Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir: 6-7 Agustus 2008( )

Transkripsi

1 Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknoloi Nuklir: 6-7 Austus 2008( ) PROSEDUR NUMERIK UNTUK PERHITUNAN REAKTIVITAS AYUN REAKTOR CEPAT DENAN BAHAN BAKAR CAMPURAN (U Pu MA Zr) MENUNAKAN METODE DIFUSI MULTI-RUP 1-DIMENSI Marsodi * ABSTRAK PROSEDUR NUMERIK UNTUK PERHITUNAN REAKTIVITAS AYUN REAKTOR CEPAT DENAN BAHAN BAKAR CAMPURAN (U Pu MA Zr) MENUNAKAN METODE DIFUSI MULTI-RUP 1-DIMENSI. Prosedur numerik untuk perhitunan reaktivitas ayun reactor cepat denan bahan bakar campuran (U-Pu-MA-Zr) ini menunakan metoda difusi multi-rup 1- dimensi, karena metoda difusi ini telah diunakan untuk kebanyakan disain reaktor cepat dan relatif cukup sederhana di mana lintasan bebas rata-rata sebuah neutron cepat biasanya relatif panjan dibandinkan denan dimensi disain fuel-pin dan channel pendininnya. Perhitunan untuk prosedur 2 numerik ini dilakukan menunakan teorema diverensi. D φdv = D φda. Penyelesaian prosedur nemerik ini menunakan metode penyelesaian persamaan diferensial yaitu metode Rune- Kutta. Prosedur ini menunakan multi-rup data penampan lintan untuk bahan (material) reaktor cepat yan diperoleh dari penampan lintan data nuklir efektif 26-rup dari Brookheaven National Laboratory (BNL). Perhitunan untuk spatial space-dependent dilakukan dalam arah radial denan analisis 1-dimensi. Penaruh dari beberapa parameter (seperti halnya komposisi bahan bakar, bahan pendinin, and unrecovered rear earth, RE) dalam teras reaktor telah diuji denan perubahan kerapatan bahan terkait sesuai denan kondisi yan diininkan. Kata-kata kunci: Prosedur numerik, Reaktivitas ayun, Reaktor cepat, Metoda difusi, Multi-rup penampan lintan data nuklir. ABSTRACT NUMERICAL PROCEDURE FOR CALCULATIN THE REACTIVITY SWIN OF FAST REACTOR WITH (U-PU-MA-ZR) FUEL USIN MULTY-ROUP OF 1-DIMENTION. This diffusion method have been used for most of fast reactor desin and relatively simple where the mean free path of the fast neutron usually lon enouh compared with desin of fuel pin and it s coolin channel. The calculation for this numerical procedure performed usin diverence theorema of 2 D φdv = D φda. Solution of this numerical proceedur performed usin the solution of differensial equation from Rune-Kutta Method. This procedure usin multy-roup effective cross section nuclear data 26-roups from Brookheaven National Laboratory (BNL). Spatial space-dependent calculation heve been performed in radial direction of 1-dimention analisys. Effects of the parameters (as fuel composition, coolant material, and unrecovered rear earth, RE) in the core reactor have been examined with the chane of material density as the condition we want. * PPIN-BATAN, Puspiptek Serpon, INDONESIA 15310, marsodi@batan.o.id 253

