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

Transkripsi

1 ISSN 0 - Tukiran S., dkk. ANALISIS PENGARUH DENSITAS AHAN AKAR TERDAHAP FLUKS NEUTRON PADA TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR Tukiran S. dan Lily Suparlina Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - ATAN Kawasan Puspiptek, gedung 0 Serpong tukiran@batan.go.id ASTRAK ANALISIS PENGARUH DENSITAS AHAN AKAR 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 WIMS dan paket program difusi neutron atan-fuel. Hasil perhitungan teras silisida yang paling optimum adalah teras dengan densitas uranium, gu/cm. Fluks neutron termal di tengah teras adalah,0x0 n/cm 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, gu/cm dengan fluks neutron,0 x0 n/cm s ada di pusat teras dan di fasilitas iradiasi sekitar,x0 n/cm s. Fluks neutron ini cukup memadai untuk digunakan mengiradiasi target di teras reaktor dengan panjang siklus 0 hari. Kata kunci: fluks neutron, densitas bahan bakar, reaktor riset, teras reaktor. ASTRACT 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 WIMS and atan- 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,0 x0 n/cm s. The higher fuel density the lower thermal neutron flux and also fast neutron flux in the center of the core with water hole inside. y 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, gu/cm with neutron flux,0x0 n/cm s at the center of the core and, x0 n/cm s at the irradiation position. The neutron flux is good enough used to irradiate target with the cycle length of 0 days. Keywords : neutron flux, fuel density, research reactor, core reactor. PENDAHULUAN rogram ATAN yang sedang berlangsung di PPusat 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, gu/cm () 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 0 gu/cm (). G-GAS menggunakan uranium silisida dengan kerapatan,9 gu/cm, apabila digunakan untuk peningkatan panjang siklus operasi, maka perlu dilakukan peningkatan kerapatan bahan bakar menjadi,;, atau, gu/cm. Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah - Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 0 Pusat Teknologi Akselerator dan Proses ahan - ATAN Yogyakarta, Juli 0

2 Tukiran S., dkk. ISSN 0 - erdasarkan penelitian, jika konfigurasi teras menggunakan kerapatan uranium, gu/cm maka panjang siklus operasi naik 0% (). 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, hingga, gu/cm dan molybdenum dari, hingga, gu/cm. Model teras yang digunakan dalam penelitian ini adalah teras setimbang G- GAS (). Dalam penentuan konfigurasi teras setimbang, beberapa batasan desain seperti fluks neutron termal, marjin reaktivitas padam dan nilai fraksi bakar dipakai sebagai batasan desain (). Seluruh parameter teras dihitung menggunakan kombinasi paket program WIMS () dan program atan-fuel (). Program WIMS digunakan untuk perhitungan sel untuk mendapatkan pustaka tampang lintang makroskopik, sedangkan program atan-fuel untuk melakukan perhitungan parameter neutronik teras reaktor riset. Program komputer ini telah tervalidasi dengan baik pada teras reaktor riset jenis MTR () dan hasil validasinya dibawah 0,%. Persamaan Penyusutan ahan akar Densitas nuklida dalam teras sebagai fungsi posisi (r) dan waktu (t) dapat digambarkan sebagai vektor densitas nuklida N(r,t)=[N (r,t),n (r,t),..,n K (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. δ Ν( r, t) = Τ( Φ, σ, λ) Ν( r, t) δ t () 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 () yang ditentukan melalui persamaan kritikalitas Μ ( Ν) Φ = F( Ν) Φ k eff () 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. K eff menyatakan faktor multiplikasi, yang merupakan eigenvalue dari persamaan di atas. Pemuatan dan Pergeseran ahan akar di Teras Selama pemuatan dan pergeseran bahan bakar, flux neutron diabaikan, hanya dipusatkan pada notasi matriks: Ν ( r,0) = S Ν ( r, τ ) + Ν j + j j j+ in ( r,0) () Dalam persamaan di atas, j dan τ masing-masing menunjukkan indeks dan panjang siklus teras. N j+ (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 j biasanya disebut sebagai matriks pergeseran, dan dengan menggunakan matriks tersebut dapat dibuat strategi pemuatan dan pergeseran bahan bakar. Vektor Ν j+ in menunjukkan komposisi bahan bakar segar yang dimasukkan kedalam teras pada awal siklus. Formula matematis untuk kondisi teras setimbang: j+ j N r, t = N r, t, 0 t j ( ) ( ) Sj + = Sj, semua j () j+ in j (,0) (,0) N r N r =, semua j in TATA KERJA atasan Desain Reaktor riset G-GAS didesain dapat dioperasikan pada daya nominal 0 MWth menggunakan 0 buah elemen bakar standar () dan buah elemen bakar kendali () didalam 0 0 kisi teras seperti ditunjukkan Gambar. Dua buah penyerap AgInCd jenis garpu (fork type) yang berfungsi untuk mengendalikan populasi neutron dimasukkan lewat sisi. 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:. Marjin reaktivitas padam adalah 0, %Δk/k.. FPD radial adalah,. Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah - Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 0 Pusat Teknologi Akselerator dan Proses ahan - ATAN Yogyakarta, Juli 0

