VERIFIKASI DISTRIBUSI FAKTOR PUNCAK DAYA RADIAL TERAS 60 BOC REAKTOR RSG-GAS

VERIFIKASI DISTRIBUSI FAKTOR PUNCAK DAYA RADIAL

TERAS 60 BOC REAKTOR RSG-GAS

Daddy Setyawan

Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN)

Jl. Gajah Mada No. 8 Jakarta 10120 Email: d.setyawan@bapeten.go.id

ABSTRAK

VERIFIKASI DISTRIBUSI FAKTOR PUNCAK DAYA RADIAL TERAS 60 BOC REAKTOR RSG-GAS. Distribusi Faktor Puncak Daya (FPD) Radial di Teras Reaktor RSG-GAS merupakan salah satu parameter yang sangat penting bagi keselamatan Reaktor RSG-GAS pada saat beroperasi. Data Distribusi Faktor Puncak Daya Radial ini dilaporkan oleh Pihak PRSG ke BAPETEN melalui Laporan Analisis Keselamatan RSG-GAS. Untuk mendukung evaluasi terhadap Laporan Analisis Keselamatan (LAK) yang dilampirkan oleh Pihak PRSG ini, unit pengkajian BAPETEN melakukan pengkajian independen guna melakukan verifikasi terhadap nilai-nilai parameter yang terkait dengan keselamatan yang ada di dalam LAK, di mana aspek neutronik termasuk di dalamnya. Pada aspek ini dilakukan verifikasi terhadap distribusi Faktor Puncak Daya Radial Teras 60 Reaktor RSG-GAS melalui perhitungan menggunakan paket program MCNP DAN ORIGEN2. Dari hasil perhitungan diperoleh estimasi faktor puncak daya maksimum ke arah radial sebesar 1,24 di posisi C3 dan A4. Hasil perhitungan dengan MCNP DAN ORIGEN2 dalam kajian ini menunjukkan nilai yang relatif hampir sama dengan nilai yang ada di LAK.

Kata kunci: verifikasi, FPD Radial, reaktor RSG GAS, MCNP, ORIGEN

ABSTRACT

VERIFICATION OF RADIAL POWER PEAKING FACTOR DISTRIBUTION ON THE CORE 60 BOC OF RSG-GAS REACTOR. Radial Power Peaking Factor Distribution in RSG-GAS Reactor is a very important parameter for the safety of RSG-GAS reactor during operation. Distribution Data of Radial Power Peaking Factor was reported by PRSG to BAPETEN through the Safety Analysis Report RSG-GAS. In order to support the evaluation of the Safety Analysis Report incorporated in the submission, the assessment unit of BAPETEN is carrying out independent assessment in order to verify safety related parameters in the SAR including neutronic aspect. The work includes verification to the Power Peaking Factor Distribution on The Core 60 of RSG-GAS Reactor by computational method using MCNP DAN ORIGEN2. From the results of calculations, the value of Radial Power Peaking Factor is 1.24 at the C3 and A4 positions. The results of calculations with MCNP DAN ORIGEN2 in this study showed similar with the value of the SARs.

Key words: verification, PPF Radial, RSG GAS reactor, MCNP, ORIGEN.

1. PENDAHULUAN

Reaktor RSG-GAS merupakan reaktor riset jenis MTR (Material Testing Reactor) pertama di dunia[2]_{. Reaktor ini dioperasikan langsung}

dengan menggunakan elemen bakar pengkayaan Uranium rendah dengan berpendingin dan bermoderator air. Pendinginan terhadap bahan bakar reaktor terjadi secara sirkulasi paksa. Reaktor RSG-GAS mampu dioperasikan pada

daya nominal 30 MW.

Nilai Faktor Puncak Daya (FPD) Radial merupakan parameter yang terkait langsung dengan kanal terpanas di dalam teras reaktor. Karena hal tersebut, nilai ini sangat penting bagi keselamatan operasi reaktor. Tulisan ini menyajikan perhitungan Faktor Puncak Daya (FPD) Radial berdasarkan data dari Laporan Operasi Reaktor RSG-GAS Teras ke 60 BOC. Perhitungan Faktor Puncak Daya Radial dilakukan dengan menggunakan paket program MCNP DAN ORIGEN.

