PERHITUNGAN KRITIKALITAS DESAIN TERAS APR1400 DENGAN MCNP5. Elfrida Saragi, Tukiran S.

Transkripsi

1 PERHITUNGAN KRITIKALITAS DESAIN TERAS APR1400 DENGAN MCNP5 Elfrida Saragi, Tukiran S. ABSTRAK PERHITUNGAN KRITIKALITAS DESAIN TERAS APR1400 DENGAN MCNP5. Evaluasi desain neutronik teras reaktor APR1400 telah dilakukan dengan menggunakan komputer MCNP5 dengan tujuan untuk memahami karakteristik salah satu desain teras PWR yaitu teras APR. Teras APR1400 (Advanced Power Reactor) merupakan PLTN tipe PWR dengan keselamatan pasif. Salah satu parameter yang penting untuk memahami karakteristik desain adalah kritikalitas teras. Evaluasi perhitungan desain dilakukan untuk teras reaktor APR yang menggunakan bahan bakar UO 2 solid fuels dengan daya 4000 MWt. Komposisi pengayaan elemen bakar 1,60%, 3,28% dan 2,78% dengan gadolinia sebagai racun dapat bakar. Teras APR1400 menggunakan perangkat bahan bakar dengan grid 16x16 dan jumlah rod 236 buah serta tabung pengarah dan tabung instrumen masing-masin 4 dan 1 buah. Jumlah perangkat bahan bakar di dalam teras adalah 241 buah yang tersusun dengan matriks 17x17. Program MCNP5 merupakan program perhitungan teras reaktor dengan metode Monte Carlo yang telah tervalidasi dengan baik. Hasil perhitungan menunjukan bahwa nilai k eff teras APR1400 adalah 1,202 dan jumlah konsentrasi boron pada moderator pada saat reaktor kritis 1390 ppm. Maka dapat dikatakan bahwa teras reaktor APR1400 merupakan teras yang LBC (Low Boron Consentration) dibanding dengan PLTN tipe sejenis. Kata kunci: teras APR1400, konsentrasi boron, kritikalitas teras, desain neutronik ABSTRACT CRITICALITY CALCULATION OF THE APR1400 CORE DESIGN USING MCNP5 CODE. Evaluation of neutronics design of the APR1400 reactor core has been done using MCNP5 computer code. The aim of calculation is to know the characteristic one of the cores of PWR 1400 MWe namely APR1400 core. The APR1400 reactor is one of PWR types NPP with passive safety condition. One of the important parameter to understand the design characteristic is a core criticality. Evaluation of the design calculation was done for the APR core which used solid fuels UO 2 with power thermal 4000 MWt. The enrichment fuel compositions were 1.60%, 3.28% and 2,78% with gadolinia as a burnable poison. The APR core used 16x16 grids of fuel assemblies with 236 pin rods, 4 guide tubes and 1 instrument tube. The APR reactor has 241 fuel assemblies in the core in matrix of 17 x17. MCNP5 code is one of the core calculation code used Monte Carlo method which has good validation. The result of calculation showed that the value of k eff for APR1400 core is 1,202 and boron concentration in the moderator when critical condition is 1390 ppm. So it can be concluded that the APR1400 core is a low boron concentration compare to other NPP in the same type. Keywords: APR1400 core, Boron Concentration, Core Criticality, Neutronic Design Pusat Pengembangan Informatika Nuklir - BATAN Serpong, frida@batan.go.id Pusat TeknologiReaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN Serpong 80

