ANALISIS PENGARUH DENSITAS BAHAN BAKAR TERDAHAP FLUKS NEUTRON PADA TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR

(1)

14 ISSN 0216 - 3128 Tukiran S., dkk.

Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah - Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2012 Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan - BATAN

Yogyakarta, 4 Juli 2012

ANALISIS PENGARUH DENSITAS BAHAN BAKAR TERDAHAP FLUKS

NEUTRON PADA TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR

Tukiran S. dan Lily Suparlina

Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek, gedung 80 Serpong

Email :[email protected]

ABSTRAK

ANALISIS PENGARUH DENSITAS BAHAN BAKAR TERHADAP FLUKS NEUTRON PADA TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR. Reaktor riset tipe MTR didesain untuk memperoleh fluks neutron tinggi.Tinggi rendahnya fluks neutron di dalam teras sangat tergantung jenis bahan bakar, dimensi dan konfigurasi teras. Pada makalah ini dilakukan analisis pengaruh densitas bahan bakar terhadap fluks neutron dengan tujuan untuk memperoleh desain teras optimum dan tingkat keselamatan operasi reaktor yang tinggi. Analisis dilakukan pada teras dengan bahan bakar uranium silisida dan uranium molybdedum dengan berbagai kerapatan bahan bakar dengan melakukan perhitungan menggunakan program komputer WIMSB5 dan paket program difusi neutron Batan-FUEL. Hasil perhitungan teras silisida yang paling optimum adalah teras dengan densitas uranium 3,55 gU/cm3_{. Fluks neutron termal di tengah teras adalah} 3,02x1014_n/cm2_{s.Semakin tinggi densitas bahan bakar semakin rendah fluks neutron baik neutron termal} maupun cepat pada bagian tengah teras yang berisi air. Jika dibandingkan antara teras silisida dan molybdenum pada densitas yang sama maka nilai fluks neutronnya tidak jauh berbeda. Jika ingin menambah panjang siklusnya maka digunakan teras dengan bahan bakar densitas lebih tinggi. Untuk bahan bakar molybdenum diperoleh teras yang paling optimum adalah teras dengan densitas 3,55 gU/cm3_{dengan fluks} neutron maksimum 3,017 x1014_n/cm2_{s ada di pusat teras dan di fasilitas iradiasi sekitar 2,3x10}14_n/cm2_s. Fluks neutron ini cukup memadai untuk digunakan mengiradiasi target di teras reaktor dengan panjang siklus 30 hari.

Kata kunci: fluks neutron, densitas bahan bakar, reaktor riset, teras reaktor.

ABSTRACT

ANALYSIS OF FUEL DENSITIES EFFECT ON NEUTRON FLUX OF THE RESEARCH REACTOR CORE MTR TYPE. The MTR reactor research type was designed to achieve high flux neutron in the core. Higher or lower of the neutron flux in the core, it is depent on core design and also fuel material, dimension of the core and also core configuration. In this paper, the effect of several fuel densities on the neutron flux analysis will be done with aim is to achieve the optimum core with high safety operation. The analysis was done on uranium silicide and uranium molybdenum cores with calculation method using WIMSB5 and Batan-FUEL computer codes. The result of analysis showed that silicide core parameter has the highest neutron flux in the center of the core, it is around 3,02 x1014 n/cm2s. The higher fuel density the lower thermal neutron flux and also fast neutron flux in the center of the core with water hole inside. By comparing silicide and molybdenum cores in the same fuel densities, the neutron flux is not different significantly. If the cycle length will be increased, it wil be chosed the core with higher fuel density. For the optimum molybdenum core, the fuel density is at 3,55 gU/cm3_{with neutron flux 3,017x10}14_n/cm2_{s at the center of the core and 2,3 x10}14_n/cm2_s at the irradiation position. The neutron flux is good enough used to irradiate target with the cycle length of 30 days.

Keywords : neutron flux, fuel density, research reactor, core reactor.

PENDAHULUAN

rogram BATAN yang sedang berlangsung di Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) adalah mendesain teras reaktor riset yang memiliki fluks neutron tinggi. Disamping desain teras yang mempunyai fluks neutron tinggi juga harus memiliki keselamatan tinggi. Desain teras ini juga harus mempunyai panjang siklus operasi yang lebih panjang sehingga dapat meningkatkan utilisasi reaktor.

