PENENTUAN FRAKSI BAKAR BAHAN BAKAR REAKTOR KAR TINI BERD ASARKAN PERBAND IN G AN AKTIVIT AS BASIL BELAH CS137

(1)

Proseding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah

PPNY-BATAN, Yogyakarta 14- 15 Juli 1999 Buku I 131

PENENTUAN

FRAKSI

BAKAR

BAHAN

BAKAR

REAKTOR

KAR TINI

BERD ASARKAN

PERBAND IN G AN AKTIVIT

AS

BASIL BELAH CS137

Y. Sardjono, M. Salman S., Edi Triyono BS

PPNY -BArAN

Widodo Budi

Mahasiswa Pasca Sarjana Jurusan Fisika UGM

ABSTRAK

PENENTUAN FRAKSI BAKAR BAHAN BAKAR REAKTOR KARTINI BERDASARKAN PERBANDINGAN AKTIVITAS HASIL BELAH Cs137. Telah dilakukan penentuan fraksi bakar(burn-up) bahan bakar reaktor Kartini berdasarkan perbandingan aktivitas Cs137 pada elemen bakarreaktor yang sudah diketahui nilai burn-upnya. Pengamatan ditekankan pada pengamatan aktivitas hasil belah bahan bakar, khususnya isotop produk fisi Cs137. Besarnya burn-up bahan bakar dihitung berdasarkan metode perbandingan yaitu membandingkan dengan bahan bakar yang telah diketahui burn-up nya. Dari pengukuran ini diperoleh besarnya burn-up bahan bakar tertinggi dan terendah per elemen bahan bakar adalah bahan bakar nomer seri 3216 dan 6726 yaitu masing masing 0,2339 gr dan 0,0062 gr, Sebagai pembanding hasil pengukuran adalah digunakan hasil perhitungan dengan memakai paket program

TRlGAP. Dari perbandingan tersebut disimpulkan bahwa hasil penegukuran memiliki perbedaan sekitar 10 % dengan hasil perhitungan.

ABSTRACT

DETERMINA]'ION OF BURN-UP FUEL ELEMENT OF KARTINI REACTOR BASED ON COMPARISON OF THE Cs1~7 ACTIVITY FISSION PRODUC7: Determination of burn-up fuel.element of Kartini reactor based on the Cs -137 fission product activity has been done. The purpose of the research was to determinate

burn-up of the Kartini reactor fuel element. Data of the research were collected by investigatio'1 of the fuel element activity, especially C s -137 fission product. The value of the fuel element burn-up was calculated based on comparative methode, i. e. by comparating to fuel element burn-up which has been known. From the result of experiment of burn-up of fuel element it could be concluded that the higher and lower fuel burn-up were 0.2339 and 0.0062 for each serial number 3216 and 6726, respectively. If compared with calculation by using TRIGAP code, the deviation was 10 % lower than experiment.

PENDAHULUAN

merusak (destructive) dan cara tidak merusak (non

destructive). Mengingat begitu besarnya aktivitas isotop produk fisi yang terbentuk, maka metode merusak sangat sulit untuk dilakukan sebab jika hal

ini dilakukan maka hams disediakan laboratorium khusus yaitu fasilitas hotcell yang biayanya tidak

sedikit daD menurut ketentuan sangat sulit per-ijinannya dari IAEA. Untuk cara tak merusak sangat mudah dilakukan karena hanya menyiapkan biological shielding daD sistem detektor semi-konduktor yang daya pisahnya terhadap energi-energi isotop produk fisi sangat tinggi. (2,3)

Jutaan produk fisi yang' terdapat dalam t ahan bakar, akan tetapi tidak banyak produk fisi yang memiliki umur paro yang berorde puluhan tahun seperti Cs-137 maka pada pengukuran fraksi bakar bahan bakar dipilih produk fisi Cs-137 tersebut. Hasil fisi Cs-137 terbentuk secara langsung daD mempunyai umur paro 30 tahun maka neutron basil

F raksi bakar (burn-up) bahan bakar adalah merupakan besaraI:t yang mutlak hams diketahui dalam setiap elemen bakar, baik itu elemen bakar yang sedang berada di dalam teras ataupun yang berada di luar teras yaitu di bulk shielding (spent fuel storage). Hal ini penting karena untuk keperluan penggantian bahan bakar (refueling) ataupun perubahan posisi elemen bakar di dalam teras (resuJling) untuk mencapai distribusi daD tingkat fluks neutron yang diinginkan, sedangkan nilai burn-up untuk bahan bakar bekas perlu diketahui karena untuk mempertimbangkan apakah masih ekonomis atau tidak jika sisa U-235 dalam elemen bakar tersebut dipisahkan daTi isotop-isotop hasil belah yang lain (reprocessing).(l)

