PENENTUAN FRAKSI BAKAR BAHAN BAKAR REAKTOR KAR TINI BERD ASARKAN PERBAND IN G AN AKTIVIT AS BASIL BELAH CS137

Transkripsi

1 Proseding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah PPNY-BATAN, Yogyakarta Juli 1999 Buku I 131 PENENTUAN FRAKSI BAKAR BAHAN BAKAR REAKTOR KAR TINI BERD ASARKAN PERBAND IN G AN AKTIVIT AS BASIL BELAH CS137 Y. Sardjono, M. Salman S., Edi Triyono BS PPNY -BArAN Widodo Budi Mahasiswa Pasca Sarjana Jurusan Fisika UGM ABSTRAK PENENTUAN FRAKSI BAKAR BAHAN BAKAR REAKTOR KARTINI BERDASARKAN PERBANDINGAN AKTIVITAS HASIL BELAH Cs137. Telah dilakukan penentuan fraksi bakar(burn-up) bahan bakar reaktor Kartini berdasarkan perbandingan aktivitas Cs137 pada elemen bakarreaktor yang sudah diketahui nilai burn-upnya. Pengamatan ditekankan pada pengamatan aktivitas hasil belah bahan bakar, khususnya isotop produk fisi Cs137. Besarnya burn-up bahan bakar dihitung berdasarkan metode perbandingan yaitu membandingkan dengan bahan bakar yang telah diketahui burn-up nya. Dari pengukuran ini diperoleh besarnya burn-up bahan bakar tertinggi dan terendah per elemen bahan bakar adalah bahan bakar nomer seri 3216 dan 6726 yaitu masing masing 0,2339 gr dan 0,0062 gr, Sebagai pembanding hasil pengukuran adalah digunakan hasil perhitungan dengan memakai paket program TRlGAP. Dari perbandingan tersebut disimpulkan bahwa hasil penegukuran memiliki perbedaan sekitar 10 % dengan hasil perhitungan. ABSTRACT DETERMINA]'ION OF BURN-UP FUEL ELEMENT OF KARTINI REACTOR BASED ON COMPARISON OF THE Cs1~7 ACTIVITY FISSION PRODUC7: Determination of burn-up fuel.element of Kartini reactor based on the Cs -137 fission product activity has been done. The purpose of the research was to determinate burn-up of the Kartini reactor fuel element. Data of the research were collected by investigatio'1 of the fuel element activity, especially C s -137 fission product. The value of the fuel element burn-up was calculated based on comparative methode, i. e. by comparating to fuel element burn-up which has been known. From the result of experiment of burn-up ofuel element it could be concluded that the higher and lower fuel burnup were and for each serial number 3216 and 6726, respectively. If compared with calculation by using TRIGAP code, the deviation was 10 % lower than experiment. PENDAHULUAN F raksi bakar (burn-up) bahan bakar adalah merupakan besarai:t yang mutlak hams diketahui dalam setiap elemen bakar, baik itu elemen bakar yang sedang berada di dalam teras ataupun yang berada di luar teras yaitu di bulk shielding (spent fuel storage). Hal ini penting karena untuk keperluan penggantian bahan bakar (refueling) ataupun perubahan posisi elemen bakar di dalam teras (resujling) untuk mencapai distribusi dad tingkat fluks neutron yang diinginkan, sedangkan nilai burn-up untuk bahan bakar bekas perlu diketahui karena untuk mempertimbangkan apakah masih ekonomis atau tidak jika sisa U-235 dalam elemen bakar tersebut dipisahkan dati isotop-isotop hasil belah yang lain (reprocessing).(l) Banyak metode/cara yang hams ditempuh untuk menentukan nilai burn-up, yaitu baik cara ISSN merusak (destructive) dan cara tidak merusak (non destructive). Mengingat begitu besarnya aktivitas isotop produk fisi yang terbentuk, maka metode merusak sangat sulit untuk dilakukan sebab jika hal ini dilakukan maka hams disediakan laboratorium khusus yaitu fasilitas hotcell yang biayanya tidak sedikit dad menurut ketentuan sangat sulit perijinannya dari IAEA. Untuk cara tak merusak sangat mudah dilakukan karena hanya menyiapkan biological shielding dad sistem detektor semikonduktor yang daya pisahnya terhadap energienergi isotop produk fisi sangatinggi. (2,3) Jutaan produk fisi yang' terdapat dalam t ahan bakar, akan tetapi tidak banyak produk fisi yang memiliki umur paro yang berorde puluhan tahun seperti Cs-137 maka pada pengukuran fraksi bakar bahan bakar dipilih produk fisi Cs-137 tersebut. Hasil fisi Cs-137 terbentuk secara langsung dad mempunyai umur paro 30 tahun maka neutron basil Y. Sarqjono, dkk.