Penggunaan bahan bakar uranium silisida di dunia saat ini karena memiliki sifat yang sangat

baik selama diiradiasi di teras dan memiliki kerapatan uranium maksimal sebesar 5,2 gu/cm3(1) di reaktor nuklir tipe MTR (Material Testing Reactor). Sedangkan untuk masa yang akan datang bahan bakar uranium molybdenum memiliki prospek yang lebih baik karena dapat memiliki

kerapatan hingga 10 gu/cm3(2). RSG-GAS

menggunakan uranium silisida dengan kerapatan 2,96 gu/cm3, apabila digunakan untuk peningkatan panjang siklus operasi, maka perlu dilakukan peningkatan kerapatan bahan bakar menjadi 3,55; 4,5 atau 4,8 gu/cm3.

(2)

Berdasarkan penelitian, jika konfigurasi teras menggunakan kerapatan uranium 3,55 gu/cm3 maka panjang siklus operasi naik 30%(3). Namun dari segi fluks neutron belum diteliti sehingga perlu dilakukan analisis terhadap pengaruh fluks neutron di dalam teras reaktor. Untuk itu dilakukan perhitungan pengaruh kerapatan bahan bakar terhadap fluks neutron untuk bahan bakar uranium silisida dan molybdenum. Dalam penelitian ini dianalisis kerapatan bahan bakar silisida dari 3,55

hingga 4,8 gu/cm3 dan molybdenum dari 3,55

hingga 8,3 gu/cm3. Model teras yang digunakan dalam penelitian ini adalah teras setimbang

RSG-GAS(4). Dalam penentuan konfigurasi teras

setimbang, beberapa batasan desain seperti fluks neutron termal, marjin reaktivitas padam dan nilai fraksi bakar maksimum dipakai sebagai batasan desain(5).

Seluruh parameter teras dihitung menggunakan kombinasi paket program WIMSB5(6) dan program Batan-FUEL (7). Program WIMSB5 digunakan untuk perhitungan sel untuk mendapatkan pustaka tampang lintang makroskopik, sedangkan program Batan-FUEL untuk melakukan perhitungan parameter neutronik teras reaktor riset. Program komputer ini telah tervalidasi dengan baik pada teras reaktor riset jenis MTR(8) dan hasil validasinya dibawah 0,5%.

Persamaan Penyusutan Bahan Bakar

Densitas nuklida dalam teras sebagai fungsi posisi (r) dan waktu (t) dapat digambarkan sebagai vektor densitas nuklida N(r,t)=[N1(r,t),N2(r,t),…..,NK(r,t)T], dengan k

adalah jumlah nuklida. Tanda pangkat T menunjukkan pemindahan dari suatu matriks. Densitas nuklida sebagai fungsi waktu dapat dinyatakan sebagai persamaan diferensial linear orde satu. ) , ( ) , , ( ) , (r t r t tΝ =Τ Φ

σ

λ

Ν

δ

(1) dengan φ, σ dan λ masing-masing adalah fluks

neutron (fungsi energi dan posisi), tampang lintang serapan atau tangkapan dan konstanta peluruhan. Matriks T biasanya merupakan transmutasi matriks nuklida.

Persamaan Kritikalitas Reaktor

Distribusi fluks neutron yang digunakan dalam persamaan penyusutan bahan bakar pada persamaan (1) yang ditentukan melalui persamaan kritikalitas

Φ

Ν

=

Φ

Ν

Μ

(

)

1 F

(

)

k

eff ₍₂₎

sedangkan nilai fluks neutron absolut didapat dengan menormalisasikan daya reaktor. Operator M

adalah migrasi neutron dan operator yang hilang sedangkan operator F adalah operator produksi neutron. Keff menyatakan faktor multiplikasi, yang

merupakan eigenvalue dari persamaan di atas.

Pemuatan dan Pergeseran Bahan Bakar

di Teras

Selama pemuatan dan pergeseran bahan bakar, flux neutron diabaikan, hanya dipusatkan pada notasi matriks:

)

0 ,

(

)

,

(

)

0 ,

(

1 1

_r

_S

_r

j

_r

in j j j+

₌

_Ν

₊

_Ν

+

Ν

τ

(3) Dalam persamaan di atas, j dan τ masing-masing menunjukkan indeks dan panjang siklus teras. N j+1 (r,0) merupakan vektor densitas nuklida pada awal siklus untuk siklus teras berikutnya. Dapat diamati bahwa hasil pemuatan dan pergeseran bahan bakar merupakan densitas fungsi waktu yang tidak kontinyu. Vektor N j(r,τ) menggambarkan densitas nuklida di akhir siklus, dan N j (r,0) menunjukkan densitas nuklida di awal siklus j. Matriks S jbiasanya disebut sebagai matriks pergeseran, dan dengan menggunakan matriks tersebut dapat dibuat strategi pemuatan dan pergeseran bahan bakar. Vektor