Kajian ini dimaksudkan untuk memperoleh nilai dan posisi FPD Radial di teras reaktor RSG-GAS berdasarkan data dari Laporan Operasi Reaktor RSG-GAS Teras ke 60 dengan menggunakan paket program MCNP DAN ORIGEN. Hasil dari Kajian digunakan untuk memverifikasi nilai dan posisi Faktor Puncak Daya (FPD) Radial di teras reaktor yang tercantum di dalam LAK Reaktor RSG-GAS.

2. TEORI

Dalam menentukan distribusi netron di teras reaktor dari sudut pandang netron transport dibutuhkan pemahaman tentang gerakan netron di teras dan interaksi netron dengan inti di teras. Sehingga bisa dirumuskan sebagai berikut.

 r d t r N 3 ) ,

( Jumlah netron di posisi r dan waktu t (densitas netron).

Perhitungan densitas netron membutuhkan laju reaksi nuklir yang terjadi di setiap titik di dalam reaktor. Dengan asumsi bahwa semua kecepatan netron di reaktor adalah

v

dan karakteristik tampang lintang makroskopik reaksi adalah



maka diperoleh frekuensi interaksi adalah v.

Dengan mendefinisikan bahwa densitas laju reaksi

F

( t

r

,

)

di setiap posisi di dalam system maka untuk prediksi interaksi yang terjadi di posisi r dan di waktu t diperoleh:

r d t r N v r d t r F 3 3 ) , ( ) , (   (1) Untuk Energi netron yang berbeda-beda dapat didekati dengan persaman

rdE d t E r

N( , , ) 3 . Sehingga untuk densitas laju reaksi yang tergantung oleh energy diperoleh persamaan sebagai berikut[1]_:

rdE d t E r N E v rdE d t E r F( , , ) 3  ( ) ( , , ) 3 (2)

Dengan memasukkan definisi fluks netron

) sec . ( ) , ( ) , ( 2 1  vN r t fluksnetron cm t r



maka diperoleh: ) , , ( ) ( ) , , (r E t E r E t F 



(3) 3. TATAKERJA

3.1. Teras Reaktor RSG GAS

Reaktor Serba Guna G.A.Siwabessy (RSG GAS) merupakan reaktor riset jenis MTR (Material Testing Reactor) pertama di dunia yang dioperasikan langsung dengan menggunakan elemen bakar pengkayaan Uranium rendah, LEU (Low Enriched Uranium). Pada saat rancang bangun RSG-GAS dilaksanakan, hanya tersedia elemen bakar LEU jenis oksida (U3O8-Al) yang dapat digunakan untuk memenuhi spesifikasi yang ditentukan. Oleh karena itu RSG GAS menggunakan bahan bakar oksida dengan densitas Uranium dalam meat sebesar 2,96 g/cm3 _{dengan pengkayaan} U235 sebesar 19,75%.

Dalam rangka meningkatkan kinerja reaktor, telah dilakukan konversi teras RSG GAS dari bahan bakar oksida menjadi silisida. Hal ini dilakukan karena penggunaan bahan bakar silisida dengan densitas Uranium yang lebih tinggi dapat meningkatkan panjang siklus operasi reaktor.

Susunan teras setimbang (TWC) seperti ditunjukkan pada Gambar 1 merupakan konfigurasi teras setimbang (TWC) silisida RSG GAS.

Gambar 1. Susunan Teras Setimbang[2]

bakar standar (EB), 8 elemen bakar kendali (EK), satu posisi iradiasi di tengah (CIP) yang besar yang terdiri atas 2 x 2 posisi kisi teras, dan 4 posisi iradiasi (IP) di dalam teras reaktor, masing-masing mengambil satu posisi kisi teras. Sehingga keseluruhan teras TWC terdiri atas 960 pelat elemen bakar, yang berarti identik dengan 45,7 elemen bakar standar [2]_.