3 ISSN0 - Tukiran S., dkk. K S P S RT J S F S H S G IP S F PN E D IP CIP IP HY HY C HY S NS IP HY A S 0 9 eryllium lock Reflector Keterangan: = Elemen akar Standar; = Elemen akar Kendali; E = Elemen Reflektor erilium; S = Elemen Reflektor erilium dengan Plug; IP = Posisi Iradiasi; CIP = Posisi Iradiasi Tengah; PN = Pneumatic Rabbit System; HY = Hydraulic Rabbit System. Gambar. Model dan konfigurasi teras reaktor Riset G-GAS (angka dalam kisi dan menunjukkan kelas fraksi bakar).. Fraksi bakar buang diasumsikan pada akhir siklus (EOC) untuk teras setimbang kesetimbangan reaktivitas, faktor puncak daya radial dan distribusi fluks neutron di fasilitas %. iradiasi. Parameter kesetimbangan reaktivitas. Fluks neutron termal di pusat teras >, x0 n/cm s. dihitung untuk mengetahui kecukupan reaktivitas lebih teras selama reaktor beroperasi dalam satu Perhitungan Sel siklus pada daya nominal 0 MWth. Disamping itu pula, akan diketahui kemampuan pemadaman Perhitungan sel bahan bakar silisida dan buah batang kendali yang ada di teras. molybdenum dilakukan dengan paket program Penentuan fluks neutron di pusat teras dan WIMS untuk menggenerasi konstanta kelompok fasilitas iradiasi merupakan hal penting yang difusi neutron dalam kelompok tenaga. Syarat dilakukan dengan metode difusi neutron atanbatas tenaga yang digunakan adalah 0 MeV, 0, FUEL. Hal ini dilakukan karena parameter tersebut MeV,,0 kev, 0, ev dan 0,0 ev. Disamping bergantung pada posisi di teras untuk iradiasi target. sebagai fungsi tenaga neutron, konstanta kelompok difusi yang dibangkitkan dinyatakan dalam fungsi Teras Setimbang jenis bahan bakar (silisida dan molibdenum), berat Teras setimbang adalah teras kerja yang U, kondisi Xe (tanpa dan setimbang) dan suhu mempunyai parameter neutronik yang tidak operasi (dingin dan panas). berubah secara signifikan.teras ini sudah tetap Perhitungan Teras walaupun ada penggantian maupun penggeseran bahan bakar di dalam teras.teras setimbang silisida Dalam desain neutronik teras reaktor riset, dan molybdenum dengan kerapatan tertentu parameter teras yang dihitung meliputi parameter dihitung untuk memperoleh parameter neutronik Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah - Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 0 Pusat Teknologi Akselerator dan Proses ahan - ATAN Yogyakarta, Juli 0