1 +

Ν

j

in menunjukkan komposisi bahan bakar segar

yang dimasukkan kedalam teras pada awal siklus. Formula matematis untuk kondisi teras setimbang:

( )

1

,

j j

N

+

r t

=

N r t

, 0≤ ≤t j 1 Sj+ =Sj_{, semua j} ₍₄₎

( )

1

, 0

j j in in

N

+

r

=

N r

, semua j

TATA KERJA

Batasan Desain

Reaktor riset RSG-GAS didesain dapat dioperasikan pada daya nominal 30 MWth menggunakan 40 buah elemen bakar standar (EB) dan 8 buah elemen bakar kendali (EK) didalam 10 × 10 kisi teras seperti ditunjukkan Gambar 1. Dua buah penyerap AgInCd jenis garpu (fork type) yang berfungsi untuk mengendalikan populasi neutron dimasukkan lewat sisi EK.

Dalam desain beberapa teras reaktor riset menggunakan bahan bakar silisida dan molybdenum tidak terjadi perubahan konfigurasi teras. Teras reaktor hanya divariasi dengan jenis bahan bakar yang berbeda dan densitas yang berbeda. Dengan demikian perisai, bahan struktur teras, termohidrolika teras dan bangunan fisiknya tidak mengalami perubahan. Kriteria keselamatan dan batasan yang digunakan dalam desain teras setimbang selama desain teras adalah:

1. Marjin reaktivitas padam adalah –0,5 %Δk/k. 2. FPD radial maksimum adalah 1,4.

(3)

16 ISSN0216 - 3128 Tukiran S., dkk.

Yogyakarta, 4 Juli 2012 BS B B B B BS B B B B B EB 2 EB 3 EB 5 EB 2 BS NS B BS EB 1 EB 3 EB 2 EK 6 IP EB 7 EB 6 EB 1 B EB 2 EB 8 EK 3 EB 4 EB 8 EK 1 EB 8 EB 7 EB 3 IP EB 6 EB 7 EK 8 EB 4 B EB 4 EK 7 EB 8 EB 6 IP EB 5 B EB 5 EB 7 EK 2 EB 6 EB 4 EK 4 EB 8 EB 3 B EB 1 EB 6 EB 7 IP EK 5 EB 3 EB 4 EB 2 B B B EB 1 EB 3 EB 5 EB 1 B B BS B BS B B B B B BS B BS B PN RS HY RS HY RS HY RS HY RS B 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10

Beryllium Block Reflector

A B C D E F G H J K P R T F CIP B

Keterangan: EB = Elemen Bakar Standar; EK = Elemen Bakar Kendali; BE = Elemen Reflektor Berilium; BS = Elemen Reflektor Berilium dengan Plug; IP = Posisi Iradiasi; CIP = Posisi Iradiasi Tengah; PNRS = Pneumatic

Rabbit System; HYRS = Hydraulic Rabbit System.

Gambar 1. Model dan konfigurasi teras reaktor Riset RSG-GAS (angka dalam kisi EB dan EK menunjukkan kelas fraksi bakar).

3. Fraksi bakar buang maksimum diasumsikan pada akhir siklus (EOC) untuk teras setimbang 75 %.

4. Fluks neutron termal di pusat teras > 2,5 x1014n/cm2s.

Perhitungan Sel

Perhitungan sel bahan bakar silisida dan molybdenum dilakukan dengan paket program WIMSB5 untuk menggenerasi konstanta kelompok difusi neutron dalam 4 kelompok tenaga. Syarat batas tenaga yang digunakan adalah 10 MeV, 0,821 MeV, 5,530 keV, 0,625 eV dan 0,0 eV. Disamping sebagai fungsi tenaga neutron, konstanta kelompok difusi yang dibangkitkan dinyatakan dalam fungsi jenis bahan bakar (silisida dan molibdenum), berat

235

U, kondisi Xe (tanpa dan setimbang) dan suhu operasi (dingin dan panas).