Banyak metode/cara yang hams ditempuh untuk menentukan nilai burn-up, yaitu baik cara

Y. Sarqjono, dkk.

(2)

Proseding Pertemuan dan Presentasi Itmiah PPNY-BATAN. Yogyakarta 14 -15 Juti 1999

132 Buku I

kan sumber standar Eu-I52 pacta jarak tertentu 20 cm kemudian dilakukan pencacahan selama 600 sekon. Setelah kaki-kaki dari puncak tenaga yang muncul ditandai, kemudian dicatat cacah'netto yang terbaca pacta layar MCA. Setelah itu ditung besarnya efisiensi detektor.

Pengukuran Aktivitas C.-I37 dari bahan bakar yaitu dengan mrletakkan bahan bakar tipe 102 ke dalam wadah bahan bakar pacta rak pencacahan, letakkan detektor pacta rak pengukuran penatah gamma dengan mengatur p,?sisi kalimator pacta posisi nol (posisi paling atas) dari bahan bakar pacta rak wadah bahan bakar kemudian dilakukan pencaccahanseperti pacta percobaan kalibrasi tenaga daD efisiensi.

fisipun kemudian akan bereaksi lagi dengan bahan fisil dan memberikan reaksi pembelahan berikutnya dan peristiwa ini akan terjadi terus-menerus sehingga terjadi reaksi berantai. Selama reaktor beroperasi, U-235 akan terbakar dan menyusut sampai suatu saat perlu acta penggantian. Dalam melakukan penggantian bahan bakar reaktor tidak boleh dikerjakan sembarangan karena bersifat sangat radioaktif, dan hams diperhatikan apakah bahan bakar tersebut telah mencapai tingkat penyusutan yang dikehendaki. Dengan demikian untuk keperluan penggantian bahan bakar reaktor ini diperlukan penentuan fraksi bakar dari bahan bakar tersebut.(2,3.5)

Aktivitas radiasi daTi beberapa isotop produk fisi, dapat dipakai untuk menen-tukan fraksi bakar bahan bakar U -235 di dalam elemen bahan bakar. Fraksi bakar tersebut ditentukan dengan cara mencari kesebandingan produk fisi terhadap jumlah

atom U- 235 yang merilbelah. Tidak semua aktivitas produk fisi dapat dipakai untuk menentukan fraksi bahan bakar, tetapi hanya produk fisi yang memiliki umur para panjang dapat yang dipakai untuk menentukan fraksi bakar, diantara produk fisi yang dimaksud adalah seperti Cs-134 dan Cs-137. Untuk mengamati kedua isotog tersebut diperlukan peralatan gamma scanning. 2)

Pengetahuan tentang fraksi bakar bahan bakar sangat bermanfaat bagi pemakaian reaktor dan penggunaan bahan bakar secara efektif. Evaluasi untuk menetapkan apakah bahan bakar reaktor sudah perlu diganti atau belum, maka diperlukan data fraksi bakar bahan bakar. Data fraksi bakar bahan bakar dapat ditentukan melalui perhitungan dan pengukuran. Data fraksi bakar bahan bakar sangat penting artinya karena menyangkut segi ekonomi dan efisiensi penggunaan bahan bakar. Berdasarkan uraian tersebut, maka penentuan fraksi bakar bahan 'bakar perlu dilakukan.

Pengolahan data

1. Untuk menentukan besamya fr1lksi b1lkar bahan b1lkar dalam penelitian ini dipergun1lkan metode perbandingan, yaitu membandingkan dengan bahan b1lkar yang telah diketahui bum-upnya.

Oleh karena bahan b1lkar sampel yang 1Ikan dipergun1lkan sebagai standar belum selesai dibuat m1lka dalam penelitian ini yang dipergun1lkan sebagai standar ialah bahan b1lkar nomor 6726.

2. Bahan b1lkar Domer 6726 mula-mula dicacah (dideteksi) 1Iktivitas produk fisi Cs-137 dengan prosedur pencacahan seperti yang t~lah diuraikan dalam bagian C.3. Setelah selesai pencacahan kemlJ:dian bahan b1lkar Domer 6726 diiradiasi selama 6 jam. di ring F dengan tingkat daya reaktor 100 kw.