4 Tukiran S., dkk. ISSN 0 - dengan pola pemuatan bahan bakar /. Perhitungan dilakukan dengan paket program atan-fuel. Panjang satu siklus operasi teras yang optimum ditentukan berdasarkan reaktivitas lebih teras pada saat OC, dingin dan tanpa Xe (ρ ex ), reaktivitas lebih teras pada saat EOC, panas dan Xe setimbang (ρ EOC ) dan fraksi bakar buang. Jika parameter teras melebihi batasan desain, maka dilakukan perubahan strategi pemuatan dan pemindahan bahan bakar. Kemudian untuk tiap-tiap teras setimbang, dilakukan perhitungan k eff padaa kondisi cold dan hot. Langkah perhitungan yang dilakukan adalah: Ditentukan terlebih dahulu jenis/jumlah bahan bakar segar yang hendak dimasukkan padaa OC sehingga dapat ditentukan teras penuh (setimbang). Panjang siklus tiap teras setimbang ditentukan dengan memakai syarat batas bahwa ρ EOC reaktivitas untuk uji dan Xe override. Syarat batas ini dipakai agar teras dapat dioperasikan sampai akhir siklus yang diinginkan. Tabel. Hasil perhitungan parameter neutronik teras silisida. PARAMETER Si, Si, g Si, g g U/cc U/cc U/ccc Panjang siklus operasi 90/,00/ 0/ reaktor (MWD/hari) Fraksi bakar rerata OC 9, Fraksi bakar rerata EOC,, 0,,,0 Fraksi bakar buang,,, Reaktivitas teras lebih OC 9, dingin bebas xenon Reaktivitas lebih teras EOC, panas xenonn setimbang 0,, 0,, Margin reaktivitas padam -,9 -, -,0 minimum PPF radial,,, Fluks neutron (x 0 cm-s- ) CIP/IP posisi Fluks neutron termal rerata,,,0 Fluks neutron termal,0,9, Fluks neutron cepat rerataa,,9,0 HASIL DAN PEMAHASAN Teras Setimbang Silisida Hasil perhitungan nilai reaktivitas dan fraksi bakar sebagai fungsi panjang satu sikluss operasi untuk teras setimbang silisida dengan kerapatan, gu/cm ditunjukkanpada Tabel. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa panjang sikluss yang memenuhi batasan desain adalah hari dengan fraksi bahar, %. Sedangkan teras silisida dengan densitas, gu/cm mempunyai panjang siklus hari dan silisida dengan densitas, gu/cm panjang siklusnya hari. Fraksi bakar nya dibawah %. Nilai PPF juga tidak ada yang melampaui batasan yang telah ditetapkan yaitu, sehingga teras ini memenuhi kriteria keselamatan dari segi neutronik. Artinya bahwa dengan naiknya densitas bahan bakar maka panjang siklusnya bertambah namun besar fluks neutron termal dan fluks neutron cepatnya berkurang. Fluks neutron pada densitas, gu/cm adalah yang paling besar yaitu,0 x0 n/cm s terus menurun dengan naiknya densitas bahan bakar. Hal ini dapat dimaklumi karena fluks neutron rerata di dalam teras berbanding terbalik dengan sikma fisii pada konfigurasi bahan bakar dan volum teras reaktor yang sama. ertambahnya densitas bahan bakar berarti bertambahnya jumlah uranium di dalam bahan bakar sehingga jumlah sigma fisinya bertambah dan mengakibatkan fluks neutron berkurang. Gambar. Gambar. Fluks neutronn termal teras silisida. Distribusi fluks neutron cepat pada teras silisida. Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah - Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 0 Pusat Teknologi Akselerator dan Proses ahan - ATAN Yogyakarta, Juli 0