2 Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknoloi Nuklir: 6-7 Austus 2008( ) Key words: Numerical Proceedure, Reactivity swin, Fast reactor, Diffusion method, Multy-roup cross section nuclear data. PENDAHULUAN Metoda perhitunan yan diunakan adalah metoda difusi multi-rup 1- Dimensi, karena metoda difusi ini telah diperunakan untuk kebanyakan disain dan perhitunan reaktor cepat dan relatif cukup sederhana di mana lintasan bebas rata-rata sebuah neutron cepat biasanya relatif panjan dibandinkan denan dimensi disain fuel-pin dan channel pendininnya [Waltar A.E., et.al., 1981]. Ukuran teras reaktor cepat yan diperunakan dalam perhitunan ini relatif besar dibandinkan denan lintasan bebas rata-rata neutron cepat. Spektrum eneri neutron pada sistem ini cukup lebar di mana sebaian besar reaksi pembelahan dan reaksi tankapan terjadi dalam reaktor ini. Prosedur numeric untuk perhitunan reactor cepat ini menunakan metoda perhitunan multi-rup (26-rup) data penampan lintan untuk bahan (material) reaktor cepat yan diperoleh dari data penampan lintan efektif 26-rup [Lamarsh J.R., 1977], dan BNL [Benedict M., et.al., 1982]. Perhitunan untuk spatial space-dependent dilakukan dalam arah radial denan prosedur numerik 1-dimensi. Penampan lintan data nuklir yan diunakan adalah penampan lintan data nuklir efektif 26-rup, σ, untuk U, Pu, dan MA/Pu. Dalam perhitunan ini, metoda yan diunakan sepenuhnya diadopsi dari Waltar [Waltar A.E., et.al., 1981] denan uraian sebaai berikut: Eneri rup dalam batasan jumlah neutron per satuan volume 2 per detik termasuk kemunkinan kebocoran (leakae) adalah ( D φ ), kemunkinan penyerapan (absorption) adalah ( Σ a ) di mana penyerapan ini termasuk kemunkinan tankapan (capture) dan pembelahan (fission) yaitu ( Σ a = Σ c + Σ f ), kemunkinan neutron yan dikeluarkan (removal) oleh hamburan elastik (elastic scatterin) yaitu Σ ) dan hamburan inelastik (inelastic scatterin) yaitu ( Σ Σ ir ( Σ er ). Persamaan multi-rup diunkapkan dalam bentuk sebaai berikut: ( D ) 2 φ + ( Σ a + Σ c + Σ f )= 1 ( υφ ) ' φ ' + Σe ' φ ' + χ Σ φ (1) keff ' = 1 ' = 1 ' = 1 i ' dimana, k eff merupakan faktor multiplikasi terhadap keseimbanan produksi dan kehilanan neutron, χ merupakan fraksi neutron yan dihasilkan dalam reaksi pembelahan yan muncul dalam rup, ( υφ ) ' φ ' merupakan laju produksi ' = 1 ' 254

3 Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknoloi Nuklir: 6-7 Austus 2008( ) neutron dari hasil pembelahan (neutron per sentimeter kubik per detik), dan ' = 1 Σ di mana rup, e' φ ' dan ' = 1 Σ Σ e ' dan i 1 keff ' = 1 i ' φ ' batasan dari sumber hamburan elastik dan inelastik Σ ' merepresentasikan hamburan neutron dari rup ke χ ( υφ ) φ adalah laju produksi neutron rup ke dari hasil ' ' pembelahan. Perhitunan dilakukan dalam arah radial dalam eometri silinder denan solusi persamaan difusi multi-rup satu dimensi. Reaktor dibai dalam interval mesh- N, dan interasi seluruh volume mesh pada titik k diunkapkan dalam persamaan 2-2 berikut ini; k k k k k k 2 k k D φ dv + D Bzφ dv + Σ rφ dv = 1 k eff k χ ' = 1 k k 1 ' ' ' ) ' ' = 1 k k k k k ( υσ ) φ dv + ( Σ φ dv (2) f di mana, Σ r adalah batasan removal, dan Σ ' adalah jumlah kedua hamburan elastik dan inelastik dari rup ke rup, B z adalah bucklin dalam arah z. Penyelesaiannya menunakan teorema diverensi seperti duraikan dalam persamaan (3) berikut ini; ' 2 D φdv = D φda (3) Sistem persamaan multi-rup ini diselesaikan secara iteratif dalam bentuk matriks denan solusi 1-dimensi. Penaruh dari burn-up bahan bakar pada reaktivitas reaktor pada Looses reactivity reaktor dianap sebaai fuel depletes. Karena itu, harus ditentukan fraksi Pu awal pada awal daur berhubunan denan faktor kritikalitas awal seperti halnya akan terjadi pada akhir daur. Pada saat terjadi kritikalitas, ekses reaktivitas yan terjadi pada awal daur diperoleh dan dikendalikan denan menintroduksi boron, sebaai B 4 C, dalam ranka mendapatkan kondisi di mana reaktor dapat dioperasikan. Pada sisi lain, kehilanan sodium (sodium loss) dapat memberikan penaruh yan sama seperti pada reaktor cepat lainnya denan pendinin cairan metal. Dalam hal ini, spektrum neutron menjadi lebih keras akibat dari kehilanan sodium (sodium loss) di mana moderasi oleh pendinin sodium tidak terjadi sehina reaktivitas naik. Dalam hal ini palin sedikit ada empat faktor yan berpenaruh terhadap keberadaan sodium seperti halnya penerasan spektrum neutron, meninkatnya kebocoran, elimiasi tankapan sodium, dan perubahan pada self shieldin, tetapi perubahan pada self shieldin ini tidak termasuk dalam pembahasan. 255