Distribusi rapat daya merupakan parameter yang penting dalam disain teras reaktor. Faktor-faktor Puncak Daya (FPD) dalam distribusi rapat daya merupakan pembatas dalam kaitannya dengan analisis operasional dan kecelakaan apabila terjadi kecelakaan reaktivitas, apabila terjadi kecelakaan kehilangan pendingin atau apabila terjadi kecelakaan penyumbatan pendingin.

Dalam kaitannya dengan analisis kecelakaan, dipilih konsep desain faktor kanal panas, yaitu faktor kanal panas pembatas distribusi daya yang diperoleh dari perhitungan awal distribusi rapat daya untuk situasi teras reaktor yang berbeda dengan marjin keselamatan yang memadai. Gambar 2 dibawah ini menunjukkan Distribusi Faktor Puncak Daya arah Radial Teras Setimbang Awal Silisida sebagaimana dicantumkan di LAK[2]_.

Gambar 2. Distribusi FPDrad Teras Setimbang Awal Silisida[2]

Komponen reaktor yang berada di dalam tangki dan teras reaktor, termasuk materialnya, dimodelkan dalam bentuk geometri, dimensi, dan komposisi sedekat mungkin dengan obyek aslinya. Dalam pemodelan ini komposisi bahan bakar reaktor diperoleh dari hasil perhitungan produk fisi dengan program ORIGEN dimana bahan bakar disimulasikan dibakar (diiradiasi) pada daya dan waktu tertentu sehingga diperoleh fraksi bakar yang sama dengan fraksi bakar

elemen bakar yang tercantum di dalam teras setimbang silisida awal siklus. Setelah Teras Setimbang Awal Siklus diperoleh maka teras ini dioperasikan sesuai data Laporan Operasi Reaktor RSG-GAS Teras ke 60 dengan menggunakan program MCNP DAN ORIGEN2[4]_.

Sedangkan untuk kedelapan batang kendali diasumsikan dalam posisi ditarik ke atas sepenuhnya sehingga posisi yang ditinggalkan oleh batang kendali di dalam teras terisi oleh air.

Gambar 3. Representasi teras reaktor RSG GAS dalam MCNP.

Geometri teras reaktor RSG GAS yang dimodelkan di dalam kajian verifikasi ini didasarkan pada konfigurasi sebagaimana diuraikan di LAK. Komponen-komponen utama reaktor yang dimodelkan (Gambar 1 dan 2) meliputi:

 Elemen bakar standar sejumlah 40 batang.

 Elemen bakar kendali sejumlah 8 batang.

 Elemen Beryllium sejumlah 37 batang.  Central Iradiation Position (CIP).  Iradiation Position (IP) sejumlah 4

buah.  PRTF

 Sistem Rabbit sejumlah 5 buah.  Beryllium Block

 6 buah tabung berkas neutron (beamport).

3.2. Geometri dalam MCNP

MCNP mampu memodelkan bentuk tiga dimensi sembarang terhadap benda-benda yang

dikehendaki oleh pengguna dalam geometri sel-sel yang dibatasi oleh bentuk-bentuk permukaan orde pertama dan kedua serta orde keempat torus-elips. Sel-sel tersebut didefinisikan dalam bentuk irisan, gabungan, dan komplemen daerah-daerah yang dibatasi oleh permukaan. MCNP juga menyediakan kemampuan macrobody di mana bentuk-bentuk dasar seperti bola, kotak, silinder, dsb. digabungkan dengan menggunakan operator boolean.