2 Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir, 10 Oktober 2012 (79-91) PENDAHULUAN Batan saat ini terus mengkaji Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) yang layak digunakan di Indonesia. Kajian dilakukan baik dari sisi ekonomi, budaya dan keselamatan terhadap PLTN yang telah beroperasi di dunia. Namun kajian tersebut dilakukan secara bertahap dan kontinu karena kajian satu tipe PLTN meliputi banyak hal, mulai dari unjuk kerja bahan bakar hingga unjuk kerja teras reaktor secara keseluruhan sehingga dapat dipahami karakteristik teras reaktor PLTN khususnya tipe PWR. Untuk mendukung kajian tersebut di atas telah dilakukan analisis perhitungan kritikalitas teras reaktor APR1400 dengan tujuan untuk mengetahui karakteristik teras PWR 1400 yang merupakan reaktor maju desain Korea [1]. Saat ini reaktor APR1400 telah memasuki generasi ke III dimana reaktor PLTN APR1400 telah menggunakan keselamatan pasif. Evaluasi desain ini dilakukan agar dapat dipahami karakteristik salah satu teras reaktor PWR1400 yaitu teras APR1400 (Advanced Power Reactor). Teras reaktor APR1400 dikembangkan dari teras reaktor OPR1000 didesain oleh KHNP (Korean Hydro and Nuclear Power). Dalam makalah ini yang dibahas adalah APR1400 desain KHNP, Korea yang saat ini 2 reaktor tersebut sedang konstruksi di Shinkori, Korea, unit 3 dan 4 dimulai Januari 2008 dan akan selesai pada September 2013 dan Reaktor APR1400 merupakan generasi maju yang sering disebut dengan Korean Next Generation Reactor (KNGR). Karakteristik teras APR1400 secara neutronik sangat tergantung dari jenis bahan bakar dan pengkayaan serta dimensi dan jumlah pin bahan bakar pada perangkat bahan bakar yang digunakan. Evaluasi desain neutronik teras APR1400 dilakukan dengan menggunakan program MCNP5 yang merupakan program komputer perhitungan teras reaktor dengan metode Monte Carlo [2]. Program ini telah divalidasi dengan perhitungan benchmark teras ANS-IAEA dengan baik [3]. Evaluasi perhitungan desain dilakukan pada teras APR1400 yang telah beroperasi di Korea. Teras APR1400 menggunakan bahan bakar solid fuel UO 2 dengan daya 4000 MWt [4]. Komposisi pengayaan elemen bakar 1,60%, 3,28% dan 2,78% dengan gadolinia sebagai racun dapat bakar. Teras APR1400 menggunakan perangkat bahan bakar dengan matrik 16x16 dan jumlah batang bahan bakar 236 buah serta tabung pengarah dan tabung instrumen masing-masing 4 dan 1 buah. Jumlah perangkat bahan bakar di dalam teras adalah 241 buah yang tersusun dengan matriks 17x17. Evaluasi dilakukan pada kondisi teras semua batang kendali berada pada posisi ditarik keatas dimana tabung pengarah dan tabung instrument berisi air. Perhitungan teras dilakukan dengan model teras 3 dimensi dan perangkat elemen bakar dengan model bacth dengan susunan square pitch. Hasil yang diperoleh dibandingkan dengan batasan parameter yang ditinjau SSAR APR

3 Perhitungan Kritikalitas Desain Teras APR1400 Dengan MCNP5 (Elfrida Saragi, Tukiran S.) TEORI Bahan bakar didalam teras reaktor nuklir disusun dalam barisan geometris yang teratur. Untuk reaktor air ringan tertekanan (PWR) barisan ini terdiri dari batang bahan bakar silindris dengan kelongsong Zirkaloy4 yang diletakkan dalam air dan diatur dalam barisan persegi. Barisan ini biasanya disebut dengan kisi (lattice) reaktor dan diameter batang bahan bakar, jarak antara pusat batang bahan bakar (pitch), bahan dan ketebalan kelongsong serta volum air diantara batang bahan bakar dinyatakan sebagai parameterparameter kisi. Nisbah Antara Moderator dan Bahan Bakar Air diantara batang bahan bakar berfungsi sebagai zat alir (fluida) kerja dalam sistem pembawa panas dan sebagai bahan moderator untuk pelambatan neutron. Dari segi sebagai bahan bakar moderator, perlu diketahui harga nisbah atom hidrogen terhadap harga nisbah atom bahan-bahan (atom U 235 dan U 238 ) yang merupakan fungsi kerapatan air, kerapatan bahan bakar dan geometri kisi. Nisbah atomik moderator terhadap bahan bakar mempengaruhi faktor perlipatan neutron dalam sistem. Persamaan faktor perlipatan neutron untuk sistem tak terhingga adalah sebagai berikut[5] k = η. f p ε (1) dengan, k eff = f. P th.p.p f. ε.η. (2) sehingga, k eff = k P th.p f (3) k eff = 1, jumlah neutron atau kerapan neutron dalam reaktor tetap tidak berubah. k eff > 1, kerapan neutron bertambah dan reaktor dikatakan super kritis k eff < 1, kerapan neutron berkurang dan reaktor dikatakan subkritis di mana, η = banyaknya neutron yang dihasilkan tiap neutron termis yang diserap dalam bahan bakar ε = faktor fisi cepat P f = faktor kebolehjadian tidak bocor neutron cepat. P th= faktor kebolehjadian tidak bocor neutron termal. p = kebolehjadian bebas resonansi f = faktor kegunaan termal k = faktor multiplikasi tak berhingga k eff = faktor multiplikasi effektif 82