Perhitungan Teras

Dalam desain neutronik teras reaktor riset, parameter teras yang dihitung meliputi parameter

kesetimbangan reaktivitas, faktor puncak daya radial dan distribusi fluks neutron di fasilitas iradiasi. Parameter kesetimbangan reaktivitas dihitung untuk mengetahui kecukupan reaktivitas lebih teras selama reaktor beroperasi dalam satu siklus pada daya nominal 30 MWth. Disamping itu pula, akan diketahui kemampuan pemadaman 8 buah batang kendali yang ada di teras.

Penentuan fluks neutron di pusat teras dan fasilitas iradiasi merupakan hal penting yang dilakukan dengan metode difusi neutron Batan-FUEL. Hal ini dilakukan karena parameter tersebut bergantung pada posisi di teras untuk iradiasi target.

Teras Setimbang

Teras setimbang adalah teras kerja yang mempunyai parameter neutronik yang tidak berubah secara signifikan.Teras ini sudah tetap walaupun ada penggantian maupun penggeseran bahan bakar di dalam teras.Teras setimbang silisida dan molybdenum dengan kerapatan tertentu dihitung untuk memperoleh parameter neutronik

(4)

denga Perhit Batan optim teras reakti setimb maksi desain pemu dilaku hot. adalah − Dite baka sehi (seti − Panj deng reak ini d akhi

HAS

Tera

fraksi siklus kerap Hasil siklus hari Sedan gU/cm silisid siklus dibaw melam sehing dari s densit bertam fluks pada d yaitu naikny dimak teras konfig yang berart bahan bertam berku an pola p tungan dilak n-FUEL. Panja mum ditentuka pada saat BO ivitas lebih ter

bang (ρEOC)

imum. Jika p n, maka d

atan dan pemi Kemudian ukan perhitun Langkah h: entukan terleb ar segar yang ingga dapa imbang). jang siklus t gan memaka ktivitas untuk dipakai agar ir siklus yang

SIL DAN P

as Setimban

Hasil per i bakar maksim s operasi untuk atan 3,55 gU perhitungan s yang meme dengan fraks ngkan teras m3mempunyai da dengan d snya 46 hari wah 75 %. N mpaui batasan gga teras ini egi neutronik tas bahan b mbah namun neutron cepa densitas 3,55 3,02 x1014 ya densitas klumi karena berbanding t gurasi bahan sama. Berta ti bertambahn n bakar seh mbah dan urang. emuatan ba kukan denga

ang satu siklu an berdasarka OC, dingin d ras pada saat E ) dan frak parameter tera dilakukan p indahan bahan n untuk tiap-ti ngan keff pada

perhitungan bih dahulu j g hendak dima at ditentuka

tiap teras set ai syarat ba uji dan Xe ov teras dapat d diinginkan.

PEMBAHA

ng Silisida

rhitungan nil mum sebagai k teras setimb U/cm3 ditunju menunjukka enuhi batasan si bahar mak silisida den i panjang si densitas 4,8 i. Fraksi ba Nilai PPF jug n yang telah d memenuhi k k. Artinya bah bakar maka besar fluks n atnya berkura gU/cm3 adala n/cm2s terus bahan baka fluks neutro terbalik denga bakar dan v mbahnya den nya jumlah hingga jumla mengakibatka ahan bakar an paket pro us operasi teras an reaktivitas dan tanpa Xe EOC, panas d ksi bakar as melebihi b perubahan st n bakar. iap teras setim a kondisi col yang dila jenis/jumlah asukkan pada an teras timbang diten atas bahwa verride. Syarat dioperasikan s