3.3. Metode Perhitungan

Perhitungan Distribusi Faktor Puncak Daya arah Radial ini dilakukan dengan menggunakan paket program MCNP5-ORIGEN2. Program MCNP5 menerapkan metode Monte Carlo yang bersifat statistik dalam mencari penyelesaiannya. Cara penyelesaian yang demikian berbeda dengan metode transport yang bersifat deterministik yang diterapkan di paket-paket program yang lain pada umumnya. Dalam metode deterministik, cara yang paling umum diterapkan adalah metode ordinat diskret yang menyelesaikan persamaan transport untuk perilaku partikel rata-rata. Metode Monte Carlo tidak memecahkan persamaan eksplisit, tetapi mencari penyelesaian dengan cara mensimulasikan partikel-partikel secara individual serta mencatat beberapa aspek (disebut tally atau cacah) dari perilaku rata-rata partikel tersebut[4]_{. Jadi, metode Monte Carlo} menyelesaikan permasalahan transport dengan melakukan simulasi atas riwayat atau jalannya partikel, bukan memecahkan persamaan. Tidak perlu disediakan persamaan transport guna menyelesaikan persoalan dalam metode Monte Carlo.

Program MCNP memiliki berbagai fitur yang memungkinkannya untuk digunakan dalam simulasi pergerakan partikel pada berbagai aspek. Di antara fitur-fitur tersebut adalah:  Data nuklir dan reaksi. MCNP

menggunakan pustaka data inti dan atom untuk energi kontinyu. Sumber utama data nuklir ini berasal dari sistem Evaluated Nuclear Data File (ENDF), Advanced Computational Technology Initiative (ACTI), Evaluated Nuclear Data Library (ENDL), Evaluated Photon Data Library (EPDL), Activation Library (ACTL) hasil kompilasi Livermore National Laboratory, serta Grup Nuclear Physics (T-16) di Los Alamos National Laboratory. Data tersebut diproses ke dalam format yang dapat dibaca oleh program MCNP dengan menggunakan program lain misalnya NJOY. Pustaka data

nuklir yang sudah diproses ini telah sejauh mungkin mempertahankan kerincian data aslinya sehingga dapat digunakan oleh pemakai dengan tingkat keyakinan yang memadai. MCNP menyediakan tabel data nuklir untuk interaksi neutron, foton hasil interaksi neutron, interaksi foton, dosimetri atau aktivasi neutron, serta hamburan partikel termal S(α,β). Tabel data yang tersedia di MCNP dimasukkan ke dalam satu file direktori XSDIR. Pengguna dapat memilih tabel data yang dikehendaki dengan menggunakan penanda khusus untuk masing-masing tabel yang disebut ZAID. Penanda ini biasanya memuat nomor atom Z, nomor massa A, dan identitas pustaka ID. MCNP5 menyediakan lebih dari 836 tabel reaksi neutron untuk lebih dari 100 isotop dan elemen yang berlainan.  Spesifikasi sumber. MCNP dapat

menerima masukan yang menggambarkan berbagai macam kondisi sumber dengan energi, waktu, posisi, dan arah; maupun sel atau permukaan dari mana sumber tersebut berasal ditentukan oleh pengguna. Selain itu, MCNP juga menyediakan berbagai fungsi spektrum energi fisi dan fusi seperti spektrum Watt, Maxwellian dan Gaussian; Gaussian untuk waktu; serta isotropik, cosinus, dan monodireksional untuk arah. MCNP juga menyediakan model sumber neutron untuk menghitung nilai estimasi keff, yakni perbandingan jumlah neutron yang dihasilkan pada satu generasi dengan generasi berikutnya dalam sistem dapat belah (fisil).

 Cacah (tally). Untuk memperoleh besaran fisik, MCNP menyediakan berbagai macam cacah yang berkaitan dengan arus partikel, fluks partikel, dan deposisi energi. Semua cacah dinormalisir per jumlah partikel yang disimulasikan. Arus partikel dapat dinyatakan sebagai fungsi arah terhadap suatu permukaan atau bagian permukaan tertentu. Fluks partikel dapat dinyatakan dalam suatu permukaan atau bagian permukaan tertentu; serta dalam sel atau bagian sel. Fluks partikel juga dapat diperoleh dari cacah detektor, baik berbentuk titik maupun cincin, serta cacah detektor radiografi. Cacah pemanasan dan fisi memberikan deposisi energi di dalam suatu sel. Cacah yang lain meliputi jumlah fisi, jumlah absorpsi, serta berbagai macam fluks sebagai hasil dari reaksi standar yang ada di pustaka yang digunakan oleh MCNP. Dalam Perhitungan kali ini, Tally F7:n

digunakan untuk menghitung besaran energi dengan satuan MeV/gram.

