PENGUKURAN SPEKTRUM NEUTRON PADA SISTEM RABBIT RSG-GAS

(1)

Prosiding Seminar Teknologi dan Keselama/an PLTN ser/a Fasi/itas Nuklir

Serpong. 9-10 Februari 1993 PRSG. PPTKR - BATAN

PENGUKURAN SPEKTRUM NEUTRON PADA

SISTEM RABBIT RSG-GAS

Oleh

Surian Pinem, Iman Kuntoro

Pusat Reaktor Serba Guna - Badan Tenaga Atom Nasional

ABSTRAK

PENGUKURAN SPEKTRUM NEUTRON P ADA SISTEM RABBIT RSG-GAS. Pengu-kuran spektrum neutron pada sistem rabbitRSG-GAS telah dilakukan dengan metode aktivasi. Detek-tor keping sebanyak 12jenis digunakan dalam eksperimen yang dapat mendeteksi neutron termal sampai neutron cepat. Untuk daerah termal dan epitermal keping dibungkus dengan cadmium. Laju reaksi dari keping diukur dengan detektor Ge (Li) dan Multi-Channel Analyzer (MCA) dengan kesalahan sekitar 5 %. Kode komputer yang digunakan dalam menentukan spektrum neutron ada-lah SAND PO1. Hasil integral fluks neutron pada fasilitas sistem rabbit RSG-GAS adaada-lah 1,59.1013 n/cm .s pada daya 1MW.

ABSTRACT

NEUTRON SPECTRUM MEASUREMENT ON RABBIT SYSTEM RSG-GAS. The neu-tron spectrum on rabbit system RSG-GAS has been performed by activation method. Total 12kind of foils dctector used in the experiment that can detected thermal neutron until fast neutron. For thermal and epithermal region the foil were covered by cadmium. The Rate reaction of foils measured by Ge (Li) detector and Multi-Channel Analyzer (MCA) with error 5 %. Computer code used for detcrmine neutron spectrum is SANDPO

1.

Results of integral neutron flux on the rabbit system RSG-GAS is 1.59.1013 n/cm .s at 1 MW.

"

PENDAHULUAN

Pengukurnn karakteristik spektrum neutron di dalam reaktor pada dacrah energi termal sampai neutron cepat sangat penting bagi pemanfaatan reaktor. Banyak mctode yang sudah dikembangkan untuk tujuan ini. Mctode aktivasi mempunyai keuntungan dimana ukuran keping sangat kecil sehingga dapat ditempatkan pada daerah yang diinginkan, selain itu intensitas gammanya baik dan radiasi latar belakang tidak mcmpengaruhi harga fluks yang scbcnarnya.

Dalam makalah ini akan dijelaskan pengukuran spektrum neutron pada sistem rabbitRSG G.A. Siwabessy dan evaluasi karaktcristik spektrum neutron. Program unfolding yang digw1akan dalam percobaan ini adalah SANDPOll). Pengukuran spcktrum dalam program ini mcmerlukan input berupa data aktivitas jenuh neutron, data tampang lintang tergantung energi dan spektrum awal. Umumnya metodeaktivasi kepingsangatsederhana, tctapi kctel itian dari hasil pcngukuran tcrgantung kepada pemilihan keping, massa, waktu iradiasi, pcncacahan aktivitas, faktor dipressi flux dan perisai diri. Keping yang digunakan dalam eksperimen ini sangat tipis dimana tcbal maksimum 0,25 mm untuk neutron cepat dan 0,05 mm untuk neutron tcrmal dan epitermal sehingga kesalahan akibat dcprcsi fluks dari perisai diri pada per-hitungan aktivitas jenuh diabaikan.

TEOR!

Bila keping aktivasi di iradiasi pada waktu t, maka aktivitas yang dihasilkan adalah :

t

A =f...No

f

a

(E)

f

cp (E,t) dt dE o 0 dimana : f...

=

konstanta peluruhan No

=

jumlah atom

a

=

tampang lintang cp

=

fluks

Aktivitas dapat diukurdengan mengiradiasi keping di dalam reaktor.

Aktivitas keping setelah diiradiasi dengan waktu ti dan waktu tunggu tw adalah :

M

D

C

= ---.

---No.m (l-e->'Ii) (e >.IW) dimana:

M

=

massa atom keping (gram) No

=

bilangan Avogadro

C

=

aktivitas keping yang teriradiasi di reaktor (dps/gr).