5 ISSN0 - Tukiran S., dkk. Gambar adalah profil distribusi fluks neutron termal. Dapat dilihat bahwa pada posisi di tengah teras yang berisi air mempunyai fluks neutron termal tertinggi pada densitas, gu/cm. Maka dapat dinyatakan bahwa teras yang paling optimal adalah pada teras silisida dengan densitas, gu/cm. 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, gu/cm. Gambar 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, x0 n/cm s. Untuk teras silisida dengan densitas, gu/cm dan, gu/cm memiliki fluks neutronya rebih rendah dibandingkan dengan teras dengan densitas,gu/cm 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, gu/cm namun berlaku sebaliknya. Jika panjang siklus yang dipilih maka perlu diperhatikan analisis sebagai berikut. Perhitungan teras silisida sesuai dengan konfigurasi teras pada Gambar dilakukan pada densitas, dan, g U/cm. Hasil perhitungan berupa parameter neutronik teras silisida, g U/cc ditunjukkan pada Tabel sedangkan untuk teras silisida, g U/cc ditunjukkan pada Tabel. Tabel. Parameter neutronik teras silisida, g U/cm. Waktu Panjang ρ ex operasi Siklus * ρ OC ex EOC * * ρ psr PPF radial (hari) (MWD) * * 0 00,,,, , 9.0,0,0 0 00,,,, 0 00, -,9 -,,9 Keterangan: * = Dengan operasi penuh 0 MWth; * = reaktivitas lebih awal siklus tanpa xenon * = reaktivitas lebih akhir siklus dengan xenon, * = marjin reaktivitas padam kondisi one stuck tod, * PPF rad Tabel. Parameter neutronik teras silisida, g Waktu operasi (hari) U/cm. Panjang Siklus * (MWD) ρ ex ρ ex EOC * ρ psr * PPF radial * OC * 0 00,, 9,, 0 900, 0,,,0 0 00,,,, ,,9,0. Keterangan: * = Dengan operasi penuh 0 MWth; * = reaktivitas lebih awal siklus tanpa xenon * = reaktivitas lebih akhir siklus dengan xenon, * = marjin reaktivitas padam kondisi one stuck tod, * PPF rad Teras silisida, dan, 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 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 terlihat bahwa bila mengggunakan batasan reaktivitas lebih teras di awal siklus 0 % dan nilai reaktivitas lebih teras akhir siklus % akan terpenuhi untuk waktu operasi reaktor sekitar 00 hari, karena untuk 00 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 hari dan 0 MWD. Hasilnya dapat dilihat pada Tabel. Untuk teras silisida dengan densitas, gu/cm dapat dilihat pada Tabel, dengan waktu operasi 00 MWD dari segi reaktivitas memenuhi kriteria keselamatan namun dari segi fraksi bakar melebihi batas yang ditetapkan yaitu %. Sehingga menurut hasil perhitungan bahwa panjang siklus operasi teras silisida, gu/cm dibatasi pada hari dengan jumlah energi 0 MWD. Hasil perhitungan panjang siklus dan parameter neutronik lainnya dirangkum pada Tabel. Teras Setimbang Molybdenum Dari hasil perhitungan teras setimbang didapat harga fraksi bakar teras awal dan akhir siklus yang terbagi ke dalam kelas fraksi bakar. esarnya 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. Fraksi bakar buang harus kurang dari % seperti yang disyaratkan pada Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah - Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 0 Pusat Teknologi Akselerator dan Proses ahan - ATAN Yogyakarta, Juli 0

6 Tukiran S., dkk. ISSN 0-9 awal perhitungan. Untuk teras molybdenum dengan densitas, gu/cm distribusi bahan bakar dalam teras terbagi dalam delapan kelas fraksi bakar, dengan fraksi bakar buang di akhir siklus sebesar,9 % untuk teras ini pada panjang siklus 900 MWD. Data distribusi fraksi bakar tersebut digunakan dalam perhitungan teras dengan paket program atan-diff 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. Dari beberapa hasil perhitungan teras dimensi yang berupa neraca reaktivitas itulah dapat ditentukan konfigurasi teras U9Mo yang optimal. Pada Tabel 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 0 MW selama 0 hari. Untuk teras dengan densitas, gu/cm fraksi bakar rerata awal siklus adalah,0 % dan fraksi bakar rerata akhir siklus adalah 9, % dan yang lainnya dapat dilihat pada Tabel, dengan demikian pembakaran rerata yang terjadi setiap siklusnya sekitar 0, %. Tersedianya reaktivitas lebih di awal siklus dengan kondisi dingin bebas xenon sebesar 9, % dan reaktivitas lebih akhir siklus kondisi xenon setimbang sebesar, % serta marjin padam minimum yang cukup serta faktor puncak daya radial maksimal kurang dari, yaitu, 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, gu/cm yang paling optimum karena fluks neutronnya paling tinggi yaitu,0 x0 n/cm s 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 0 hari. Gambar menunjukkan fluks neutron teras U9Mo di teras yang paling optimum yaitu pada densitas, gu/cm. Pada pusat teras besarnya fluks neutron termal sekitar,0 x0 n/cm s. Pada posisi iradiasi diperoleh besar fluks neutron cepat sekitar x0 n/cm s.fluks neutron ini sudah sesuai dengan yang diinginkan desainer dan parameter neutroniknya tidak ada yang dilampaui. Tabel. Hasil perhitungan parameter neutronik teras U9Mo. PARAMETERUmo Umo, Umo Umo,,g g U/cc, g g U/cc U/cc U/cc Panjang siklus 900/0 900/0 900/0 900/0 operasi reaktor (MWD/hari) Fraksi bakar,0 9,,0, rerata OC Fraksi bakar 9, 9,,,0 rerata EOC Fraksi buang bakar,9,,, Reaktivitas 9,,,, teras lebih OC dingin bebas xenon Reaktivitas,,,, lebih teras EOC panas xenon setimbang Margin reaktivitas padam minimum -, -,9 -, -, PPF radial,,,9, Fluks neutron (x 0 cm-s- ) CIP/IP posisi Fluks neutron,,,0,0 termal rerata Fluks neutron,0,,0,0 termal Fluks neutron,,0,9,0 cepat rerata Dari hasil perhitungan antara teras silisida dengan dan teras molybdenum dengan densitas yang sama yaitu, gu/cm 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, gu/cm maka fluks neutron cepat di teras yang berisi air (fasilitas iradiasi ) distribusi neutron cepatnya lebih rendah sedikit pada teras molybdenum (, ke x 0 n/cm s) hal ini disebabkan oleh karena sigma absorpsi pada energi Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah - Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 0 Pusat Teknologi Akselerator dan Proses ahan - ATAN Yogyakarta, Juli 0