4 Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir, 10 Oktober 2012 (79-91) Nilai k eff tergantung pada rasio jumlah molekul moderator (N M ) dan (N F ) atom bahan bakar di dalam teras. Apabila N M / N M meningkat maka neutron akan lebih banyak termoderasi sehingga fraksi neutron yang mencapai energi termal bertambah. Dengan neutron termal meningkat maka lebih banyak fisi yang terjadi dalam bahan bakar sehingga k menjadi lebih besar. Meskipun demikian harga N M /N F yang besar menyebabkan fraksi neutron termal yang diserap oleh moderator juga bertambah, sehingga dengan N M /N F bertambah besar maka k meningkat hingga ke suatu harga N M /N F dimana neutron termal cenderung menjadi jenuh dan k kemudian berkurang karena bertambahnya serapan neutron termal dalam moderator. Perubahan harga k terhadap perubahan harga nisbah moderator/bahan bakar yang digunakan untuk meninjau unjuk kerja parameter kisi bahan bakar. Kisi bahan bakar untuk nisbah moderator/bahan bakar sangat menentukan kondisi teras yang bersifat undermoderated atau overmoderated [6]. Seluruh reaktor dengan moderator air adalah bersifat undermoderated pada kondisi operasi daya. Karena, didasarkan pada aspek keselamatan reaktor, reaktor undermoderated akan mempunyai koefisien reaktivitas suhu negatif. Dengan daya reaktor naik, suhu air meningkat yang mengakibatkan kerapatan air berkurang lebih cepat daripada kerapatan bahan bakar atau struktur sehingga lebih aman. DISKRIPSI TERAS REAKTOR DAYA APR1400 Reaktor daya APR adalah suatu reaktor daya jenis air tekan (Pressurized Water Reactor) yang didesain oleh Korea, dengan daya 4000 MWth dan 1455 MWe, efisiensinya 3,64%. Reaktor APR1400 merupakan reaktor PWR generasi ke III memiliki keselamatan pasif dan konfigurasi teras seperti yang dilampirkan pada gambar 1. Teras APR pada awal siklus (BOC) disusun atas 3 jenis pengkayaan yaitu 1,60 %, 3,28% dan 2,78% dengan gadolinia sebagai racun dapat bakar. Jumlah perangkat bahan bakar yang menyusun teras reaktor APR adalah 241 buah dengan kondisi seperti Tabel 1. Reaktor APR1400 mempunyai bahan bakar jenis pelet silindris dengan bahan bakar UO 2 dan kelongsongnya Zircalloy-4. Di dalam kelongsong bahan bakar baik dibagian atas maupun bagian bawah terdapat ruang yang dimanfaatkan untuk menampung gas-gas hasil produk fisi. Setiap perangkat bahan bakar terdiri dari 16 x 16 grids dengan jumlah pin rod 236 buah elemen bakar dan 4 buah elemen guide thimble dan satu instrumentation tube. Bahan bakar juga dilengkapi perangkat kendali yang jumlahnya 4 buah pada satu perangkat bahan bakar yang sering disebut RCCA (rod cluster control assemblies). Material utama dari pembentuk elemen kendali adalah B 4 C, sedangkan kelongsongnya adalah meterial stainless steel (SS). Perangkat elemen kendali RCCA digunakan untuk mengontrol perubahan reaktivitas dan distribusi daya aksial. Selain RCCA ada juga perangkat elemen kendali GRCA (gray rod cluster assemblies) pada teras reaktor APR yang digunakan untuk mengatur reaktivitas teras sesuai dengan perubahan beban. 83