(2)

Prosidi"g Semi"ar Tek"ologi daJl Keselamala" PLTN serra Fasililas Nuklir

ti

=

waktu iradiasi (detik) tw = waktu tunggu (dctik)

J...

=

konstanta pcluruhan

m

=

massa (gram)

Efek perisai diri neutron dari keping tidak dihitung. Menurut laporan W.L. Zijp, semua keping yang digunakan dalam eksperimen ini mempunyai kesalahan sekitar 1,76 %.

Aktivitas jenuh diperoleh dari keping-keping yang berbeda dan spektrum awal pada posisi yang diukur digunakan sebagai informasi input dari SAND PO 1.

Spektrum awal yang digunakan adalah 5) : - Fungsi spektrum Maxwell untuk temperatur293,5 8

K.

'X11E (E)

=

1,562395 1015E.exp (-3,952714107 E)

- Spektrum lIE

'X11E (E)

=

lIE antara 0,563.10.6 dan 1,05 MeV

'X11E (E)

=

0 diluar interval energi ini

- Spektrum neutron fisi

vhtt

cllE (E)

=

0,484 sinh ( 2E ) e'!!

Harga energi E di dalam ketiga persamaan adalah MeV.

TATAKERJA

Ekspcrimen dilakukan pada fasilitas iradiasi sistem rabbit yang berada pada daerah reflektor. Konfigurasi teras dan lokasi fasilitas sistem rabbit dapat dilihat pada Gambar 1.

Keping aktivasi diiradiasi scbanyak 12jenis dan 4 keping aktivasi dibungkus dengan cadmium. Pembungkus cadmium digunakan sebagai filter neutron termal yangmempunyai ketebalanO,5 mmdan diameter 12,5 mm. Data data nuklir dari keping yang digunakan disajikan dalam Tabell.

Keping aktivasi diiradiasi pada daya 200 KW untuk daerahtemlal dan epitermaldanpadadaya 1 MW untuk kepingpada daerah neutron cepat. Fasilitas sistem rabbit RSG-GAS mempunyai sistem kontrol automatiksehingga

Serpo"g. 9-10 Febrtlari 1993 PRSG. PPTKR - BATAN

kcsalahan lamanya iradiasi dapat diabaikan. Data-data iradiasi yangdigunakan dalam eksperimcn ini ditunjukkan dalam Tabel 2.

HASIL DAN PEMBAHASAN

Laju reaksi dari masing-masing keping dicacah dengan menggunakan detektor semi konduktor HPGe. Dengan menggunakan aktivitas jenuh, data tampang lintang dan spektrum awal ditentukan spektrum dan besaran fluks neutron. Bentuk spektrum awal yang digunakanditunjukkandalam Gambar 2. Kode komputer yang digunakan untuk menentukan spektrum dan besaran fluks neutron adalah SANDP01. Diagram alir spektrum neutron dapat dilihat pada Gambar 3. Iterasi dilakukan sehingga bentuk spektrum yang dipcroleh dapat diterima sebagai penyelesaian pendekatan dari persamaan aktivasi dim ana perbandingan antara pengukuran dan perhitungan sekitar 5 %. Daerah cnergi penyelesaian spektrum adalah 1O·loMeV sampai 18 MeV. Hasil perhitungan aktivitas dan pcrbandingan antara pengukuran dan perhitungan aktivitas ditunjukkan dalam Tabel3. Bentuk spektrum neutron pada sistem rabbit secaragrafis disajikan pada Gambar4, besamya integral fluks sebagai fungsi energi disajikan dalam Tabel 4. Integral fluks neutron pada daerah energi 1,0.10Me V - 18 MeV adalah 1,59.1013 n/cm.s pada daya 1 MW. Pada daerah energi 10 Me V-I 0 Me V terdapat puncak-puncak dan ini disebabkan oleh tampang lintang karena pada daerah tersebut terdapat banyak puncak, maka seharusnya ban yak digunakan keping dan dibungkus dengan cadmium.

KESIMPULAN

Dari hasilpengukuran pada fasilitas sistem rabbit dapat disimpulkan bahwa neutron yang terdeteksi dari 10 'loMeV -18 MeVdan integral fluks neutron 1,59.1013 n/cm .s. pada daya 1 MW. Fluks termal pada energi termal (0,025 eV) adalah 1,29.1 011n/cm .s dan puncak spektrum pada energi 0,04 eV, jadi spektrum maxwell bergerak ke energi yang lebih tinggi.