2 132 Buku I Proseding Pertemuan dan Presentasi Itmiah PPNY-BATAN. Yogyakarta Juti 1999 fisipun kemudian akan bereaksi lagi dengan bahan fisil dan memberikan reaksi pembelahan berikutnya dan peristiwa ini akan terjadi terus-menerus sehingga terjadi reaksi berantai. Selama reaktor beroperasi, U-235 akan terbakar dan menyusut sampai suatu saat perlu acta penggantian. Dalam melakukan penggantian bahan bakar reaktor tidak boleh dikerjakan sembarangan karena bersifat sangat radioaktif, dan hams diperhatikan apakah bahan bakar tersebut telah mencapai tingkat penyusutan yang dikehendaki. Dengan demikian untuk keperluan penggantian bahan bakar reaktor ini diperlukan penentuan fraksi bakar dari bahan bakar tersebut.(2,3.5) Aktivitas radiasi dati beberapa isotop produk fisi, dapat dipakai untuk menen-tukan fraksi bakar bahan bakar U -235 di dalam elemen bahan bakar. Fraksi bakar tersebut ditentukan dengan cara mencari kesebandingan produk fisi terhadap jumlah atom U- 235 yang merilbelah. Tidak semua aktivitas produk fisi dapat dipakai untuk menentukan fraksi bahan bakar, tetapi hanya produk fisi yang memiliki umur para panjang dapat yang dipakai untuk menentukan fraksi bakar, diantara produk fisi yang dimaksud adalah seperti Cs-134 dan Cs-137. Untuk mengamati kedua isotog tersebut diperlukan peralatan gamma scanning. 2) Pengetahuan tentang fraksi bakar bahan bakar sangat bermanfaat bagi pemakaian reaktor dan penggunaan bahan bakar secara efektif. Evaluasi untuk menetapkan apakah bahan bakar reaktor sudah perlu diganti atau belum, maka diperlukan data fraksi bakar bahan bakar. Data fraksi bakar bahan bakar dapat ditentukan melalui perhitungan dan pengukuran. Data fraksi bakar bahan bakar sangat penting artinya karena menyangkut segi ekonomi dan efisiensi penggunaan bahan bakar. Berdasarkan uraian tersebut, maka penentuan fraksi bakar bahan 'bakar perlu dilakukan. CARA KERJA Peralatan yang dipergunakan dalam penentuan fraksi bakar bahan bakar reaktor Kartini berdasarkan aktivitas produk fisi Cs-137 adalah :serangkat penatah gamma yang terdiri dari kolimator berdiameter 1 m~ dad tempat bahan bakar. Kemudian seperangkat sistem spektrum gamma yang terdiri dari detektor germanium kemurnian tinggi Hp-Ge, penguat awal, penguat, MCA, tegangan tinggi dad unitpengolahan data. Sebelum dilakukan pengukuran fraksi bakar bahan bakar maka dilakukan lebih dahulu kalibrasi tenaga dad kalibrasi efisiensi. Kondisi pencacahan seperti pada kalibrasi tenaga yaitu dengan meletak- Y. Sardjono, dkk. kan sumber standar Eu-I52 pacta jarak tertentu 20 cm kemudian dilakukan pencacahan selama 600 sekon. Setelah kaki-kaki dari puncak tenaga yang muncul ditandai, kemudian dicatat cacah'netto yang terbaca pacta layar MCA. Setelah itu ditung besarnya efisiensi detektor. Pengukuran Aktivitas C.