.Sebelum dilakukan pencacahan, bahan bakar Domer 6726 didinginkan dahulu dengan w1lktu pendinginan 4,01 x 105 detik agar paparan radiasinya memungkinkanuntuk dicacah. .Setelah paparan radiasinya memenuhi

per-syaratan pencacahan, m1lka bahan b1lkar Domer 6726 dicacah dengan prosedur seperti yang dilakukan pada bahan b1lkar sebelum diiradiasi. Dari hasil pencacahan temyata ada kenaikan aktivitas Cs-137 jika dibandingkan dengan sebelum diiradiasi. Kenaikan aktivitas Cs-137 ini dipergun1lkan sebagai dasar perhitungan fr1lksi b1lkar bahan b1lkar.

3

4

CARA KERJA

Peralatan yang dipergunakan dalam penen-tuan fraksi bakar bahan bakar reaktor Kartini berdasarkan aktivitas produk fisi Cs-137 adalah

:serangkat penatah gamma yang terdiri dari kolimator berdiameter 1 m~ daD tempat bahan bakar. Kemudian seperangkat sistem spektrum gamma yang terdiri dari detektor germanium kemurnian tinggi Hp-Ge, penguat awal, penguat,

MCA, tegangan tinggi daD unitpengolahan data. Sebelum dilakukan pengukuran fraksi bakar bahan bakar maka dilakukan lebih dahulu kalibrasi tenaga daD kalibrasi efisiensi. Kondisi pencacahan seperti pada kalibrasi tenaga yaitu dengan

meletak-HASILDAN PEMBAHASAN

Dari basil pengukuran bum-up bahan babar seperti pada cara ~ersebut di atas maka dapat diringkas dalam Tabel 1.

ISSN 0216 -3128

(3)

Proseding Pertemuan don Presentasi /lmiah

PPNY-BATAN. Yogyakarta /4- /5 Juli /999 Buku I ₁₃₃

Tabell. Ringkasan hasif pengukuran burn-up ba-han bakar. 19ah Ia 10 --~ 12 1 .D14

~

~ 311 i .D :~ ». i '6 ~ 121 ~But".upBa~8ak~rNo.3M ( X~O 1

Gambar 3. Grafik burn-up bakar No. 3216.

Sedangkan detail basil pengukuran fraksi bakar untuk setiap elemen bakar dapat dilihat pada Gambar 1 sid 14

_.~.

.,. .,

Gambar 6. Grafik burn-up bahan bakar No.

3234 vs posisi.

(4)

Proseding Pertemuan dan Presentasi Itmiah PPNY-BATAN. Yogyakarta 14- 15 Juti 1999

134 Buku I

.

_r _-ltas ~~~~~:::- -===~~~~ :::::::::::=:~:::::::::::::::: ===:::: = ~..n'

..

0.-= ~~=~~~~=== =~~~ :::::::::::::::::::= ===

-~--E .

2. ,.

_t.

i ,.

II ,. .Q ,.

I: .

II n .Co

" ,.

.Q

.

'; . "; . 0 12 Q. ,.

~ ~I

,Q ~ "I ,Q ~I 'u;

'~ :1

~ I8h

"o.ZBurn.up Sa... Bat" No.3tH C ~O 1

0.21 Bum-Up Blh" Blklr No.32,J;it x 1(- gr) t

Gambar 11. Grafik burn-up bahan bakar No. 3290 vs posisi.

atas

.-.

~ "I ~ ~ ~ ~ ---~

~ ~ ~ ~

j:~ ::::-

:::=:

.3" _c

_"