4 Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknoloi Nuklir: 6-7 Austus 2008( ) Dalam penelitian ini, perhitunan reaktor dilakukan denan menunakan persamaan diferensial M-simultan dan persamaan difusi 26-rup. Dalam hal ini, penelompokan eneri neutron menikuti referensi dan metoda ini diunakan untuk perhitunan isotop-isotop yan tersisa selama reaksi, di mana φ ' merupakan rata-rata terhadap mesh arah jari-jari denan unit lethary. 1 u R s φ ( r) = 2 r dr R u O ( ) 2 πφ (0 r < R s ) (4) π s 1 u Ro φ ( r) = 2 r dr R R u R ( ) 2 2 ( s o s ) πφ (R s < r R o ) (5) π Dalam penelitian ini, kapasitas daya reaktor cepat diasumsikan sebesar 3 Wt- LMFBR denan standar bahan bakar metalik yaitu U, Pu, dan Zr yan dicampur secara homoen denan isotop-isotop MA. Denan alasan yan sama seperti halnya pada LMFBR standar, bahan pendinin sodium (Na) dipilih karena bahan Na ini mempunyai sifat-sifat termal (thermal properties) dan kompatibilitas yan baik (ood compatibilities) denan bahan claddin standar dan jua pada struktur bahan standar pada LMFBR denan rasio volume yan sama [Wakabayashi T., et.al., 1993]. Pemuatan MA/Pu dalam bahan bakar disesuaikan denan kriteria sebaai salah satu parameter yan akan diketahui. Perhitunan untuk prosedur numerik ini dilakukan menunakan teorema diverensi seperti pada persamaan (3) di atas. Penyelesaian prosedur nemerik ini telah dilakukan menunakan metode penyelesaian persamaan diferensial yaitu metode Rune-Kutta sebaai pendekatan penyelesaian. Ambil sebaai pemisalan adalah persamaan diferensial sebaai berikut: y' = f(x,y) (6) denan y(x 0 ) = K (initial or startin value of y) Kita inin mendekati penyelesaian untuk persamaan ini melalui sebuah interval tertentu. Kemudian kita bai interval ini kedalam ukuran interval yan lebih kecil h. Pendekatan numeric untuk persamaan diferesial bias diperoleh menunakan metode Run-Kutta order ke-4 seperti berikut ini: Ambil y 0 = K y i+1 = y i + (1/6) [k1 + 2k2 + 2k3 + k4] (7) untuk i=0,1,...,n-1 256

5 Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknoloi Nuklir: 6-7 Austus 2008( ) di mana y 0 = K (startin value) k1 = hf(x i,y i ), k2 = hf(x i +h/2,y i +k1/2), k3 = hf(x i +h/2,y i +k2/2), k4 = hf(x i +h,y i +k3) Eksplorasi pendekatan ini dilakukan denan merubah ukuran stepinnya yaitu h dan seterusnya. HASIL DAN PEMBAHASAN Penaruh Fraksi Pemuatan MA Terhadap Reaktivitas Ayun Reaktivitas ayun untuk berbaai fraksi MA/Pu yan berbeda telah diuji dalam ranka untuk memperoleh kapasitas pemuatan maksimum yan aman dan reaktivitas ayunnya dapat dijaa selama umur bahan bakar. Penujian ini telah dilakukan denan berbaai fraksi MA denan F/C = 0.35/0.43 dan [Pu] = Hasil perhitunan menunakan prosedur nemerik denan pemuatan MA yan berbeda diperlihatkan pada ambar 1. Di sini dapat dilihat bahwa perbedaan fraksi MA menyebabkan reaktivitas ayun berubah, dan dalam kondisi dimana fraksi MA sama denan nol berarti bahwa reaktor ini sama denan reaktor biasa denan bahan bakar metalik. Kriteria untuk menentukan pemuatan maksimum MA/Pu yan dapat dikandun dalam bahan bakar reaktor adalah denan menacu pada operasi normal sebuah reaktor, yaitu denan pemuatan MA/Pu tertentu, reaktor masih tetap dapat dioperasikan secara normal. Pada ambar ini, dapat dilihat bahwa denan pemuatan MA/Pu di atas 10%, maka reaktivitas ayunnya lebih rendah dari 2.1% dk/k. Apabila diunakan standar sistem kontrol reaktor konvensional, maka reaktivitas ayun ini terlalu kecil dan secara nyata sulit untuk diunakan selama operasi, khususnya yan berhubunan denan penurunan efektivitas mekanisme kontrol terhadap umur bahan bakar. Pada saat pemuatan MA direduksi hina 5%, reaktivitas ayun naik menjadi lebih besar dari pada 3.4% dk/k. Nilai reaktivitas ayun ini pada umumnya dapat dinyatakan diterima untuk sistem operasi reaktor konvensional. Sebaai kesimpulan, dapat disarankan untuk memberikan pemuatan [MA-1] maksimum sebesar 5% pada bahan bakar reaktor. 257