-I37 dari bahan bakar yaitu dengan mrletakkan bahan bakar tipe 102 ke dalam wadah bahan bakar pacta rak pencacahan, letakkan detektor pacta rak pengukuran penatah gamma dengan mengatur p,?sisi kalimator pacta posisi nol (posisi paling atas) dari bahan bakar pacta rak wadah bahan bakar kemudian dilakukan pencaccahanseperti pacta percobaan kalibrasi tenaga dad efisiensi. Pengolahan data 1. Untuk menentukan besamya fr1lksi b1lkar bahan b1lkar dalam penelitian ini dipergun1lkan metode perbandingan, yaitu membandingkan dengan bahan b1lkar yang telah diketahui bum-upnya. Oleh karena bahan b1lkar sampel yang 1Ikan dipergun1lkan sebagai standar belum selesai dibuat m1lka dalam penelitian ini yang dipergun1lkan sebagai standar ialah bahan b1lkar nomor Bahan b1lkar Domer 6726 mula-mula dicacah (dideteksi) 1Iktivitas produk fisi Cs-137 dengan prosedur pencacahan seperti yang t~lah diuraikan dalam bagian C.3. Setelah selesai pencacahan kemlj:dian bahan b1lkar Domer 6726 diiradiasi selama 6 jam. di ring F dengan tingkat daya reaktor 100 kw. 3.Sebelum dilakukan pencacahan, bahan bakar Domer 6726 didinginkan dahulu dengan w1lktu pendinginan 4,01 x 105 detik agar paparan radiasinya memungkinkanuntuk dicacah. 4.Setelah paparan radiasinya memenuhi persyaratan pencacahan, m1lka bahan b1lkar Domer 6726 dicacah dengan prosedur seperti yang dilakukan pada bahan b1lkar sebelum diiradiasi. Dari hasil pencacahan temyata ada kenaikan aktivitas Cs-137 jika dibandingkan dengan sebelum diiradiasi. Kenaikan aktivitas Cs-137 ini dipergun1lkan sebagai dasar perhitungan fr1lksi b1lkar bahan b1lkar. HASILDAN PEMBAHASAN Dari basil pengukuran bum-up bahan babar seperti pada cara ~ersebut di atas maka dapat diringkas dalam Tabel 1. ISSN

3 Proseding Pertemuan don Presentasi /lmiah PPNY-BATAN. Yogyakarta /4- /5 Juli /999 Buku I 133 Tabell. Ringkasan hasif pengukuran burn-up bahan bakar. Ia ~ 12 1.D14 ~ ~ 311 i.d :~». i '6 ~ ah ~But".upBa~8ak~rNo.3M ( X~O 1 Gambar 3. Grafik burn-up bakar No Sedangkan detail basil pengukuran fraksi bakar untuk setiap elemen bakar dapat dilihat pada Gambar 1 sid 14 Gambar 1. Grafik burn-up bakar No _.~..,.., Gambar 6. Grafik burn-up bahan bakar No ISSN Y. Sardjono, dkk.

4 134 Buku I Proseding Pertemuan dan Presentasi Itmiah PPNY-BATAN. Yogyakarta Juti 1999 ~ ~I,Q ~ "I,Q ~I 'u; '~ :1 ~ "o.zburn.up Sa... Bat" No.3tH C ~O 1 Gambar 7. Grafik burn-up bakar No I8h ṙ E. 2.,. t. i,. II,..Q,. I:. II n.co.q. ",. -ltas ~~~~~:::- -===~~~~ :::::::::::=:~:::::::::::::::: ===:::: = ~..n'..0.-= ~~=~~~~=== =~~~ ';. "; Q.,. :::::::::::::::::::= === -~ Bum-Up Blh" Blklr No.32,J;it x 1(- gr) t Gambar 11. Grafik burn-up bahan bakar No atas I E~~~~-- ~~~~ Gambar 12. Grafik burn-up bahan bakar No H 1.11 U U,, Blim-Up Bahl. Blur No.~282 ( x d If) Gambar 9. Grafik burn-up bahan bakar No alas ~I: :~~~~~~ ===~.D = = : Q ~ II = --Co - In C1I --: == ::: -: = --'.:: :::: ---:: ' l II : M.-. ~ "I ~ ~ ~ ~ ---~ ~ ~ ~ ~ j:~ ::::- :::=:.3"" =--anc.c 1. CI 21 M ~ ::_ f Burn-Up Bahan Bakar No.3281 ( x 10-4 grj Gambar 10. Grafik burn-up bahan bakar No : Gambar 13. Grafik burn-up bahan bakar No Y. Sardjono, dkk. ISSN