5 Perhitungan Kritikalitas Desain Teras APR1400 Dengan MCNP5 (Elfrida Saragi, Tukiran S.) Air ringan digunakan sebagai pendingin dan moderator yang dicampur dengan boron cair yang berfungsi sebagai penyerap neutron. Konsentrasi boron cair bervariasi jumlahnya sesuai dengan perubahan reaktivitas yang berubah karena perubahan fraksi bakar di dalam teras. METODOLOGI Perhitungan evaluasi desain teras APR1400 dilakukan dengan menggunakan program MCNP5 dengan kondisi teras APR semua bahan bakar masih baru, daya nol, tanpa boron, keadaan teras dingin dan bersih. Perhitungan dilakukan dalam beberapa tahap. Pertama dihitung parameter teras yaitu parameter kekritisan teras APR1400 saat batang kendali semua di atas. Kemudian dihitung jumlah boron dalam teras pada kondisi kritis. Kemudian nilai kekritisan teras APR1400 berdasarkan desain Korea dibandingkan dengan nilai desain yang ada di dalam SSAR( Safety Analysis Report). Nilai SSAR APR1400 yang merupakan hasil perhitungan desain Korea hanya sebagai pembanding. Selanjutnya dihitung parameter koefisien reaktivitas moderator yang merupakan faktor keselamatan desain teras. Batasan parameter desain neutronik yang dievaluasi untuk teras APR1400 yang mempunyai daya termal 4000 MWt adalah: 1. nilai K efektif awal teras siklus < 1,214 (lebih besar dari 1) 2. nilai koefisien reaktivitas doppler dan moderator negatif 3. fraksi bakar buang rata-rata 60 GWD/MTU Pemodelan Perangkat Bakar Teras APR1400 Data geometri dan densitas bahan bakar digunakan untuk membuat masukan program MCNP5 yang mampu melakukan perhitungan transport neutron tiga dimensi dengan metode Monte Carlo, sehingga perlu dilakukan pemodelan terhadap pin dan perangkat bahan bakar di dalam teras APR1400. Pemodelan perangkat bahan bakar digunakan untuk perhitungan pembangkitan konstanta kelompok dalam energi neutron yang kontinyu. Perhitungan dengan paket program MCNP5 dari satuan perangkat perangkat bahan bakar di dalam teras reaktor APR1400 yang terdiri dari cluster bahan bakar dengan susunan square pitch seperti pada gambar 1. Secara umum, data masukan paket program MCNP-5 meliputi: Geometri objek yaitu geometri yang dibuat sesuai dengan ukuran dimensi objek yang sebenarnya dan divisualisasikan dengan program vised (visual editor) untuk mengecek kebenaran model yang dibuat. Selanjutnya, jenis dan kerapatan nuklida yang menempati objek. Jenis objek yang dimasukkan sesuai dengan penamaan yang tertera di dalam pustaka tampang lintang. Kerapatan nuklida yang dianalisis dapat berupa rapat atom atau rapat massa tiap-tiap nuklida yang hadir. 84