6 Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknoloi Nuklir: 6-7 Austus 2008( ) ambar 1. Penaruh berbaai pemuatan MA terhadap reaktivitas ayun reaktor pada kondisi awal dan akhir daur menunakan komposisi bahan bakar MA-1 dimana [Pu] = 24% dan F/C/S = 0.325/0.455/0.220 Dalam studi ini, perhitunan reaktivitas ayun untuk komposisi yan berbeda yaitu MA-2 denan F/C = 0.35/0.43 dan [Pu] = 0.24 jua telah dilakukan. Hasil perhitunan menunakan prosedur nemerik denan pemuatan MA yan berbeda diperlihatkan pada ambar 2. Di sini terlihat bahwa kehilanan reaktivitas (reactivity loss) untuk komposisi MA-1 lebih tini dari pada kehilanan reaktivitas untuk komposisi MA-2 dari dischared sisa bahan bakar LWR denan waktu pendininan 5 tahun. Hal ini berarti bahwa kapasitas maksimum pemuatan MA dapat diperoleh denan menunakan komposisi MA-1 dari dischared sisa bahan bakar LWR denan waktu pendininan 150 hari. Perhitunan ini telah menambil asumsi bahwa komposisi MA yan diambil kembali lebih besar dari 99.9% dari komposisi lainnya seperti komponen RE. Penaruh RE yan tidak diambil kembali dari MA pada reaktivitas ayun reaktor akan dibahas pada pararaf berikut ini. 258

7 Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknoloi Nuklir: 6-7 Austus 2008( ) ambar 2. Penaruh berbaai pemuatan MA terhadap reaktivitas ayun reaktor pada kondisi awal dan akhir daur menunakan komposisi bahan bakar MA-2 dimana [Pu] = 24% dan F/C/S = 0.325/0.455/0.220 Prosedur numeric ini jua dilakukan untuk menetahui perubahan reaktivitas ayun reactor cepat tersebut di atras denan asumsi penunaan bahan baker tercampur Tanah Jaran (unrecovered rear earth, RE) dan penunaan bahan bakar dan pendinin reactor yan berbeda -beda seperti yan diuraikan pada pararaph berikut. Penaruh RE yan Tidak Dapat Diambil Kembali (unrecovered RE) dari MA Terhadap Reaktivitas ayun Penarun RE yan tidak dapat diambil kembali (unrecovered RE) dari MA pada reaktivitas ayun teras reaktor jua telah dievaluasi dalam penelitian ini. Komponenkomponen yan terkandun dalam RE diantaranya adalah 241 Pr, 143 Nd, 144 Nd, 145 Nd, 147 Pm, 147 Sm, 148 Sm, 151 Sm, dan 154 Eu. Komposisi RE yan terdapat dalam bahan bakar reaktor diasumsikan sebanyak [MA]/2 dari sisa bahan bakar LWR yan dibuan (dischared) denan waktu pendininan 150 hari, sehina fraksi RE dalam bahan bakar dapat diasumsikan denan setenah dari fraksi MA. 259

8 Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknoloi Nuklir: 6-7 Austus 2008( ) ambar 3. Penaruh berbaai pemuatan MA yan menandun RE yan tidak dapat diambil kembali sebesar [MA]/2 terhadap reaktivitas ayun reaktor pada kondisi awal dan akhir daur menunakan komposisi bahan bakar MA-1 dimana [Pu] = 24% dan F/C/S = 0.325/0.455/0.220 Dalam hal ini, keberadaan unsur RE dalam bahan bakar menantikan Uranium, dimana fraksi Pu dalam bahan bakarnya dianap tetap yaitu sebesar [Pu] = Perhitunan dilakukan dalam kondisi yan sama seperti perhitunan sebelumnya. Hubunan antara reaktivitas ayun denan umur bahan bakar untuk penunaan berbaai variasi RE yan tidak dapat diambil kembali dari MA diperlihatkan pada ambar 3. Dari ambar ini dapat dilihat bahwa keberadaan RE dalam bahan bakar dapat mempenaruhi kenaikan burn-up reactivity loss. Evaluasi serupa jua dilakukan untuk MA-2 yan hasilnya diperlihatkan pada ambar 4. Hal ini berati bahwa keberadaan RE dalam bahan bakar dapat memberikan kontribusi terhadap operasi keselamatan reaktor. 260