=--an-CI 21 ~ .c 21 1. M

I E~~~~--

~~~~

H 1.11 U U, ,

Blim-Up Bahl. Blur No.~282 ( x d If)

Gambar 9. Grafik burn-up bahan bakar No. 3282 vs posisi. alas :

~I: :~~~~~~

===~

.D. 11 ---= = : Q II 14 -= ~ 11 --Co -C1I --:- -1. == ::: -:. --. .8 14 ---= --'.:: :::: ---:: '

l

II :

::_-M In 1.25 1.5 8.75 f

Burn-Up Bahan Bakar No.3281 ( x 10 -4 grJ

(5)

Proseding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah

PPNY-BATAN. Yogyakarta /4 -/5 Juti /999 Buku I 135

Besarnya waktu mati dalam pencacahan selalu berubah untuk tiap-tiap posisi bahan bakar tetapi hal ini diatasi dengan besarnya live time dalam layar MCA.Penempatan daD ukuran k;oli-mator. Manfaat kolimator adalah untuk mereduksi sinar gamma sehingga sumber gamma (bahan bakar) dapat dianggap sebagai 'sumber titik.

Karena fungsi ini maka peranan kolimator sangat menentukan besar kecilnya foton gamma pacta bahan bakar yang dideteksi. Ukuran kolimator (lebar kolimator) yang dipergunakan dalam pene-litian ini adalah I mm (diameter) ini merupakan diameter terkecil yang dapat diperoleh. Kesalahan penempatan kolimator tidak dapat dikoreksi, karena disain dari sistem pengukur burn-up bahan bakar sudah dibuat permanen.

Pengaruh operasi reaktor selama pencacahan Fasilitas penentuan fraksi bakar ini terletak di dalarn reaktor hall. Hasil pengarnatan menunjukkan bahwa operasi reaktor berpengaruh terhadap waktu mati dari sistem deteksi, hal ini terlihat (terbukti) dengan tidak tetapnya skala "waktu mati" pacta MCA. Perubahan "waktu mati" ini disebabkan ka-rena pengaruh gamma yang berasal (dihasilkan) selarna reaktor beroperasi, meskipun jika diukur aktivitas garnmanya relatif kecil. Kalibrasi tenaga dan kalibrasi energr tidak menggunakan sumber yang memiliki bentuk geometri sarna dengan

geometri bahan bakar,

Hal ini tidak dapat diatasi karena dalarn penelitian ini tidak tersedia sumber standar Cs-137 yang memiliki geometri sarna dengan geometri bahan bakar yang dideteksi.

Kesalahan dari waktu pendinginan (waktu tunda) yang sebenarnya bukan dari bahan bakar sejak dipindah di bulk shielding akan tetapi dari saat akhir iradiasi di dalarn teras reaktor.

Pencacahan bahan bakar setiap 2 cm mung-kin terlalu kasar, sehingga belum dapat mencakup seluruh bagian bahan bakar.

Dari hasil penarnpilan Garnbar 2 sid 15 terlihat bahwa harga fraksi bakar di bagian ujung bawah bahan bakar realtif lebih tinggi dibandingkan dengan nilai fraksi bakar di bagian ujung atas bahan bakar, hal ini disebabkan oleh pengaruh pQsisi batang kendali diwaktu reaktor beroperasi yaitu bahwa batang kenda,li selalu di atas posisi bawah sehingga fluks netron dibagian bawah lebih besar dibanding di bagian atas bahan bakar sehingga reaksi U235 dengan netron semakin tinggi dan otomatis fraksi bakar di bagian bawah bahan bakar

lebih tinggi. Jika dibandingkan dengan data basil

per-hitungan bum-up bahan bakaryang ada di data base subid. bahan bakar reaktor (dari perhitungan program TRIGAP) bahwa terdapat 9 bahan bakar yaitu bahan bakar Domer : 3205, 3209, 3216, 3219 E, 3234, 3264, 3290, 6726 dan 9354 ternyata sesuai dengan basil perhitungan, sedangkan 6 bahan bakar, yaitu Domer : 3224, 3261 E, 3282, 3287 E, 6688 dan 6710 tidak sesuai dengan basil perhitungan. Bila

dilihat persentase yang sesuai dengan basil per-hitungan maka terdapat 60 persen dan yang tidak sesuai ada 40 persen, hal ini dapat dikatakan bahwa metode ini cukup baik.

Beberapa hal yang mungkin menyebabkan ketidak sesuaian antara basil pengukuran dan basil perhitungan antara lain :perubahan respon sistem deteksi yang paling nampak adalah adanya per-ubahan "waktu mati" yang m~ngakibatkan bergeser-nya kurva tenaga pada layar monitor MCA. Perubahan ini dapat diatasi karena sebagian besar bahan Qakar yang dideteksi hanya menghasilkan puncak tenaga untuk Cs-137 (662 key) dan Co-60 untuk bahan bakar tipe 104.