ASAN

lai reaktivitas fungsi panjan bang silisida d ukkanpada Ta an bahwa pa n desain adal ksimum 66,4 ngan densita iklus 42 har gU/cm3 pa kar maksimu ga tidak ada ditetapkan yai kriteria kesela hwa dengan na panjang sikl neutron terma ang. Fluks n ah yang paling s menurun d ar. Hal ini on rerata di an sikma fisi volum teras r nsitas bahan uranium di ah sigma f an fluks n 5/1. ogram s yang lebih (ρex), dan Xe buang atasan trategi mbang, ld dan akukan bahan a BOC penuh ntukan ρEOC≥ t batas sampai s dan ng satu dengan abel 1. anjang lah 32 48 %. s 4,5 ri dan anjang umnya yang itu 1,4 amatan aiknya lusnya al dan eutron g besar dengan dapat dalam i pada reaktor bakar dalam fisinya eutron Tabel 1. H te PARAMET Panjang reaktor (MW Fraksi baka Fraksi baka Fraksi maksimum Reaktivitas dingin beba Reaktivitas panas xenon Margin re minimum (% PPF radial m Fluks neutr 1) CIP/IP 8 Fluks neutro Fluks n maksimum Fluks neutro Gambar 2. Gambar 3. Hasil perhitun eras silisida. TER siklus op WD/hari) r rerata BOC r rerata EOC bakar b (%) teras lebih B as xenon (%) lebih teras E n setimbang (% eaktivitas pa %) maksimum ron (x 1014 cm posisi on termal rera neutron te on cepat rerata Fluks neutron Distribusi flu teras silisida. ngan paramet Si 3,55 g U/cc perasi 960/32,0 (%) 29,46 (%) 37,21 uang 66,48 BOC 9,24 EOC %) 2,85 adam -3,89 1,25 m-2s- ata 2,3214 ermal 3,0175 a 2,1388 n termal teras uks neutron ce . ter neutronik 5 Si 4,5 g U/cc Si 4 U/cc 01260/42 1380 32,8 34,2 40,68 42,0 72,57 74,4 10,35 10,7 2,33 2,37 -3,33 -3,02 1,31 1,31 2,2312 2,17 2,9376 2,86 2,1369 2,13 silisida. epat pada k 4,8 g c 0/46 21 06 42 75 7 2 1 760 634 360

(5)

Gambar 2 adalah profil distribusi fluks neutron termal. Dapat dilihat bahwa pada posisi di tengah teras yang berisi air mempunyai fluks neutron termal tertinggi pada densitas 3,55 gU/cm3. Maka dapat dinyatakan bahwa teras yang paling optimal adalah pada teras silisida dengan densitas 3,55 gU/cm3. Dari hasil perhitungan ini dapat diketahui juga bahwa puncak fluks neutron tidak berbanding lurus dengan densitas bahan bakar dan yang paling optimum telah diperoleh baik pada posisi iradiasi maupun di tengah teras yaitu pada teras dengan densitas 3,55 gU/cm3. Gambar 3 menunjukkan bahwa profil fluks neutron cepat pada teras silisida.Pada grafik tersebut dapat dilihat bahwa ditengah teras fluks neutron cepat nilainya lebih kecil karena berisi air dibanding pada posisi bahan bakar. Pada posisi tengah fluks neutron cepat sekitar 1,5 x1014 n/cm2s.

Untuk teras silisida dengan densitas 4,5 gU/cm3 dan 4,8 gU/cm3 memiliki fluks neutronya rebih rendah dibandingkan dengan teras dengan densitas 3,55gU/cm3 namun mempunyai panjang siklus yang lebih tinggi. Desainer reaktor harus dapat memutuskan mana yang diutamakan fluks neutron atau panjang siklusnya jika fluks neutronnya maka dipilih teras silisida 3,55 gU/cm3 namun berlaku sebaliknya. Jika panjang siklus yang dipilih maka perlu diperhatikan analisis sebagai berikut.

Perhitungan teras silisida sesuai dengan konfigurasi teras pada Gambar 1 dilakukan pada densitas 4,5 dan 4, 8 g U/cm3. Hasil perhitungan berupa parameter neutronik teras silisida 4,5 g U/cc ditunjukkan pada Tabel 2 sedangkan untuk teras silisida 4,8 g U/cc ditunjukkan pada Tabel 3. Tabel 2. Parameter neutronik teras silisida 4,5 g

U/cm3. Waktu operasi (hari) Panjang Siklus*1 (MWD) ρex BOC *2 (%) ρexEOC*3 (%) ρpsr*4 (%) PPF radial maksimum*5 20 600 17,78 12,38 8,57 1,20 30 900 15,37 9.06 6,01 1,20 40 1200 12,25 4,63 2,86 1,24 50 1500 7,82 -1,96 -1,43 1,39

Keterangan: *1 = Dengan operasi penuh 30 MWth; *2 = reaktivitas lebih awal siklus tanpa xenon *3 = reaktivitas lebih akhir siklus dengan xenon, *4 = marjin reaktivitas padam kondisi one stuck tod , *5 PPF rad maksimum

Tabel 3. Parameter neutronik teras silisida 4,8 g U/cm3. Waktu operasi (hari) Panjang Siklus*1 (MWD) ρex BOC *2 (%) ρex EOC*3 (%) ρpsr*4 (%) PPF radial maksimum *5 20 600 18,62 13,31 9,57 1,21 30 900 16,47 10,38 7,34 1,20 40 1200 13,81 6,64 4,63 1,23 50 1500 10,22 1,39 1,10 1.32