9 Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknoloi Nuklir: 6-7 Austus 2008( ) ambar 4. Penaruh berbaai pemuatan MA yan menandun RE yan tidak dapat diambil kembali sebesar [MA]/2 terhadap reaktivitas ayun reaktor pada kondisi awal dan akhir daur menunakan komposisi bahan bakar MA-2 dimana [Pu] = 24% dan F/C/S = 0.325/0.455/0.220 Penaruh elembun Sodium (sodium void) Terhadap Reaktivitas Ayun Penaruh elembun sodium terhadap reaktivitas ayun ternyata cukup besar [Kessler S.F., et. al., 1993] dan ini dilakukan untuk memperoleh kemunkinan menunakan bahan pendinin as (He) di satu sisi, dan pada sisi lain, efek elembun sodium terhadap reaktivitas ayun adalah neatif. Penunaan bahan pendinin sodium perlu diantisipasi kemunkinan terjadinya elembun sodium yan mempenaruhi karakteristik keselamatannya. Dalam penujian ini, reaktivitas reaktor terhadap umur bahan bakar menunakan material pendinin as He jua dilakukan untuk mendapatkan spektrum neutron yan lebih tini dan memaksimalkan kemampuan reaktor dalam mentransmutai MA/Pu. Hasil penujian penaruh bahan pendinin terhadap aspek keselamatan reaktor diperlihatkan pada Tabel 1. Di sini dapat dilihat bahwa reaktivitas ayun reaktor menunakan material pendinin as He memberikan efek neatif yan cukup sinifikan apabila dibandinkan denan efek reaktivitas ayun neatif pada reaktor yan menunakan bahan pendinin sodium. Sebaai hasil, dapatlah disimpulkan bahwa reaktor cepat berpendinin sodium mempunyai karakteristik keselamatan yan lebih baik dibandinkan denan menunakan pendinin as He. Di sisi lain, penunaan bahan pendinin as He 261

10 Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknoloi Nuklir: 6-7 Austus 2008( ) dapat menhasilkan spektrum neutron yan lebih baik sehina dapat meninkatkan laju B/T, Hal ini disebabkan karena faktor moderasi as He jauh lebih kecil dibandinkan denan faktor moderasi pada bahan pendinin sodium. Tabel 1. Kinerja reaktor cepat menunakan bahan bakar metalik dan oksida denan pendinin sodium dan as He untuk pola pemuatan homoen denan [MA] = 10.0% dan [Pu] = 24.0% Item Bahan bakar & pendinin Sodium (Na) Bahan bakar metalik & pendinin as He Oksida Metalik Reaktivitas ayun dk/kk (%) Sodium loss (%) Penaruh elembun sodium terhadap reaktivitas ayun jua telah dilakukan denan menurunkan fraksi volume elembun sodium tanpa merubah fraksi volume bahan bakarnya, melainkan denan menurani fraksi volume bahan pendininnya (sodium) yan selanjutnya disebut denan kehilanan sodium (sodium loss). Evaluasi ini dilakukan denan menunakan komposisi yan sama denan perhitunan sebelumnya. Hasil evaluasi menunjukkan bahwa keberadaan elembun sodium dalam reaktor menyebabkan kenaikan pada reaktivitas ayun. Hal ini jua berpenaruh terhadap kenaikan tinkat eneri neutron, karena penurunan tinkat moderasi oleh bahan pendinin adalah akibat dari penuranan fraksi volume sodium, sehina spektrum neutron akan bertambah keras. Penaruh elembun sodium terhadap reaktivitas reaktor telah dievaluasi denan berbaai fraksi elembun sodium yan berbeda hina kehilanan sodiumnya mencapai 10%, dan hasilnya positif denan kenaikan reaktivitas reaktor sekitar 0.5% dk/k/v Na. Setelah menetahui kinerja reaktor cepat denan beberapa parameter yan cukup berpenaruh, maka perlu kiranya untuk melanjutkan mencari lebih banyak lai parameter lain misalnya efek Doppler. Dalam penelitian ini, efek Doppler tidak dievaluasi karena secara dominan efek Doppler terjadi pada tankapan (capture) neutron bereneri rendah [Waltar A.E., et. al., 1981]. Sedankan, reaktor cepat B/T beroperasi pada daerah eneri cepat dan bahkan lebih tini. 262

