bahwa semakin
besar nilai NPS maka standar deviasi perhitungan makin kecil.
Hubungan NPS dengan standard deviasi seperti terlihat pada Gambar 15.
22
hubungan antara NPS dan standar deviasi Keff 0.00E+00 5.00E+06 1.00E+07 1.50E+07 2.00E+07 2.50E+07 3.00E+07 5 .0 0 E + 0 6 1 .0 0 E + 0 7 1 .5 0 E + 0 7 2 .0 0 E + 0 7 2 .5 0 E + 0 7 NPS s ta n d a r d e v ia s i
Gambar 15. Grafik hubungan antara NPS dan standar deviasi
Pada Tabel 7 didapatkan fluks neutron rataan 1,83 x 1014 neutron cm -2 detik -1 pada posisi A-8, dan 5,18 x 1014 neutron cm -2 detik -1 pada posisi E-6 serta 1,51x1014 neutron cm -2 detik -1 di posisi H-6, fluks neutron diharapkan sama disetiap tempat elemen bakar, dengan memiliki nilai yang sama maka terhindar dari kebocoran. Pada penelitian ini dilakukan perhitungan fluks neutron pada 3 posisi elemen bakar yang berbeda yaitu pada posisi A-8, E-6, H-6. Posisi E-6 fluks neutronnya relatif lebih besar dibanding posisi yang lain, hal ini disebabkan karena posisi E-6 merupakan tempat pusat iradiasi teras yang memiliki jumlah neutron yang bergerak lebih banyak dalam tiap satuan volume untuk meradiasi suatu bahan yang diinginkan
KESIMPULAN DAN SARAN
Kesimpulan
Berdasarkan data yang diperoleh dari hasil simulasi dapat disimpulkan bahwa MCNP dapat digunakan untuk mendesain elemen bakar dan elemen kendali
Pada elemen bakar dihasilkan plotting yang baik yaitu terlihat tidak terdapat garis putus-putus yang menunjukkan bahwa plotting tidak sempurna pada geometrinya, pada plotting elemen bakar juga terdapat beberapa angka yang menunjukkan batasan-batasan geometri, selain itu plotting elemen bakar juga terdapat empat macam warna di dalamnya yaitu warna hijau adalah air atau pendingin, merah adalah meat uranium, biru adalah
c
lading/kelongsong dan kuning adalah alumunium, warna plotting menunjukkan material penyusun elemen bakarPada elemen kendali dihasilkan plotting yang baik yaitu terlihat tidak terdapat garis putus-putus yang menunjukkan bahwa plotting tidak sempurna pada geometrinya, pada plotting elemen kendali juga terdapat beberapa angka yang menunjukkan batasan-batasan geometri, selain itu plotting elemen kendali juga terdapat lima macam warna yaitu warna hijau adalah air atau pendingin, merah adalah meat uranium, biru tua adalah
c
lading/kelongsong, kuning adalah alumunium, biru muda adalah stainless steel dan abu-abu adalah AgInCd, warna plotting menunjukkan material penyusun elemen kendaliMCNP juga dapat digunakan untuk menghitung keff elemen bakar yaitu dilihat
dari hubungan antara nilai NPS dan standar deviasinya, semakin besar NPS maka semakin kecil standar deviasinya.
Fluks neutron pada elemen bakar merata di setiap bagian grid teras elemen bakar, dengan meratanya fluks neutron maka akan dihasilkan nilai keff yang konstan sehingga
neutron akan melakukan fisi secara terus-menerus dengan jumlah yang sama dari satu generasi ke generasi selanjutnya
Saran
Penelitian ini merupakan awal untuk mendesain teras reaktor sehingga untuk melanjutkan ke tahap selanjutnya yaitu mendesain teras reaktor maka akan didapatkan nilai keff dan fluks neutron teras reaktor.
Posisi A-8 (1014)*
Posisi E-6 (1014)*
Posisi H-6 ( 1014)*
1,20 4,40 1,50
1,25 3,15 1,20
1,70 5,12 1,30
1,70 4,14 1,90
1,16 5,15 1,40
2,62 6,46 1,50
2,51 6,44 1,70
2,52 6,64 1,60
*
satuan fluks neutron ( neutron cm-2s-1) Tabel 7. Hasil perhitungan fluks neutron
23
DAFTAR PUSTAKA
Batan. 1992. Nuclear Activities in Indonesia.