Y. Sardjono, dU. ISSN 0216- 3128

(6)

--Proseding Pertemuan dan Presentasi llmiah PPNY-BATAN, Yogyakarta 14 -15 Juli 1999

136 Buku I

Dari hasil Garnbar 2 sid 15 juga meng-garnbarkan bahwa nilai fraksi bakar di bagian tengan bahan bakar paling tinggi, hal ini sesuai dengan bukling aksial teras reaktor yaitu di bagian tengah tinggi (sesuai dengan fungsi cosinus). Tapi akibat pengaruh batang kendali titik puncak fungsi cosinus terse but cenderung bergeser ke arab bagian bawah teras.

10. WISNU SUSETYO, 1988., "Spektrometri Gam-ma", Y ogyakarta : Gadjah Mada University

Press.

TANYAJAWAB

Ma'sum Ischaq

-Ketika reaktor shut-down, dianggap bahan bakar tidak terbakar (?), padahal reaksi pembelahan selalu terjadi, sehingga terjadi kesalahan dalam perhitungan burn-up. Bagaimana bisa pengukur-an ypengukur-ang realtif dib'pengukur-andingkpengukur-an dengan perhitungan bum-up yang juga salah? Apa tidak sebaiknya Trigap saja yang dianggap benar ?

KESIMPULAN

Y. Sardjono

:- Setiap computer code punya karakter tersendiri sesuai dengan asumsi yang dilakukan dalam pemodelan yang diambil. Seperti TRIGAP; tidal

bisa mengukur burn-up per elemen tetapi per zone. Jadi tidal dapat mencirikan kondisi

operasi yang seungguhnya. Berdasarkan hasil penentuan nilai bum-up

bahan bakar maka dapat disimpulkan bahwa :

1. Dengan metode perbandingan, yaitu

memban-dingkan dengan bahan bakar yang telah di-ketahui bum-upnya dapat di1akukan penentuan

bum-up bahan bakar reaktor Kartini

berdasarkan aktivitas produk fisi Cs-137. 2. Hasil pengukuran bum-up dengan perangkat

penatah gamma yang ada di reaktor Kartini di-peroleh hasil yang cukup baik jika dibanding-kan dengan nilai bum-:up hasil perhitungan dengan program Trigrap yaitu dengan per-bedaan 10 %.

DAFTAR PUSTAKA

Tegas Sutondo

-Perbandingan BU di sini dilakukan terhadap basil

perhitungan TRIGAP yang memberikan

perbedaan 10 %. Mana yang lebih akurat basil prediksi BU tsb ? (TRIGAP atau pengukuran aktivitas Cs-137) mobon penjelasan.

Y. Sardjono

-Dalam hal ini tidak dapqt memberikan mana yang akurat.

.Pengukuran ada sumber kesalahan dari bahan bakar yang sudah diketahui burn-upnya.

.Program TRlGAP, tidak dapat menghitung

perelemen.

Endiah Puji Hastuti

-Manakah yang lebih dipercaya, perhitungan fraksi bakar BB menggunakan pengukuran y scanning ataukah hasil perhitungan TRIGAP ? Mengingat

.Trigap tentu menggunakan asumsi-asumsi

tertentu yang belum tentu tepat daD kemung-kinan adanya kesalahan perhitungan..

.Panjangnya sejarah bahan bakar dengan berbagai variasi clara reaktor

1. DUDERSTADT JAMES J., HAMILTON LOUIS J, 1976., "Nuclear Reaktor Analysis", New York: John Wiley and Sons.

2. KAPLAN IRVING, 1962., "Nuclear Phy-sics",

London: Addison-Wesley Publishing

Company.

3. KARL O. OTT, WINFRED A BEZELLA, 1983., "Nuclear Reactor Statics", USA: American Nuclear Society La Grange Park. 4. KEEPIN, G.R., 1965., "Physics of Nuclear

Kinetics", Reading Mass: Addison Wesley. 5. KENNETH S. KRANE; 1988., "Introductory

Nuclear Physics", New York: John Wiley and Sons.

6. LAMARS, JOHN R., 1966., "Introduction to Nuclear Reactor Theory", New York:

Addison-Wesley..

7. LEDERER et al.; 1967., "Table of Isotopes, Sixth Edition", New York: John-Wiley and Sons.

8. PHILIP R.. Bevington, 1969., "Data Reduc-tion and Error Analysis For The Physical Sciencess", New York: Mc Graw-Hill Book Company.

9. WALTER E MEYERHOF, 1987., "Elements of Nuclear Physics", Third Edition, Tokyo: Mc Graw -Hill International Book Company.

Y. Sardjono

-Baik TRIGAP dan pengukuran semua ada

kesalahan.