6 Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir, 10 Oktober 2012 (79-91) Perhitungan teras dengan MCNP5 Program MCNP (Monte Carlo N-Partikel) digunakan untuk menyelesaikan masalah transport neutrón, foton dan elektron yang dikembangkan oleh LOS Alamos National Laboratory (LANL). MCNP5 dapat menggunakan model geometri 3-D yang rinci tanpa penyederhanaan. Setelah mendefenisikan konfigurasi geometri, MCNP5 dengan energi neutrón yang kontinue menyelesaikan persamaan integral transport dengan simulasi histori partikel. Trayek setiap partikel neutrón direkam sesuai dengan hukum interaksi partikel. Sejumlah partikel yang random digunakan sebagai sample dan menentukan interaksi probabilistik yang terjadi. Perhitungan kritikalitas reaktor yang sangat penting adalah dalam menentukan nilai kcode, sehingga MCNP5 dapat menghitungnya secara benar dan akurat. Nilai Kcode adalah suatu sumber neutrón yang didistribusikan melalui material yang dapat belah seperti U-235 sebagai bahan bakar di dalam reaktor. Ketika reaksi fisi terjadi, lokasinya disimpan untuk generasi berikutnya atau siklus neutrón berikutnya. Pada akhir setiap siklus nilai keff dihitung sebagai ratio dari jumlah neutrón yang berfisi dengan sumber neutrón. Laju reaksi di bahan bakar dapat diperoleh melalui estimasi panjang lintasan. Perhitungan evaluasi teras APR1400 dengan MCNP5 menggunakan library ENDF6. Sebagai input dalam program MCNP5 adalah jenis bahan bakar, pengkayaan, jumlah boron serta ukuran dan geometri bahan bakar. Kemudian dimodelankan pin sel dan perangkat bahan bakar didalam teras reaktor. Sedangkan output dari MCNP5 adalah nilai keff teras. Perhitungan teras APR1400 dilakukan dengan program MCNP5 yang data perangkat bakarnya seperti Tabel 1. Konfigurasi teras APR1400 dimodelkan dengan 241 jumlah perangkat bahan bakar. Dimana perangkat bahan bakar kondisi dan posisinya di dalam teras tertentu. Dengan berubahnya posisi dan komposisis perangkat bahan bakar di dalam teras akan mempengaruhi nilai keff. Nilai keff menunjukan karakteristik teras APR1400 yang nilainya tertentu disetiap siklus. Sebelum melihat hasil perhitungan terlebih dahulu dipastikan bahwa model yang dibuat sudah sesuai dengan keadaan aslinya melalui program vised. Jika masih terdapat kesalahan didalam pemodelan maka modelnya harus diperbaiki sampai diperoleh gambar yang sesuai dengan kebenarannya. Kemudian nilai keff yang diperoleh dibandingkan dengan hasil desain yang ada dan dengan teras reaktor APR1400 yang sejenis namun desain Westinghouse. Nilai yang hampir sama dipastikan bahwa perhitungan dengan MCNP5 dianggap cukup baik. Selanjutnya dilakukan perhitungan nilai keff teras APR1400 dengan menggunakan MCNP5 dengan cara membuat model 3-D. Kemudian dilanjutkan dengan perhitungan konsentrasi boron pada kondisi kritis serta koefisien temperatur moderator teras APR

7 Perhitungan Kritikalitas Desain Teras APR1400 Dengan MCNP5 (Elfrida Saragi, Tukiran S.) Gambar 1. Susunan perangkat bahan bakar teras APR1400[8] Gambar 1. adalah rancangan perangkat bahan bakar yang menunjukkan pola pemuatan bahan bakar dalam teras dari masing masing bahan bakar sesuai pengkayaan. Jumlah elemen bahan bakar 241 disusun dalam matrik 17 x

8 Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir, 10 Oktober 2012 (79-91) Tabel 1. Kondisi Perangkat bahan bakar di dalam teras APR1400 Tipe Jumlah Pengkayaan % Jumlah rod Jumlah % berat perangkat FA Gadolinia A0 81 1, B0 28 3, B1 48 3,28/2,78 172/ B2 4 3,28/2,78 124/ C0 20 3,78/3,28 184/ C1 60 3,78/3,28 120/ Jumlah 241 HASIL DAN PEMBAHASAN Dari hasil perhitungan program MCNP5 diperoleh gambar model teras reaktor APR1400 kelihatan dari atas seperti pada gambar 2. Sedangkan gambar 3 adalah kelihatan dari samping atau ke arah tingginya. Ada 6 jenis perangkat bahan bakar yang dimodelkan yaitu perangkat bakar A0 dan B0. Jumlah batang bahan bakar 16 x16 dalam satu perangkat A0 dengan pengkayaannya 1,6%, di dalam teras pada siklus pertama terdapat 81 buah perangkat A0. Sedangkan perangkat B0 pengkayaannya adalah 3,28% dan di dalam teras terdapat 28 buah perangkat B0. Perangkat bakar B1 di dalam teras jumlahnya 48 buah sedangkan B2 hanya 4 buah berada di tengah teras. Dimana setiap perangkat B1 dan B2 di dalam teras pertama APR1400 memiliki gadolinium. Perangkat B1 terdiri dari 172 pin bahan bakar dengan pengkayaan 3,28 % dan 124 pin bahan bakar dengan pengkayaan 2,78 % dan 12 buah batang bahan bakar berisis racun dapat bakar gadolinium oksida. Sedangkan perangkat B2 di dalam teras awal APR1400 ada 16 buah dengan jumlah batang bahan bakar 172 yang pengkayaannya 3,28 % dan 52 buah batang bahan bakar yang pengkayaannya 2,78 % serta 12 buah batang bahan bakar racun dapat bakar. Perangkat C0 terdiri dari 184 batang bahan bakar dengan pengkayaan 3,28% dan 52 batang bahan bakar dengan pengkayaan 2,78 tanpa racun dapat bakar. Perangkat ini didalam teras APR1400 ada 16 buah. Sedangkan perangkat C1 terdiri dari 120 batang bahan bakar dengan pengkayaan 3,78% dan 100 batang bahan bakar dengan pengkayaan 3,28% serta 16 buah batang racun dapat bakar. Hasil pemodelan menunjukan kesesuaian dengan kebenaran yang sesuai dengan posisi dan komposisinya. Gambar 2 adalah posisi 241 buah perangkat bakar di dalam teras APR1400 desain KHNP (Korean Hydro and Nuclear Power), Korea. Nilai k eff teras APR1400 dapat dilihat pada tabel 2 Nilai k eff teras ini tidak jauh berbeda dari referensi yang ada hanya berbeda sekitar 1,0 %. Namun kecendrungannya nilai yang diperoleh lebih kecil dari nilai referensi. Hal ini disebabkan mungkin metode dan tampang lintang yang digunakan untuk menghitung nilai keff berbeda degan referensi. Sumber deviasi ini juga disumbangkan oleh model yang digunakan ada 87