Jakarta
Hamzah, Amir. 1992. Pemetaan fluks neutron
termal RSG-GA Siwabessy. Laporan
kegiatan penelitian dan pengembangan
di RSG-GAS. Pusat Reaktor Serba
Guna. Serpong. Tangerang. Banten
Kuntoro, Iman. 1992. Analisis Neutronik
Interaksi Teras In Pile Loop RSG-
GAS. Laporan Kegiatan Pusat Reaktor
Serba Guna. BATAN.Serpong
Kuntoro, Iman. 2000. Kumpulan Diktat
DIKLAT SELINGKUNG
PENYEGARAN OPERATOR DAN
SUPERVISOR REAKTOR. Bidang
Operasi Reaktor PUSBANG
Teknologi Reaktor Riset
BATAN.Serpong
Lamarsh,J.R.1966.Introduction to Nuclear
Engineering 2nd Edition.Polytechnic
Institute of New York. Addison-
Wesley Publishing Company
Lamarsh,J.R.1966.Introduction to Nuclear
Reactor Theory.University of
New York. Addison-Wesley
Publishing Company
Musyarofah.2004.Penentuan Kurva Efisiensi
Detektor Sinar Gamma untuk Sumber
dalam wadah Marinelli dengan
menggunakan Program MCNP-4b.
Jurusan Fisika IPB.Bogor
Oak Ridge National Laboratory.1997. RSCC
Computer Code Collection MCNP4B.
New Mexico.Radiation Safety
Information Computational Center
Oak Ridge National Laboratory.1997. RSCC
Computer Code Collection MCNPXS.
New Mexico.Radiation Safety
Information Computational Center
P2TRR-BATAN. 2002. Laporan Uji Operasi
Teras Silisida Penuh. (tidak
diterbitkan).TRR.OR.15.04.43.02, BOR-
P2TRR-BATAN
Patel, S.B. 1991. Nuclear Physics an
Introduction. University of Bombay.
New Age International ( P) Limited
Publishers.New Delhi
Sembiring, TM. 2005. Aspek Neutronik dalam
Keselamatan Reaktor Riset. (tidak
diterbitkan). Serpong :
P2TRR-BATAN
.
Sugiawan,Y.2003. Penentuan Kurva Efisiensi
Detektor Sinar Gamma dengan
menggunakan simulasi Monte
Carlo.Jurusan Fisika IPB. Bogor
Williams,W.S.C.1991.Nuclear and Particle
Physics.Department of
Physics.University of Oxford and
St.Edmund Hall.Clarendon
Press.Oxford
24
LAMPIRAN
A. Lampiran 1. Data input untuk desain elemen bakar Satu Elemen Bakar (21 pelat) Oksida RSG-GAS
c Cell card
1 1 -4.87 -1 2 -150 151 -200 201 imp:n=1 $U3O8 2 1 -4.87 7 -9 -150 151 -200 201 imp:n=1 $U3O8 3 1 -4.87 -8 10 -150 151 -200 201 imp:n=1 $U3O8 4 1 -4.87 15 -17 -150 151 -200 201 imp:n=1 $U3O8 5 1 -4.87 -16 18 -150 151 -200 201 imp:n=1 $U3O8 6 1 -4.87 23 -25 -150 151 -200 201 imp:n=1 $U3O8 7 1 -4.87 -24 26 -150 151 -200 201 imp:n=1 $U3O8 8 1 -4.87 31 -33 -150 151 -200 201 imp:n=1 $U3O8 9 1 -4.87 -32 34 -150 151 -200 201 imp:n=1 $U3O8 10 1 -4.87 39 -41 -150 151 -200 201 imp:n=1 $U3O8 11 1 -4.87 -40 42 -150 151 -200 201 imp:n=1 $U3O8 12 1 -4.87 47 -49 -150 151 -200 201 imp:n=1 $U3O8 13 1 -4.87 -48 50 -150 151 -200 201 imp:n=1 $U3O8 14 1 -4.87 55 -57 -150 151 -200 201 imp:n=1 $U3O8 15 1 -4.87 -56 58 -150 151 -200 201 imp:n=1 $U3O8 16 1 -4.87 63 -65 -150 151 -200 201 imp:n=1 $U3O8 17 1 -4.87 -64 66 -150 151 -200 201 imp:n=1 $U3O8 18 1 -4.87 71 -73 -150 151 -200 201 imp:n=1 $U3O8 19 1 -4.87 -72 74 -150 151 -200 201 imp:n=1 $U3O8 20 1 -4.87 79 -81 -150 151 -200 201 imp:n=1 $U3O8 21 1 -4.87 -80 82 -150 151 -200 201 imp:n=1 $U3O8 22 2 -2.68 1 -3 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
23 2 -2.68 -2 4 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
24 2 -2.68 -1 2 150 -154 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
25 2 -2.68 -1 2 -151 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
26 2 -2.68 5 -7 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
27 2 -2.68 9 -11 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
28 2 -2.68 7 -9 150 -154 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
29 2 -2.68 7 -9 -151 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
30 2 -2.68 -6 8 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
31 2 -2.68 -10 12 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
32 2 -2.68 -8 10 150 -154 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
33 2 -2.68 -8 10 -151 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
34 2 -2.68 13 -15 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
35 2 -2.68 -14 16 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
36 2 -2.68 17 -19 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
37 2 -2.68 -18 20 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
25
38 2 -2.68 21 -23 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
39 2 -2.68 -22 24 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
40 2 -2.68 25 -27 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
41 2 -2.68 -26 28 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
42 2 -2.68 15 -17 150 -154 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
43 2 -2.68 15 -17 -151 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
44 2 -2.68 23 -25 150 -154 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