3.4. Perhitungan Distribusi Deposisi Energi Fisi dalam MCNP

Deposisi energi fisi dicacah oleh program MCNP dengan memasukkan tally deposisi energi fisi F7:N. Tally ini merupakan perintah bagi MCNP untuk mencacah deposisi energi fisi dalam suatu sel [MeV/gram], di mana sel-sel deposisi energi fisinya yang ingin dicacah, nomornya dicantumkan sesudah penulisan tally tersebut.

Karena hasil perhitungan deposisi energi fisi dari MCNP masih berupa nilai yang relatif maka perlu dilakukan normalisasi terhadap seluruh nilai deposisi energi yang dihasilkan di setiap sel di dalam teras reaktor RSG GAS. Dari hasil normalisasi ini diperoleh distribusi FPD radial. Dibawah ini rumus perhitungan FPD radial yang digunakan:

)) _ )( _ /(( _

_rad E prkt E ave n plat

FPD  (4)

Dimana E _prkt adalah energi yang dibangkitkan oleh sebuah perangkat elemen bakar, n _platadalah jumlah plat dalam satu buah perangkat elemen bakar dan E _ave adalah energi rata-rata yang dihasilkan oleh setiap plat bahan bakar di dalam teras reaktor. 3.5. Kartu KCODE

Dalam perhitungan kekritisan reaktor, perlu didefinisikan kartu KCODE yang berisi informasi mengenai jumlah partikel sumber yang disimulasi, harga awal keff, jumlah siklus yang dilompati sebelum perhitungan akumulasi keff dimulai, dan jumlah siklus total yang dikehendaki dalam perhitungan. Jumlah partikel yang disimulasi dalam perhitungan disesuaikan dengan kompleksitas sistem teras, lazimnya terdapat minimal 1 partikel dalam material dapat belah. Semakin banyak partikel yang disimulasikan, akan semakin kecil standar deviasinya sehingga memberikan hasil yang lebih akurat. Kartu KCODE ini memiliki bentuk sebagai berikut:

KCODE nsrck rkk ikz kct

di mana

nsrck : jumlah neutron sumber pada tiap siklus

rkk : harga awal untuk keff

ikz : jumlah siklus yang akan dilompati sebelum perhitungan keff diakumulasikan

kct : jumlah siklus dalam perhitungan Dalam perhitungan ini digunakan nsrck= 500000, rkk= 1.0, ikz= 30, dan kct= 150. 3.6. Kartu KSRC

Partikel sumber yang disimulasikan ditempatkan tersebar di setiap daerah bahan bakar yang mengandung bahan dapat belah. Lokasi partikel yang disimulasikan ini harus cukup jauh dari batas-batas sel. Biasanya satu titik sumber pada tiap daerah bahan dapat belah sudah cukup, karena MCNP akan segera menghitung dan menggunakan distribusi sumber fisi yang baru. Kartu KSRC digunakan untuk menentukan posisi partikel sumber yang disimulasikan, berisi informasi mengenai koordinat spasial partikel sumber dalam sumbu x, y, dan z dalam format berikut:

KSRC x1 y1 z1

x2 y2 z2

. . . xn yn zn

Pada Perhitungan ini, satu titik sumber diletakkan di setiap pelat bahan bakar. Sehingga jumlah seluruh titik sumber yang diletakkan di dalam Teras Reaktor RSG-GAS adalah sebanyak 960.

3.7. Deskripsi Program ORIGEN

Program ORIGEN adalah program komputer yang banyak digunakan untuk menghitung pembangkitan (buildup), peluruhan (decay), dan pengolahan bahan-bahan radioaktif. ORIGEN memecahkan persamaan pembentukan dan peluruhan radioaktif. Salah satu contoh persoalan yang dipecahkan oleh ORIGEN adalah menghitung panas peluruhan bahan bakar yang mengalami peristiwa reaksi fisi.