9 Perhitungan Kritikalitas Desain Teras APR1400 Dengan MCNP5 (Elfrida Saragi, Tukiran S.) beberapa penyederhanaan karena kurang lengkapnya data yang diperoleh. Nilai konsentrasi boron pada saat teras kritis adalah 1390 ppm yang artinya bahwa jika reaktor pada saat beroperasi dimasukkan boron cair dengan jumlah konsentrasi lebih besar dari 1390 akan menjadikan kondisi reaktor subkritis, sedangkan menurut referensi kondisi reactor subkritis 1400 ppm. Hal ini ada perbedaan namun tidak signifikan, sehingga desain teras teras APR1400 sangat baik karena bersifat low boron consentration yang dapat menyebabkan desain teras OPR1400 dengan desain KHNP sangat diminati khusunya di Korea. Gambar 2. Penampang atas teras APR1400 dari atas Gambar 3. Penampang atas teras APR1400 ke arah tinggi 88

10 Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir, 10 Oktober 2012 (79-91) Tabel 2. Nilai k eff teras APR1400 Parameter Keff Ref [7] BOC, tanpa boron, dingin, tanpa Xe (20 o C) 1,202 1,214 BOC, tanpa boron, Panas, tanpa Xe (290 o C) 1,142 1,155 Gambar 4. Nilai Keff fungsi konsentrasi boron Dari gambar 4 diketahui bahwa nilai konsentrasi boron pada saat teras APR1400 kritis adalah 1390 ppm sedangkan pada desainnya sekitar 1400 ppm, sehingga dikatakan teras APR1400 desain HKNP, Korea bersifat low boron consentration yang artinya untuk membuat reaktor subkritis dibutuhkan konsentrasi boron yang rendah dibanding tipe reaktor yang sejenis yaitu APR1400. Sedangkan teras APR nilai konsentrasi boron sekita 1400 ppm [8]. Jika nilai konsentrasi boron rendah hal ini sangat mendukung pada nilai koefisien reaktivitas moderator yang lebih negatif yang artinya umpan balik negatif dari moderator sangat baik. Jika jumlah boron lebih besar di dalam moderator dapat menyebabkan kerugian bagi reaktor tersebut baik dari segi keselamatan maupun korosinya. Sehingga diinginkan nilai konsentrasi boron yang lebih kecil didalam desain teras PWR. Hal ini juga menyebabkan konsentrasi litium di dalam moderator sangat minimal sehingga mengurangi korosi terhadap kelongsong. Tabel 3. Nilai k-eff pada kondisi BOL k-eff - 50 o C - 25 o C Suhu operasi + 25 o C + 50 o C normal BOL 1,150 1,147 1,142 1,137 1,133 BOL= begining of life 89