DAFT AR PUST AKA

1. W.E. Feudenreich, H.J. Nolthenius, "Neutron Spectrum Unfolding Code SANPOl", ECN, Pettcn, June 1987.

2: Park, Sang Jun, "Measurement of Neutron Spectrum by Activation Detectors", Korea Atomic Energy Research Institute, 1990.

3. W.E. Freudenreich, "CHARDA T a program package for calculation of neutron spectrum characteristics", ECN, Petten, April 1989.

4. W.P. Voorbraak, "Neutron Metrology in the High Flux Reactor", ECN, Petten, November 1991.

5. W.E. Freudenreich, H,J. Nolthenius, "Input description for SANDPOl", ECN, Petten, April 1987.

6. Willem L. Zijp, H,J. Nolthenius, "Cross-section Library DOSCROS84", ECN, Petten, October 1984.

7. W.L. Zipj and H.J. Nolthenius, "Neutron Self-shielding of Activation Detector Used in Spectra Unfolding, RCN, Petten, 1975.

(3)

Prosiding Seminar Teknologi dan Keselama/an PLTN ser/a Fasilitas Nllklir

Tabell. Data-data nuklir dari keping yang digunakan

Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG. PPTKR - BATAN

Material Tampang lintangRea ksiEnergi Gama (m baru)

(ke V)

Au

Au-197 (n,y) Au-198411,8 58900 Mn

Mn-55 (n,y) Mn-56846,76 13300 1810,72

In

In-155 (n,y) In-166m1097,30 16100 1293,54 Ti Ti-46 889,29(n,p) Sc-46 12,5 1120,51 Fe Fe-54 834,83(n,p) Mn-54 85,80 Ni Ni-58820,78(n,p) Co-58 0,0049 AI AI-27 (n,p) Mg-27843,80 4 1014,40 Co

Co-59 (n,y) Co-601173,20 37500 1332,56

Tabel 2. Data-data keping yang digunakan dalam pengukuran spektrum

Keping Tebal (lmn)Daya (kW)Lama iradiasiMassa (gr) Au-197 200 20 0,0664 0,025 Au-197* . 200 20 0,0665 0,025 Co-60 1000 200,06490,05 Co-60* 1000 200,06400,05 In-155 1000 200,11410,13 In-155* 1000 20_0,1131_0,13 Mn-55 1000 200,04970,05 Mn-55* 1000 200,04970,05 Ni-58 1000 200,26000,25 Ti-55 1000 20_0,1423_0,25 AI-27 1000 200,27000,13 Fe-54 1000 200,12420,13

* Dibungkus dalam Cadmium

Tabel3. Aktivitas yang terukur dan terhitung pada daya 1 MW

Rcaksi Kcping Aktivitas jcnuh terhitungAktivitas jenuh terukurPerbandingan antara pe-ngukuran dan perhitung

an Mn 55 (n,y) Mn 56 1,430 E-10 1,388 E-10 1,038 Mn 55 (n,y) Mn 56 * 1,430 E-11 1,520 E-11 0,940 Co 59 (n,y) Co 60 2,430 E-10 2,383 E-1O1,02 Co 59 (n,y) Co 60 * 9,200 E-1O 6,431 E-lO1,43 In 115 (n,y) In 116 9,480 E-1O 1,006 E-03 0,94 In 115 (n,y) In 116 * 2,680 E-10 4,134 E-lO 0,648 Au 197 (n,y) Au 198 9,370 E-1O 9,443 E-lO 0,992 Au 197 (n,y) Au 198 * 9,370 E-lO 8,370 E-lO1,119 Ni 58 (n,p) Co 58 2,350 E-13 2,480 E-13 0,948 Fe 54 (n,p) Mn 54 1,550 E-13 2,030 E-130,960 Ti 54 (n,p) Sc 46 3,320 E-14 3,571 E-14 0,923 AI 27 (n,p) Na 24 1,160 E-14 1,333 E-141,17

(4)

Pros/ding Seminar Tekn%gi dan Kese/amalan PLTN serla Fasililas Nllklir

Tabel4.