Salah satu peristiwa peluruhan radioaktif yang digunakan di dalam program ORIGEN adalah tertembaknya U-235 oleh netron seperti yang ditunjukkan pada gambar di bawah ini.

ORIGEN akan menangani 950 nuklida dimana 120 diantaranya adalah aktinida dengan anak peluruhannya. Hasil belah-inti diproduksi oleh laju pembelahan dari beberapa aktinida yang berbeda. Sebagai tambahan, terdapat sekitar 6000 unsur-unsur yang bernilai tidak nol dalam matriks transmutasi nuklir.

Dalam program ORIGEN, radionuklida dikelompokkan kedalam 3 kelompok, yaitu: 1. Produk aktivasi, terdiri dari hampir semua

nuklida yang terbentuk secara alami, produk dari absorpsi neutron, serta anak luruh dari produk tersebut. Kelompok radionuklida ini terutama berkaitan dengan material struktur, seperti Zirkaloy, dan pengotor bahan bakar. Contoh produk aktivasi adalah P-32, Al-28, Si-29, S-31.

2. Aktinida, terdiri dari isotop-isotop unsur Thorium (NA 90) hingga Einsteinium (NA 99) beserta anak luruhnya yang muncul dengan jumlah yang signifikan dalam bahan bakar bekas. Contohnya, U-235, Th-232, Np-237, Pu-239, Am-241.

3. Produk fisi, terdiri dari nuklida-nuklida yang dihasilkan dari reaksi fisi aktinida beserta anak luruh dan hasil dari reaksi tangkapan. Contohnya, Xe-135, Kr-85, Sr-90 [5].

4. HASIL DAN PEMBAHASAN

Dalam perhitungan ini deposisi energi untuk masing-masing sel [MeV/gram] diperoleh

dengan menerapkan tally F7:N. Perhitungan deposisi energi fisi dalam sel dimaksudkan agar energi relatif setiap sel diperoleh, kemudian dilakukan normalisasi terhadap energi deposisi setiap sel terhadap energi deposisi seluruh sel (satu teras).

Dengan menggunakan data operasi dari Laporan Operasi Reaktor RSG-GAS Teras ke 60 dan hasil perhitungan normalisasi terhadap energi deposisi setiap sel terhadap energi deposisi seluruh sel (satu teras) diperoleh nilai deposisi energi fisi setiap posisi mulai dari posisi A4 sampai dengan H9 untuk kondisi teras setimbang awal teras ke 60.

Hasil perhitungan distribusi daya Teras Setimbang Awal Teras ke 60 ditunjukkan pada Tabel 1. Dari hasil perhitungan terlihat bahwa besar nilai daya yang dibangkitkan sangat tergantung banyaknya U-235[4] _{yang ada di} dalam plat Elemen Bakar dan kondisi kisi-kisi yang ada disekitarnya.

Pada Tabel 1 terlihat bahwa bahan bakar baru selalu menghasilkan nilai daya arah radial lebih besar dari 1. Hal ini ditunjukkan di posisi bahan bakar baru yaitu posisi H9, H4, F3, C3, C8 dan A9. Tetapi perlu diperhatikan ada faktor lain yang juga sangat berkontribusi untuk menghasilkan daya yang tinggi yaitu kondisi kisi-kisi yang ada di sekitar bahan bakar yang diukur besar dayanya. Hal ini terlihat pada Tabel 1 dimana dari tabel tersebut diperoleh bahwa puncak daya maksimum ada di 2 posisi yaitu di C3 dan A4.

Tabel 1. Distribusi FPD Radial Teras Setimbang Awal Silisida Teras ke 60 Hasil Perhitungan MCNP dan ORIGEN

Untuk Faktor Puncak Daya Radial maksimum yang berada di posisi C3 dengan nilai sebesar 1,24 hal ini dipengaruhi karena kondisi bahan bakar yang berada di kisi tersebut merupakan bahan bakar baru. Sedangkan di posisi A4 meskipun bahan bakar yang diletakkan di posisi tersebut bukan baru tetapi bahan bakar tersebut masih relatif baru karena baru mengalami satu kali siklus pembakaran dengan nilai fraksi bakar sekitar 6%. Dan perlu juga diperhatikan kondisi di sekitar kisi A4 yang dikelilingi oleh bahan bakar yang masih mengandung U-235 yang relatif masih banyak sehingga hal ini turut berkontribusi meningkatkan pembangkitan daya yang ada di kisi A4.