11 Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknoloi Nuklir: 6-7 Austus 2008( ) KESIMPULAN Prosedur numerik untuk perhitunan reaktivitas ayun reactor cepat denan berbaai parameter yan berbeda-beda telah dilakukan denan menunakan metode perhitunan Rune-Kutta untuk multi-rup 1-dimensi secara rinkas diuraikan dalam bentuk kesimpulan sebaai berikut: 1. Prosedur numeric untuk perhitunan reaktivitas ayun ini diunakan untuk menentukan kriteria pemuatan maksimum MA/Pu yan dapat dikandun dalam bahan bakar reaktor dimana reaktor masih tetap dapat dioperasikan secara normal yaitu dena pemuatan MA/Pu sekutar 10%, denan reaktivitas ayun-nya lebih rendah dari 2.1% dk/k. Pada saat pemuatan MA direduksi hina 5%, reaktivitas ayun naik menjadi lebih besar dari pada 3.4% dk/k. Nilai reaktivitas ayun ini pada umumnya dapat dinyatakan diterima untuk sistem operasi reaktor konvensional. 2. Metoda solusi untuk prosedur numeric ini jua diperunakan untuk menhitun reaktivitas ayun reactor cepat denan memperhatikan keberadaan RE dalam bahan bakar dan sodium loss dimana keberadaan RE mempunyai penaruh yan sanat sinifikan pada reaktivitas ayun sebuah reactor cepat dan hasilnya positif denan kenaikan reaktivitas ayaun sekitar 0.5% dk/k/v Na. DAFTAR PUSTAKA 1. WALTAR A.E., REYNOLDS A.B., Fast Breeder Reactors, Peramon Press, (1981) LAMARSH, J.R., Introduction to Nuclear Reactor Enineerin, Addison-Wesley, (1997) BENEDICT, M., PIFORD, T.H., LEVI, H., Nuclear Chemical Enineerin, Mc raw-hill, 2-nd ed., BONDARENKO I.I., roup Constants for Nuclear Reaktor Calculation, Colsultant Bureau, New York, MC. LANE V., DUNFORD C.L., ROSE P.F., Neutron Cross Section, Vol.2.,Neutron Cross Section Curve, Academik Press, KESSLER S.F., Reduction of the Sodium Void Coefficient of Reactivity by Usin a Technitium-99 Layer, Proceedins of Intl. Conference and Tech. Exhibition on Future Nuclear System; Emerin Fuel Cycles and Wastes Disposal Options, LOBAL 93, Seattle, USA, (1993)

12 Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknoloi Nuklir: 6-7 Austus 2008( ) DARWIS DISKUSI Ada pernyataan di abstrak lintasan neutron relative lebih panjan dibandin dimensi fuel pin dan channel bertolak belakan denan transparansi. Yan saya tahu lintasan neutron lebih besar, oleh sebab itu dipasan reflector sehina kembali ke tenah yan menakibatkan fluks menjadi tini. Mohon Tanapan! MARSODI Pada reactor cepat denan ukuran teras besar (diameter 4 m) sehina ini jauh lebih besar dari panjan rata-rata lintasan besar neutron. Pada abstrak disebutkan denan lebih panjan dari fuel pin dan channelnya. 264

13 Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknoloi Nuklir: 6-7 Austus 2008( ) DAFTAR RIWAYAT HIDUP 1. Nama : Marsodi 2. Tempat/Tanal Lahir : Kebumen, 3 Juli Instansi : PPIN-BATAN 4. Pekerjaan / Jabatan : Peneliti Bidan Komputasi PPIN - BATAN 5. Riwayat Pendidikan : S1 Fisika Universitas Indonesia (1987) S2 Elektro Tokyo Univ. of Apriz dan Tech (1992) S3 Fisika ITB (2004) 6. Penalaman Kerja : Peneliti BATAN 7. Oranisasi Professional : HFI HIMNI 8. Makalah yan pernah disajikan : Prores In Nuclear Enery Japan 1993 Annual of Nuclear Enery Enland