45 2 -2.68 23 -25 -151 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
46 2 -2.68 -16 18 150 -154 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
47 2 -2.68 -16 18 -151 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
48 2 -2.68 -24 26 150 -154 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
49 2 -2.68 -24 26 -151 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
50 2 -2.68 29 -31 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
51 2 -2.68 -30 32 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
52 2 -2.68 33 -35 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 53 2 -2.68 -34 36 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 54 2 -2.68 31 -33 150 -154 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 55 2 -2.68 -32 34 150 -154 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 56 2 -2.68 31 -33 -151 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 57 2 -2.68 -32 34 -151 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 58 2 -2.68 37 -39 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 59 2 -2.68 -38 40 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 60 2 -2.68 41 -43 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 61 2 -2.68 -42 44 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 62 2 -2.68 39 -41 150 -154 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 63 2 -2.68 -40 42 150 -154 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 64 2 -2.68 39 -41 -151 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 65 2 -2.68 -40 42 -151 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 66 2 -2.68 45 -47 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 67 2 -2.68 -46 48 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 68 2 -2.68 49 -51 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 69 2 -2.68 -50 52 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 70 2 -2.68 47 -49 150 -154 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 71 2 -2.68 -48 50 150 -154 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 72 2 -2.68 47 -49 -151 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 73 2 -2.68 -48 50 -151 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 74 2 -2.68 53 -55 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 75 2 -2.68 -54 56 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 76 2 -2.68 57 -59 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 77 2 -2.68 -58 60 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 78 2 -2.68 55 -57 150 -154 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 79 2 -2.68 -56 58 150 -154 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 80 2 -2.68 55 -57 -151 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 81 2 -2.68 -56 58 -151 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading
26
82 2 -2.68 61 -63 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 83 2 -2.68 -62 64 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 84 2 -2.68 65 -67 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 85 2 -2.68 -66 68 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 86 2 -2.68 63 -65 150 -154 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 87 2 -2.68 -64 66 150 -154 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 88 2 -2.68 63 -65 -151 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 89 2 -2.68 -64 66 -151 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 90 2 -2.68 73 -75 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 91 2 -2.68 -74 76 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 92 2 -2.68 69 -71 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 93 2 -2.68 -70 72 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 94 2 -2.68 71 -73 150 -154 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 95 2 -2.68 -72 74 150 -154 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 96 2 -2.68 71 -73 -151 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 97 2 -2.68 -72 74 -151 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 98 2 -2.68 77 -79 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 99 2 -2.68 -78 80 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 100 2 -2.68 81 -83 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 101 2 -2.68 -82 84 -154 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 102 2 -2.68 79 -81 150 -154 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 103 2 -2.68 -80 82 150 -154 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 104 2 -2.68 79 -81 -151 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 105 2 -2.68 -80 82 -151 155 -200 201 #1 imp:n=1 $clading 106 3 -0.1 3 -5 -152 153 -200 201 #1 #2 imp:n=1 $water 107 3 -0.1 -4 6 -152 153 -200 201 #1 #2 