11 Perhitungan Kritikalitas Desain Teras APR1400 Dengan MCNP5 (Elfrida Saragi, Tukiran S.) Dari tabel 3 dapat dilihat bawa semakin turun suhu moderator maka nilai k-eff semakin besar dan jika suhu pendingin bahan bakar dinaikkan maka nilai k-eff akan turun. Maka berdasarkan hasil perhitungan tersebut koefisien reaktivitas suhu moderator pada teras awal siklus adalah negatif sehingga dapat dikatakan bahwa umpan balik reaktivitas dari moderator sangat baik dan merupakan faktor utama keselamatan pada dirinya sendiri yaitu inherently safety sesuai dengan desain keselamatan APR1400. KESIMPULAN Hasil perhitungan program MCNP5 menunjukkan bahwa nilai K eff teras APR1400 tanpa boron, bersih dan dingin adalah 1,20223±0, Hal ini sesuai dengan hasil desain pada SSAR APR1400. Parameter neutronik seperti koefisien reaktivitas suhu bahan moerator bernilai negatif dan teras APR1400 bersifat undermoderated sehingga dari segi keselamatan memenuhi standar disain. Konsentrasi boron pada moderator pada saat kristis adalah 1390 ppm sehingga dapat dikatakan teras APR1400 bersifat low boron consentration. DAFTAR PUSTAKA 1. AUNG THARN DAING, MYUNG-HYUN KIM, Engineering Design Feasibility of Low Boron Concentration Core in PWR Document, KEPCO Nuclear Fuel Company, Rep. of Korea, GLASSTONE, S., Sesonske, A., Nuclear Reactor Engineering, Van Nostrand Reinhold Company, New York, ROKHMADI, SEMBIRING TM., Perhitungan Kritikalitas MCNP4C-2 pada teras benchmark kisi bahan bakar PWR dengan lubang air dan pertubing rod, Proseding Seminar Nasional ke-16 Teknologi dan Keselamatan PLTN serta Fasilitas Nuklir, ITS, Surabaya, 28 Juli SANG YOUN JEON, NAM GYU PARK, GYU TAE CHOI and HYEONG KOO KIM, An Investigation on the Hold down Margin using Monte-Carlo Algorithm for the PWR Fuel Assembly, Korea Nuclear Fuel Co. Ltd., 493 Deogjin-Dong Youseong-Gu Daejeon, Korea SSAR APR1400 chapter 4, Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd THOMPSON, T.J. BECKERLEY, J.G., The Technology of Nuclear Reactor Safety, The M.I.T Press, Massachusetts,

12 Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir, 10 Oktober 2012 (79-91) 7. TUKIRAN S, IMAN K, Analisis karakteristik perangkat bahan bakar maju teras PWR, Proseding Seminar Nasional ke-16 Teknologi dan Keselamatan PLTN serta Fasilitas Nuklir, ITS, Surabaya, 28 Juli "Simplified Passive Advanced Light Water Reactor Plant Program, PWR Standard Safety Analysis Report, 4th Volume, DE-AC03-90SF18495, Westinghouse Electric Corporation, DAFTAR RIWAYAT HIDUP 1. Nama : Elfrida Saragi 2. Instansi / Unit Kerja : PPIN - BATAN 3. Pekerjaan / Jabatan : Staf Bidang Komputasi/ Peneliti 4. Riwayat Pendidikan : S1 Fisika, FMIPA -USU 5. Pengalaman Kerja : Batan mulai tahun 1991 sampai sekarang 6. Organisasi Profesional : - Publikasi Ilmiah yang pernah disajikan/diterbitkan : Elfrida Saragi 1,Tundjung Indrati Y 2, Moch Setyadji 3, Analisis Panas Steady State pada Rancang Bangun Tungku Kalsinasi ZrO 2 Berbasis Metoda Elemen Hingga, ISSN , Risalah Lokakarya Komputasi Dalam Sains Dan Teknologi Nuklir 2010, Tangerang Selatan, 14 Oktober 2010 E. Saragi,Transient Temperature Distribution Analysis at an Orthotropic Metal Bar by Finite Element Method, The 2nd International Conference On Advances in Nuclear Science and Engineering 2009-ICANSE 2009, Bandung, Indonesia 3-4 November 2009, AIP (American Institute of Physics), Melville, New York 2010 Elfrida Saragi, Solusi Numerik Aliran Laminar Dalam Sistem Perpipaan dengan Fluks Panas Seragam, ISBN: , Prosiding Seminar Nasional Matematika Dan Pendidikan Matematika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan, Universitas Negeri Yogyakarta, 27 November 2010 dan lain-lain 91