Fluks Neutron

sebagai Fungsi Energi

Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG, PPTKR - BATAN

Group

Energi (Me V)

Fluks (n/cm2 .s)

1 1,0

10-10-

1.0

10.09

4,90

10+09

2. 1,0

10.09-

1.0

10.08

_3,87

₁₀₊₁₁

3 1,0

10-08-

1.0

10-07

4,97

10+12

4 1,0

10-07-

1.0

10-06

1,02

10+12

5 1,0

10-06-

1,0

10-05

5,50

10+11 6.

1,0

10-05-

1,0

10.04

1,20

10+12

7 1,0

10-04-

1,0

10-03

3,49

10+12

8 1,0

10-03-

1,0 1

1,00

0-02 10+12

9 1,0

10-02-

1,0

10-01

9,00

10+11

10 1,0 10-01 - 1,0

10+00

8,00

10+11

11 1,0

10+00-

1,0

10+01

9,00

10+11

12 1,0

10+01-

2,0

10+01

1,00

10+11 126

(5)

1"· .. · •• • ••..··1 I":':':':':':':':':':':':':'j E I

erne

n ba ka r i·,:·:·:·:·,:·:·:·:·::·:

~

-~

Elemen

kendali

Icwl

HYRA

I®I

PNRA

. i

I ! ~ !

I

nemen dummy

I

/)

_i

Beryllium

Block Reflector

I '"

~

'" ..• •.• cis" '"

~§;