imp:n=1 $water 108 3 -0.1 11 -13 -152 153 -200 201 #1 #2 imp:n=1 $water 109 3 -0.1 -12 14 -152 153 -200 201 #1 #2 imp:n=1 $water 110 3 -0.1 19 -21 -152 153 -200 201 #1 #2 imp:n=1 $water 111 3 -0.1 -20 22 -152 153 -200 201 #1 #2 imp:n=1 $water 112 3 -0.1 27 -29 -152 153 -200 201 #1 #2 imp:n=1 $water 113 3 -0.1 -28 30 -152 153 -200 201 #1 #2 imp:n=1 $water 114 3 -0.1 35 -37 -152 153 -200 201 #1 #2 imp:n=1 $water 115 3 -0.1 -36 38 -152 153 -200 201 #1 #2 imp:n=1 $water 116 3 -0.1 43 -45 -152 153 -200 201 #1 #2 imp:n=1 $water 117 3 -0.1 -44 46 -152 153 -200 201 #1 #2 imp:n=1 $water 118 3 -0.1 51 -53 -152 153 -200 201 #1 #2 imp:n=1 $water 119 3 -0.1 -52 54 -152 153 -200 201 #1 #2 imp:n=1 $water 120 3 -0.1 59 -61 -152 153 -200 201 #1 #2 imp:n=1 $water 121 3 -0.1 -60 62 -152 153 -200 201 #1 #2 imp:n=1 $water 122 3 -0.1 67 -69 -152 153 -200 201 #1 #2 imp:n=1 $water 123 3 -0.1 -68 70 -152 153 -200 201 #1 #2 imp:n=1 $water 124 3 -0.1 75 -77 -152 153 -200 201 #1 #2 imp:n=1 $water 125 3 -0.1 -76 78 -152 153 -200 201 #1 #2 imp:n=1 $water 126 3 -0.1 83 -85 -152 153 -200 201 #1 #2 imp:n=1 $water 127 3 -0.1 -84 86 -152 153 -200 201 #1 #2 imp:n=1 $water 128 4 -0.06 3 -5 152 -154 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 129 4 -0.06 3 -5 -153 155 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 130 4 -0.06 -4 6 152 -154 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 131 4 -0.06 -4 6 -153 155 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 132 4 -0.06 11 -13 -153 155 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 133 4 -0.06 11 -13 152 -154 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 134 4 -0.06 -12 14 -153 155 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 135 4 -0.06 -12 14 152 -154 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 136 4 -0.06 19 -21 -153 155 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 137 4 -0.06 19 -21 152 -154 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 138 4 -0.06 -20 22 -153 155 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 139 4 -0.06 -20 22 152 -154 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al
27
140 4 -0.06 27 -29 152 -154 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 141 4 -0.06 27 -29 -153 155 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 142 4 -0.06 -28 30 -153 155 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 143 4 -0.06 -28 30 152 -154 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 144 4 -0.06 35 -37 152 -154 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 145 4 -0.06 35 -37 -153 155 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 146 4 -0.06 -36 38 -153 155 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 147 4 -0.06 -36 38 152 -154 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 148 4 -0.06 43 -45 152 -154 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 149 4 -0.06 43 -45 -153 155 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 150 4 -0.06 -44 46 -153 155 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 151 4 -0.06 -44 46 152 -154 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 152 4 -0.06 51 -53 152 -154 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 153 4 -0.06 51 -53 -153 155 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 154 4 -0.06 -52 54 152 -154 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 155 4 -0.06 -52 54 -153 155 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 156 4 -0.06 59 -61 -153 155 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 157 4 -0.06 59 -61 152 -154 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 158 4 -0.06 -60 62 152 -154 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 159 4 -0.06 -60 62 -153 155 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al 160 4 -0.06 67 -69 152 -154 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al
161 4 -0.06 67 -69 -153 155 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al
162 4 -0.06 -68 70 152 -154 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al
163 4 -0.06 -68 70 -153 155 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al
164 4 -0.06 75 -77 152 -154 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al
165 4 -0.06 75 -77 -153 155 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al
166 4 -0.06 -76 78 152 -154 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al
167 4 -0.06 -76 78 -153 155 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al
168 4 -0.06 -85 86 154 -156 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al
169 4 -0.06 -85 86 -155 157 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al
170 4 -0.06 83 -85 152 -154 -200 201 #1 #2 #3 imp:n=1 $Al
171 4 -0.06