7 0 ISSN0 - Tukiran S., dkk. 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, gu/cm. Fluks neutron termal di daerah tengah teras yang berisi air mempunyai fluks neutron termal,0 x0 n/cm s. 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, gu/cm dengan fluks neutron,0 x0 n/cm s ada di pusat teras dan di fasilitas iradiasi sekitar,x0 n/cm s. Fluks neutron ini cukup memadai digunakan untuk mengiradiasi target di teras reaktor dengan panjang siklus 0 hari. UCAPAN TERIMA KASIH Penulis mengucapkan terima kasih kepada PU PKPP-0 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. TUKIRAN,dkk., Desain Teras Setimbang untuk Mendukung Terbentukknya Teras RRI Proseding Seminar PPI-PDIPTN PTAP-atan Yogyakarta 0. Gambar. Fluks neutron pada teras molybdenum.. ARIE,., et al., Conversion Study From Oxide To Silicide Fuel For The Indonesian 0 MW Multipurpose Reaktor G.A. Siwabessy, Proc. of the th International Meeting on RERTR, Paris (99).. LIEM, P.H., et al., Fuel Management Strategy For The New Equilibrium Silicide Core Design Of G GAS (MPR-0), Journal of Nuclear Engineering and Design 0 (99).. SEMIRING, T.M., et al., Neutronic Design Of Mixed Oxide-Silicide Cores For The Core Conversion Of G-GAS Reactor, Journal of ATOM INDONESIA, () (00).. SUPARLINA, L. dan SEMIRING, T.M., Pembentukan Teras Setimbang Silisida 00 g G-GAS Melalui Teras Campuran Silisida 0 g dan 00 g, Seminar Ke- Teknologi Dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir, andung (00).. ASKEW, J.R. et al., A General Description Of The Code WIMS, Journal r. Nucl. Energy Soc. (9).. LIEM, P.H., Pengembangan Paket Program Difusi anyak Kelompok -Dimensi (atan- DIFF), Risalah Lokakarya Ke- Komputasi Dalam Sains dan Teknologi Nuklir, Jakarta (99). SEMIRING T.M., et al., Validation of atan s Standard Neutron Diffution Codes on IAEA enchmark Static Calculation,Journal of ATOM INDONESIA, ()(99). TANYAJAWA 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. Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah - Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 0 Pusat Teknologi Akselerator dan Proses ahan - ATAN Yogyakarta, Juli 0

8 Tukiran S., dkk. ISSN 0 - 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 MW. Uji bahan bakar uranium silisida sudah dilakukan, sedangkan uji bahan bakar uranium molybdenum belum bisa dilakukan di teras G-GAS karena fabrikasi bahan bakar belum bisa membuatnya masih terkendala. Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah - Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 0 Pusat Teknologi Akselerator dan Proses ahan - ATAN Yogyakarta, Juli 0