~.~

~~

1; ::! ;c: S·

~~

~~~

K

c 01

J

~

'" '" H is'" ::! t:> is"

G

'"

~

E

D

1:·-;:"/)

Beryllium

Block Reflector

/)

Beryllium

Block Reflector

(6)

,'j,

.

,.

Prosiding Seminar Teknologi dan Keselama/an PLTN ser/a Fasilitas Nuklir

.~- ,.,-'"·.- , .- r ·

'"'-I ~

·=·u '=1- .="\

I

.,.:J

128 Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG, PPTKR -BATAN

-.'-'

=b~1

-. I. _._

-.-1

·1-1

-

,

-1=1

.,,- .. J

~

.

~

-. L' ro ::1..1

S

T

..

~

E

(1) 0.. _:·r C/)

Oi

N

L

ro I-< f!) ..0

L

S

ro

LLI

0

(7)

Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan PLTN serta Fasililas Nuklir

1)/\'1'/\

TMIPM1(;

LII'ITM!G

()r)!:r;IW.'1~I 1r:1I1Jr1llv) SI'Ef<THUM

I\WI\I,

f-ul1gsi SpektrulI1

I'ImOH/\M

UNFOLDING

S/\NI)I'!} I

Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG. PPTKR - BATAN LI\JU

HEt\f(SI

(8)

Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan PLTN serta Fasililas Nuklir

130 Serpong. 9-10 Februari 1993 PRSG. PPTKR - SATAN [JJ

L

iii

C

LLI

(9)

Prosiding Seminar Teknologi daJl Keselamalan PLTN serla Fasililas Nuklir

DISKUSI

Serpong. 9-10 Februari 1993 PRSG, PPTKR-BATAN

LATIJO:

Dalam pengukuran dipakai daya di bawah/sama dengan 1MW. Apakah untuk daya yangpuluhan MW spektrom dapat dianggap linear untuk semua energi ?

SURIAN PINEM :

Ekstrapolasi dapat dilakukan dari 1 MW ke 30 MW , tetapi sebenarnya tidak begitu linear. Untuk menghindari itu maka dilakukan iradiasi beberapa keping pada daya 1 MW dan 30 MW. Perbandingan aktivitas pada daya 1 MW dan 30 MW meropakan faktor koreksi daya.

(10)

Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamalan PLTN Serla Fasilitas Nuklir

Serpong. 9-10 Februari 1993 PRSG. PPTKR - BATAN

PENENTUAN SIFAT NETRONIK ELEMEN BAKAR 1/4 ,1/2, DAN

3/4 DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM TRIGAP

Oleh:

Ed! Trijono Budisantoso, Bambang Sumarsono, Tcgas Sutondo Pusat Penelitian NukIir Y ogyakarta - Badan Tenaga Atom Nasional

ABSTRAK

Elemen bakar 1/4, 1/2 dan 3/4 adalah elemen-elemen bakar yang mempunyai kandungan UZrH sebanyak 1/1, 1/2 dan 3/4 dari elemen bakar ST ANDAR dengan sisa roang volume lainnya digantikan dengan Gratit. Di dalam makalah ini dilaporkan hasil pengamatan sifat netronik elemen bakar di atas dengan menggunakan program TRIGAP. Pengamatan dilakukan dengan menghitung reaktivitasnya sebagai fungsi posisi di teras rektor dan fungsi fraksi bakamya. Dari hasil perhitungan reaktivitasnya dapat disimpulkan secara keselurohan bahwa , clemen bakar yang mempunyai kandungan Uranium jauh lebih kecil dari clemen bakarmayoritas di teras akan memberikan reaktivitas positifpada posisi-posisi teras tertentu saja, sedangkan elemen bakar yang mempunyai kandungan Uranium yang, sama dengan elemen bakar mayoritas di teras akan memberikan reaktivitas positifpada sembarang posisi di teras reaktor.

ABSTRACT

Fuel element 1/4, 1/2 and 3/4 are three of different types of TRIG A fuels having U-ZrH volume fraction of 1/4, 1/2 and 3/4 to that of ST ANDARD fuel respectively. The remaining space in the fuel is accupied by Graphite. This paper reports the neutronic behavior ofthe above fuels, evaluated using TRIGAP code. The evaluation is taken by calculating their contributed reactivity for various burn up fractions and their position in the core. It is then concleded that the fuel element with much less of Uranium contents then that of the majority fuels in the core, will in fact give the positive reactivity at only certain core position, while the fuel element with the same Uranium contents to that ofmajority fuels in the core will give the positive reactivity for any of core position.

I. PENDAHULUAN.

Reaktor KARTINI adalah reaktor riset tipe TRIGA MARK II yang mempunyai bahan bakar U-ZrH. Ragam clemen bakar yang tersedia untuk reaktor riset tipe TRIG A MARK II bermacam-macam, yaitu :

a). Elemen bakar FLIP yaitu clemen bakar U-ZrH dengan be rat elemen Uranium 8.5 % yang diper-kaya 70 %.

b). Elemen bakar ST ANDAR yaitu elemen bakr U-ZrH dengan berat elemen Uraniun1 8.5 % atau 12 % yang diperkaya 20 %.

c). Elemen bakar LEU yaitu clemen bakar U-ZrH dengan berat elemen Uranium 20 % yang diper-kaya 20 %.

Aplikasi jenis elemen-elemen bakar diatas ditentukan pola pengisian teras dan aktivitas reaktomya. Pola teras reaktor KAR TINI direncana menggunakan clemen bakar dari satujenis, yaitu tipe ST ANDAR 8.5 %. Dari elemen-clemen bakar jenis ST ANDAR 8.5 % ada elemen bakar ' yang digunakan untuk percobaan pengukuran masa kritis reaktor, yaitu elemen bakar 1/4, 1/2 dan 3/4. Elemen bakar tersebut adalah elemen bakar yang mempunyai

isian U-ZrH sebanyak 1/4, 1/2 dan 3/4 fraksi volume elemen bakar ST ANDAR 8.5 % dari faksi volume sisanya diisi dengangratit. Dimensi tisiknya sarna dengan dimensi ,tisik elemen bakar ST ANDAR 8.5 % lainnya dan dapat ditempatkan pada sembarang posisi diteras reaktor. Dalam makalah ini dipelajari sifat elemen bakar diatas dan dibandingkan dengan sifat clemen bakar ST ANDAR. Pengamatan sifat elemen bakar dilakukan dengan mengamati reaktivitasnya pada tiap-tiap posisi di teras reaktor yang dihitung untuk berbagai tingkat fraksi bakar, dari permulaan sampai fraksi bakar maksimum. Reaktivitas elemen bakar pada masing-masing posisi diteras reaktor ditentukan dengan menggunakan pro-gram TRIGAP dengan cara menghitung perbedaan fa kto r muItiplikasi netron (K) oleh adanya clemen bakar yang bersangkutan terhadap clemen air. Hasil pengamatan reaktivitas masing-masing jenis clemen babr pada berbagai posisi di teras reaktor dijabarkan dalam bentuk gratik yang kemudian dievaluasi untuk memperoleh posisi-posisi optimum dari maasing-masingjenis elemen bakar.