Nilai tertinggi berada di posisi C3 dan A4 disebabkan karena di posisi ini selain disebabkan oleh bahan bakar baru juga disebabkan kondisi di sekitarnya yang memiliki kandungan U-235 yang relatif lebih banyak jika dibandingkan dengan posisi yang lain seperti posisi H9, H4, F3, C8 dan A9.

Meskipun nilai tertinggi yang diperoleh dari perhitungan yaitu sebesar 1,24 dan berada di dua (2) posisi yaitu C3 dan A4. Tetapi nilai Faktor Puncak Daya maksimum yang diperoleh relatif sama dengan nilai yang ada di LAK Reaktor RSG-GAS. Dimana nilai yang diperoleh dari perhitungan dengan MCNP DAN ORIGEN2 sebesar 1,24 sedangkan nilai yang ada di LAK sebesar 1,23 di posisi C8. Dan kedua nilai ini masih jauh dari nilai batas FPD Radial yang ditetapkan di LAK yaitu sebesar 1,4[2]_.

Timbulnya perbedaan nilai dan posisi antara hasil kajian dengan data di LAK boleh jadi disebabkan oleh hal di bawah ini:

 Pemodelan yang digunakan. Program MCNP memodelkan obyek menurut bentuk dan susunan material secara apa adanya, sedangkan program-program yang mendasarkan pada teori difusi lazimnya memodelkan obyek dengan cara homogenisasi baik pada bentuk maupun susunan materialnya.

5. KESIMPULAN

Dari hasil perhitungan Verifikasi Distribusi Faktor Puncak Daya Radial Teras 60 BOC Reaktor RSG-GAS dengan menggunakan program komputer MCNP DAN ORIGEN2 diperoleh estimasi distribusi Faktor Puncak Daya arah Radial di teras reaktor RSG GAS. Untuk puncak distribusi faktor puncak daya arah radial Teras ke 60 BOC diperoleh sebesar 1,24 di posisi C3 dan A4. Sedangkan nilai data disain faktor puncak daya arah radial teras setimbang awal RSG GAS yang tercantum di dalam LAK

berada di posisi C8 dengan nilai puncak sebesar 1,23 dengan nilai batas FPD Radial yang ditetapkan di LAK yaitu sebesar 1,4[2]_.

6. DAFTAR PUSTAKA

1. DUDERSTADT J.J., HAMILTON L.J. R., “Nuclear Reactor Analysis”, John Wiley and Sons, Michigan, 1991.

2. BADAN TENAGA NUKLIR

NASIONAL, “Laporan Analisis Keselamatan Reaktor RSG GAS Rev. 10”, Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)-BATAN, Serpong, 2011.

3. X-5 MONTE CARLO TEAM, “MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5, Volume II: User’s Guide “, Los Alamos National Laboratory, 2003.

4. LAMARSH, JOHN R., “Introduction to Nuclear Reactor Theory”, Addison-Wesley, Reading, Massachusetts, 1978.

OAK RIDGE NATIONAL LABORATORY (2002). RSICC Computer CodeCollection: ORIGEN 2.2, Oak Ridge National Laboratory,Tenness

DISKUSI

1. Sudjatmi K.A.:

Apakah teras yang sekarang adalah teras yang ke 60 atau lebih? Daddy Setyawan:

2. Suwoto:

Bagaimana validasi hasil perhitungan faktor puncak daya radial pada teras 60 BOC RSG-GAS? Apa dengan data eksperimen?

Daddy Setyawan:

Validasi dilakukan pada saat kritikalitas pertama teras RSG-GAS. Data ekperimen yang tersedia adalah saat kritikalitas pertama teras RSG-GAS.