5 Proseding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah PPNY-BATAN. Yogyakarta /4 -/5 Juti /999 Buku I 135 Besarnya waktu mati dalam pencacahan selalu berubah untuk tiap-tiap posisi bahan bakar tetapi hal ini diatasi dengan besarnya live time dalam layar MCA.Penempatan dad ukuran k;olimator. Manfaat kolimator adalah untuk mereduksi sinar gamma sehingga sumber gamma (bahan bakar) dapat dianggap sebagai 'sumber titik. Karena fungsi ini maka peranan kolimator sangat menentukan besar kecilnya foton gamma pacta bahan bakar yang dideteksi. Ukuran kolimator (lebar kolimator) yang dipergunakan dalam penelitian ini adalah I mm (diameter) ini merupakan diameter terkecil yang dapat diperoleh. Kesalahan penempatan kolimator tidak dapat dikoreksi, karena disain dari sistem pengukur burn-up bahan bakar sudah dibuat permanen. Jika dibandingkan dengan data basil perhitungan bum-up bahan bakaryang ada di data base subid. bahan bakar reaktor (dari perhitungan program TRIGAP) bahwa terdapat 9 bahan bakar yaitu bahan bakar Domer : 3205, 3209, 3216, 3219 E, 3234, 3264, 3290, 6726 dan 9354 ternyata sesuai dengan basil perhitungan, sedangkan 6 bahan bakar, yaitu Domer : 3224, 3261 E, 3282, 3287 E, 6688 dan 6710 tidak sesuai dengan basil perhitungan. Bila dilihat persentase yang sesuai dengan basil perhitungan maka terdapat 60 persen dan yang tidak sesuai ada 40 persen, hal ini dapat dikatakan bahwa metode ini cukup baik. Beberapa hal yang mungkin menyebabkan ketidak sesuaian antara basil pengukuran dan basil perhitungan antara lain :perubahan respon sistem deteksi yang paling nampak adalah adanya perubahan "waktu mati" yang m~ngakibatkan bergesernya kurva tenaga pada layar monitor MCA. Perubahan ini dapat diatasi karena sebagian besar bahan Qakar yang dideteksi hanya menghasilkan puncak tenaga untuk Cs-137 (662 key) dan Co-60 untuk bahan bakar tipe 104. ISSN Pengaruh operasi reaktor selama pencacahan Fasilitas penentuan fraksi bakar ini terletak di dalarn reaktor hall. Hasil pengarnatan menunjukkan bahwa operasi reaktor berpengaruh terhadap waktu mati dari sistem deteksi, hal ini terlihat (terbukti) dengan tidak tetapnya skala "waktu mati" pacta MCA. Perubahan "waktu mati" ini disebabkan karena pengaruh gamma yang berasal (dihasilkan) selarna reaktor beroperasi, meskipun jika diukur aktivitas garnmanya relatif kecil. Kalibrasi tenaga dan kalibrasi energr tidak menggunakan sumber yang memiliki bentuk geometri sarna dengan geometri bahan bakar, Hal ini tidak dapat diatasi karena dalarn penelitian ini tidak tersedia sumber standar Cs-137 yang memiliki geometri sarna dengan geometri bahan bakar yang dideteksi. Kesalahan dari waktu pendinginan (waktu tunda) yang sebenarnya bukan dari bahan bakar sejak dipindah di bulk shielding akan tetapi dari saat akhir iradiasi di dalarn teras reaktor. Pencacahan bahan bakar setiap 2 cm mungkin terlalu kasar, sehingga belum dapat mencakup seluruh bagian bahan bakar. Dari hasil penarnpilan Garnbar 2 sid 15 terlihat bahwa harga fraksi bakar di bagian ujung bawah bahan bakar realtif lebih tinggi dibandingkan dengan nilai fraksi bakar di bagian ujung atas bahan bakar, hal ini disebabkan oleh pengaruh pqsisi batang kendali diwaktu reaktor beroperasi yaitu bahwa batang kenda,li selalu di atas posisi bawah sehingga fluks netron dibagian bawah lebih besar dibanding di bagian atas bahan bakar sehingga reaksi U235 dengan netron semakin tinggi dan otomatis fraksi bakar di bagian bawah bahan bakar lebih tinggi. Y. Sardjono, du.