Keterangan: *1 = Dengan operasi penuh 30 MWth; *2 = reaktivitas lebih awal siklus tanpa xenon *3 = reaktivitas lebih akhir siklus dengan xenon, *4 = marjin reaktivitas padam kondisi one stuck tod , *5 PPF rad maksimum

Teras silisida 4,5 dan 4,8 g U/cc menunjukkan bahwa parameter neutronik yang penting sebagai fungsi panjang siklus, yakni reaktivitas lebih teras awal siklus (kondisi dingin bebas xenon), reaktivitas lebih teras akhir siklus (kondisi panas dan xenon setimbang), dan fraksi bakar buang maksimum elemen bakar dan elemen kendali. Reaktivitas lebih teras akhir siklus dibatasi nilai reaktivitas lebih yang cukup untuk pengaturan daya reaktor untuk mengkompensasi pemasukan target iradiasi dan pembangkitan xenon. Sebaliknya pada saat awal siklus, reaktivitas lebih teras dibatasi oleh kondisi subkritikal satu batang kendali gagal masuk (one stuck-rod condition). Untuk memilih panjang siklus operasi optimal untuk densitas tertentu dari daerah yang memungkinkan, perlu dilakukan beberapa perlakuan. Untuk panjang siklus yang lebih pendek, harga reaktivitas EOC yang tersedia menjadi lebih besar, tetapi reaktivitas margin untuk satu batang kendali gagal berkurang. Dari Tabel 2 terlihat bahwa bila mengggunakan batasan reaktivitas lebih teras di awal siklus 10 % dan nilai reaktivitas lebih teras akhir siklus 2 % akan terpenuhi untuk waktu operasi reaktor sekitar 1200 hari, karena untuk 1500 hari reaktivitas lebih teras pada akhir siklus negatif artinya tidak memenuhi kriteria keselamatan sehingga harus ditolak. Menurut hasil perhitungan selanjutnya maka dibatasi waktu operasi selama 42 hari dan 1260 MWD. Hasilnya dapat dilihat pada Tabel 1. Untuk teras silisida dengan densitas 4,8 gU/cm3 dapat dilihat pada Tabel 3, dengan waktu operasi 1500 MWD dari segi reaktivitas memenuhi kriteria keselamatan namun dari segi fraksi bakar maksimum melebihi batas yang ditetapkan yaitu 75 %. Sehingga menurut hasil perhitungan bahwa panjang siklus operasi teras silisida 4,8 gU/cm3 dibatasi pada 46 hari dengan jumlah energi 1380 MWD. Hasil perhitungan panjang siklus dan parameter neutronik lainnya dirangkum pada Tabel 1.

Teras Setimbang Molybdenum

Dari hasil perhitungan teras setimbang didapat harga fraksi bakar teras awal dan akhir siklus yang terbagi ke dalam 8 kelas fraksi bakar. Besarnya fraksi bakar dalam teras merupakan fungsi panjang siklus operasi. Penentuan teras optimal dilakukan dengan mengamati hasil perhitungan yang didapat yaitu distribusi fraksi bakar teras setimbang dan fluks neutron di fasilitas iradiasi untuk awal siklus seperti yang ditunjukkan pada Tabel 4. Fraksi bakar buang maksimum harus kurang dari 75 % seperti yang disyaratkan pada

(6)

awal perhitungan. Untuk teras molybdenum dengan densitas 3,55 gU/cm3 distribusi bahan bakar dalam teras terbagi dalam delapan kelas fraksi bakar, dengan fraksi bakar buang maksimum di akhir siklus sebesar 64,39 % untuk teras ini pada panjang siklus 900 MWD. Data distribusi fraksi bakar tersebut digunakan dalam perhitungan teras dengan paket program Batan-2DIFF untuk mendapatkan harga parameter neutronik seperti reaktivitas lebih, marjin padam, fluks dan faktor puncak daya radial serta parameter neutronik lainnya seperti pembangkitan xenon, perubahan reaktivitas dari kondisi dingin ke panas. Hasil perhitungan berupa neraca reaktivitas tersebut disajikan pada Tabel 4. Dari beberapa hasil perhitungan teras 2 dimensi yang berupa neraca reaktivitas itulah dapat ditentukan konfigurasi teras U9Mo yang optimal.

Pada Tabel 4 disajikan nilai parameter neutronik teras reaktor riset berbahan bakar U9Mo. Pada tabel ini dipilih konfigurasi teras U9Mo dengan panjang siklus 900 MWD dengan daya operasi 30 MW selama 30 hari. Untuk teras dengan densitas 3,55 gU/cm3 fraksi bakar rerata awal siklus adalah 28,60 % dan fraksi bakar rerata akhir siklus adalah 39,14 % dan yang lainnya dapat dilihat pada Tabel 4, dengan demikian pembakaran rerata yang terjadi setiap siklusnya sekitar 10,54 %. Tersedianya reaktivitas lebih di awal siklus dengan kondisi dingin bebas xenon sebesar 9,74 % dan reaktivitas lebih akhir siklus kondisi xenon setimbang sebesar 5,15 % serta marjin padam minimum yang cukup serta faktor puncak daya radial maksimal kurang dari 1,4 yaitu 1,23 maka konfigurasi teras ini merupakan teras terpilih sehingga dilihat nilai fluks neutronnya difasilitas iradiasi apakah sesuai dengan yang diinginkan (desainer). Ternyata fluks neutron di teras sudah mencukupi dan sesuai dengan desainer. Jika dibandingkan dengan teras lain maka teras dengan molybdenum densitas 3,55 gU/cm3 yang paling optimum karena fluks neutronnya paling tinggi yaitu 3,017 x1014 n/cm2s hal ini sama dengan teras silisida hanya berbeda sedikit saja pada densitas yang sama. Karena teras silisida hampir sama dengan teras molybdenum maka pada teras molybdenum juga pasti dengan naiknya densitas maka panjang siklus juga bertambah maka dalam hal ini dibatasi parameter panjang siklusnya hanya 30 hari.

Gambar 4 menunjukkan fluks neutron teras U9Mo di teras yang paling optimum yaitu pada densitas 3,55 gU/cm3. Pada pusat teras besarnya fluks neutron termal sekitar 3,0174 x1014 n/cm2s. Pada posisi iradiasi diperoleh besar fluks neutron cepat sekitar 5 x1013 n/cm2s.fluks neutron ini sudah sesuai dengan yang diinginkan desainer dan parameter neutroniknya tidak ada yang dilampaui.

Tabel 4. Hasil perhitungan parameter neutronik teras U9Mo. PARAMETERUmo 3,55g U/cc Umo 5,3 g U/cc Umo 7,12 g U/cc Umo 8,3 g U/cc Panjang siklus operasi reaktor (MWD/hari) 900/30 900/30 900/30 900/30 Fraksi bakar rerata BOC (%) 28,60 29,46 33,08 34,23 Fraksi bakar rerata EOC (%) 39,14 39,21 43,68 44,07 Fraksi bakar buang maksimum (%) 64,39 63,48 62,57 61,42 Reaktivitas teras lebih BOC dingin bebas xenon (%) 9,74 14,84 15,45 16,65 Reaktivitas lebih teras EOC panas xenon setimbang (%) 5,15 6,85 7,33 8,37 Margin reaktivitas padam minimum (%) -2,21 -3,89 -3,63 -3,42 PPF radial maksimum 1,24 1,28 1,29 1,32 Fluks neutron (x 1014 cm-2s-1) CIP/IP 8 posisi Fluks neutron termal rerata 2,3814 2,3214 2,3037 2,2460 Fluks neutron termal maksimum 3,0173 2,8462 2,7740 2,6530 Fluks neutron cepat rerata 2,1534 2,1402 2,1369 2,1360 Dari hasil perhitungan antara teras silisida dengan dan teras molybdenum dengan densitas yang sama yaitu 3,55 gU/cm3 tidak jauh berbeda baik dari parameter neutroniknya maupun nilai fluks neutron termalnya sehingga untuk teras yang lain tidak perlu lagi dibandingkan. Jika dibandingkan teras silisida dan molybdenum densitas 3,55 gU/cm3 maka fluks neutron cepat di teras yang berisi air (fasilitas iradiasi ) distribusi neutron cepatnya lebih rendah sedikit pada teras molybdenum (1,5 ke 1 x 1014 n/cm2s) hal ini disebabkan oleh karena sigma absorpsi pada energi

(7)

Gambar 4. Fluks neutron pada teras molybdenum. cepat pada molybdenum lebih besar dibandingkan

dengan silisida.