6 Buku I Proseding Pertemuan dan Presentasi llmiah PPNY-BATAN, Yogyakarta Juli 1999 Dari hasil Garnbar 2 sid 15 juga menggarnbarkan bahwa nilai fraksi bakar di bagian tengan bahan bakar paling tinggi, hal ini sesuai dengan bukling aksial teras reaktor yaitu di bagian tengah tinggi (sesuai dengan fungsi cosinus). Tapi akibat pengaruh batang kendali titik puncak fungsi cosinus terse but cenderung bergeser ke arab bagian bawah teras. KESIMPULAN Berdasarkan hasil penentuan nilai bum-up bahan bakar maka dapat disimpulkan bahwa : 1. Dengan metode perbandingan, yaitu membandingkan dengan bahan bakar yang telah diketahui bum-upnya dapat di1akukan penentuan bum-up bahan bakar reaktor Kartini berdasarkan aktivitas produk fisi Cs Hasil pengukuran bum-up dengan perangkat penatah gamma yang ada di reaktor Kartini diperoleh hasil yang cukup baik jika dibandingkan dengan nilai bum-:up hasil perhitungan dengan program Trigrap yaitu dengan perbedaan 10 %. DAFTAR PUSTAKA 1. DUDERSTADT JAMES J., HAMILTON LOUIS J, 1976., "Nuclear Reaktor Analysis", New York: John Wiley and Sons. 2. KAPLAN IRVING, 1962., "Nuclear Phy-sics", London: Addison-Wesley Publishing Company. 3. KARL O. OTT, WINFRED A BEZELLA, 1983., "Nuclear Reactor Statics", USA: American Nuclear Society La Grange Park. 4. KEEPIN, G.R., 1965., "Physics of Nuclear Kinetics", Reading Mass: Addison Wesley. 5. KENNETH S. KRANE; 1988., "Introductory Nuclear Physics", New York: John Wiley and Sons. 6. LAMARS, JOHN R., 1966., "Introduction to Nuclear Reactor Theory", New York: Addison- Wesley.. 7. LEDERER et al.; 1967., "Table of Isotopes, Sixth Edition", New York: John-Wiley and Sons. 8. PHILIP R.. Bevington, 1969., "Data Reduc-tion and Error Analysis For The Physical Sciencess", New York: Mc Graw-Hill Book Company. 9. WALTER E MEYERHOF, 1987., "Elements of Nuclear Physics", Third Edition, Tokyo: Mc Graw -Hill International Book Company. 10. WISNU SUSETYO, 1988., "Spektrometri Gamma", Y ogyakarta : Gadjah Mada University Press. TANYAJAWAB Ma'sum Ischaq -Ketika reaktor shut-down, dianggap bahan bakar tidak terbakar (?), padahal reaksi pembelahan selalu terjadi, sehingga terjadi kesalahan dalam perhitungan burn-up. Bagaimana bisa pengukuran yang realtif dib'andingkan dengan perhitungan bum-up yang juga salah? Apa tidak sebaiknya Trigap saja yang dianggap benar? Y. Sardjono :- Setiap computer code punya karakter tersendiri sesuai dengan asumsi yang dilakukan dalam pemodelan yang diambil. Seperti TRIGAP; tidal bisa mengukur burn-up per elemen tetapi per zone. Jadi tidal dapat mencirikan kondisi operasi yang seungguhnya. Tegas Sutondo -Perbandingan BU di sini dilakukan terhadap basil perhitungan TRIGAP yang memberikan perbedaan 10 %. Mana yang lebih akurat basil prediksi BU tsb? (TRIGAP atau pengukuran aktivitas Cs-137) mobon penjelasan. Y. Sardjono -Dalam hal ini tidak dapqt memberikan mana yang akurat..pengukuran ada sumber kesalahan dari bahan bakar yang sudah diketahui burn-upnya..program TRlGAP, tidak dapat menghitung perelemen. Endiah Puji Hastuti -Manakah yang lebih dipercaya, perhitungan fraksi bakar BB menggunakan pengukuran y scanning ataukah hasil perhitungan TRIGAP? Mengingat.Trigap tentu menggunakan asumsi-asumsi tertentu yang belum tentu tepat dad kemungkinan adanya kesalahan perhitungan...panjangnya sejarah bahan bakar dengan berbagai variasi clara reaktor Y. Sardjono -Baik TRIGAP dan pengukuran semua ada kesalahan. Y. Sardjono, dkk. ISSN