KESIMPULAN

Dari hasil perhitungan desain teras silisida diperoleh bahwa teras yang paling optimum adalah teras dengan densitas uranium 3,55 gU/cm3. Fluks neutron termal di daerah tengah teras yang berisi air mempunyai fluks neutron termal 3,02 x1014 n/cm2s. Semakin tinggi densitas bahan bakar semakin rendah fluks neutron baik neutron termal maupun neutron cepat pada bagian tengah teras yang berisi air. Jika dibandingkan antara teras silisida dan molybdenum pada densitas yang sama maka nilai fluks neutronnya tidak jauh berbeda. Jika ingin menambah panjang siklusnya maka digunakan teras dengan bahan bakar densitas lebih tinggi dan yang dapat difabrikasi sesuai kebutuhan riset dan produksi.

Untuk bahan bakar molybdenum diperoleh teras yang paling optimum adalah teras dengan

densitas 3,55 gU/cm3 dengan fluks neutron

maksimum 3,017 x1014 n/cm2s ada di pusat teras dan di fasilitas iradiasi sekitar 2,3x1014 n/cm2s. Fluks neutron ini cukup memadai digunakan untuk mengiradiasi target di teras reaktor dengan panjang siklus 30 hari.

UCAPAN TERIMA KASIH

Penulis mengucapkan terima kasih kepada PU PKPP-2012 PTRKN (Prof. Surian Pinem MSi) dengan tema Desain teras RRI dengan bahan bakar densitas tinggi, karena kegiatan ini merupakan bagian dari kegiatan PKPP tersebut.

DAFTAR PUSTAKA

1. TUKIRAN,dkk., “Desain Teras Setimbang untuk Mendukung Terbentukknya Teras RRI” Proseding Seminar PPI-PDIPTN PTAPB-Batan Yogyakarta 2011.

2. ARBIE, B., et al., “Conversion Study From Oxide To Silicide Fuel For The Indonesian 30 MW Multipurpose Reaktor G.A. Siwabessy”, Proc. of the 18th International Meeting on RERTR, Paris (1995).

3. LIEM, P.H., et al., “Fuel Management Strategy For The New Equilibrium Silicide Core Design Of RSG GAS (MPR-30)”, Journal of Nuclear Engineering and Design 180 (1998).

4. SEMBIRING, T.M., et al., “Neutronic Design Of Mixed Oxide-Silicide Cores For The Core Conversion Of RSG-GAS Reactor”, Journal of ATOM INDONESIA 27, (2) (2001).

5. SUPARLINA, L. dan SEMBIRING, T.M., “Pembentukan Teras Setimbang Silisida 300 g RSG-GAS Melalui Teras Campuran Silisida 250 g dan 300 g”, Seminar Ke-6 Teknologi Dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir, Bandung (2002).

6. ASKEW, J.R. et al., “A General Description Of The Code WIMS”, Journal Br. Nucl. Energy Soc. 5 (1966).

7. LIEM, P.H., “Pengembangan Paket Program Difusi Banyak Kelompok 3-Dimensi (Batan-3DIFF)”, Risalah Lokakarya Ke-5 Komputasi Dalam Sains dan Teknologi Nuklir, Jakarta (1995)

8. SEMBIRING T.M., et al.,” Validation of Batan’s Standard Neutron Diffution Codes on IAEA Benchmark Static Calculation”,Journal of ATOM INDONESIA 23, (2)(1997).

TANYAJAWAB

Prof. Syarip

− Mohon penjelasan mengapa densitas bahan bakar (uranium) semakin tinggi tetapi fluks neutronnya semakin rendah. Logika sederhananya, jika uraniumnya semakin banyak maka fluks neutronnya akan semakin tinggi.

(8)

Tukiran.

• Semakin banyak uranium di dalam teras belum tentu semakin tinggi fluks neutron karena jumlah inti uranium yang berfisi banyak (daya naik) maka fluks tinggi dengan

rumus φ sebanding dengan daya dan volume

tetapi berbanding terbalik dengan ∑f. Dengan junlah uranium banyak maka ∑f besar fluks neutron turun dengan volume teras tetap.

Sumijanto

− Untuk penggantian bahan bakar silisida ke UMo tidak cukup dengan dilakukan perhitungan saja,

namun perlu diuji atau validasi dulu. Apa komentar anda?

Tukiran.

• Validasi program computer sudah dilakukan dengan perhitungan teori benchmarking IAEA 5MW. Uji bahan bakar uranium silisida sudah dilakukan, sedangkan uji bahan bakar uranium molybdenum belum bisa dilakukan di teras RSG-GAS karena fabrikasi bahan bakar belum bisa membuatnya masih terkendala.