SIMULASI MCNP5 DALAM EKSPERIMEN KRITIKALITAS LARUTAN PLUTONIUM URANIUM NITRAT DENGAN REFLEKTOR AIR DAN POLYETHYLENE

Transkripsi

1 SIMULSI MCNP DLM EKSPERIMEN KRITIKLITS LRUTN PLUTONIUM URNIUM NITRT DENGN REFLEKTOR IR DN POLYETHYLENE Dinan ndiwijayakusuma, Topan Setiadipura, Zuhair Bidang Komputasi Pusat Pengembangan Informatika Nuklir BTN Program Studi Teknik Informatika Fakultas Ilmu Komputer Universitas Mercu Buana BSTRK SIMULSI MCNP DLM EKSPERIMEN KRITIKLITS LRUTN PLUTONIUM DN URNIUM NITRT DENGN REFLEKTOR IR DN POLYETHYLENE. Banyak perangkat kritik dibangun untuk memenuhi kebutuhan studi fenomena kecelakaan kritikalitas pada larutan fisil di fasilitas daur bahan bakar nuklir. Salah satu diantaranya adalah perangkat kritik SCMP. Di perangkat ini dikerjakan eksperimen kritikalitas menggunakan bejana silindris stainless steel berisi larutan plutonium- uranium nitrat (Pu+U nitrat). Sebanyak 7 eksperimen didemonstrasikan dengan reflektor air di semua sisi permukaan bejana larutan kecuali di bagian atas bejana. Makalah ini membahas simulasi transport Monte Carlo MCNP dalam eksperimen kritikalitas larutan Pu+U nitrat dengan reflektor air dan polyethylene. Simulasi MCNP dengan pustaka ENDF/B-VI memberikan hasil yang paling dekat dengan data eksperimen terutama pada kasus untuk varian geometri. Dibandingkan pustaka ENDF/B-V, perhitungan kritikalitas dengan pustaka ENDF/B-VI memberikan hasil lebih dekat dengan perhitungan MONK dimana bias perhitungannya < 0,%, khususnya pada kasus namun pada kasus B dan C simulasi MCNP dengan pustaka ENDF/B-V memberikan hasil dengan kecenderungan lebih baik dibandingkan pustaka ENDF/B-VI dengan bias perhitungan <,7% dan <,%. Secara keseluruhan dapat disimpulkan bahwa MCNP telah menunjukkan reliabilitasnya dalam simulasi kritikalitas larutan Pu+U nitrat. Kata kunci: kritikalitas, larutan Pu+U nitrat, ENDF/B-V, ENDF/B-VI, MCNP BSTRCT MCNP SIMULTION IN CRITICLITY EXPERIMENT OF PLUTONIUM URNIUM NITRTE SOLUTION WITH WTER ND POLYETHYLENE REFLECTORS. There are many critical assemblies have been built to meet the need of criticality accident phenomenon study on fissile solution at nuclear fuel cycle facilities. One of them is critical assembly SCMP. In this assembly the criticality experiments were carried out by using stainless steel cylindrical vessel containing plutonium-uranium nitrate solution (Pu+U nitrate). 7 Experiments have been demonstrated with water reflector at all surface areas of solution vessel except on the top vessel. This paper discusses simulation of Monte Carlo transport MCNP in criticality experiment of P+U nitrates solution with water and polyethylene reflectors. Simulation MCNP with ENDF/B-VI library gives closest results with experimental data, especially in the case for geometry variant. Compared to ENDF/B-V library, criticality calculations with ENDF/B-VI library give closer results with MONK calculations where its calculation bias is < 0.%, especially in the case but in the case B and C, MCNP simulation with ENDF/B-V library give results with a better tendency than ENDF/B-VI library with calculation biases of <.7% and <.%. ll in all, it can be concluded that MCNP has indicated its reliability in criticality simulation of Pu+U nitrate solution. Keywords: criticality, Pu+U nitrate solution, ENDF/B-V, ENDF/B-VI, MCNP

2 . PENDHULUN Banyak perangkat kritik dibangun untuk memenuhi kebutuhan studi fenomena kecelakaan kritikalitas pada larutan fisil di fasilitas daur bahan bakar nuklir. Salah satu diantaranya adalah perangkat kritik SCMP [] (Solution Criticality ssembly Machine - Plutonium) di WRE ldermaston. Di perangkat ini dikerjakan eksperimen kritikalitas menggunakan bejana silindris stainless steel berisi larutan plutonium dan uranium nitrat (Pu+U nitrat). Sebanyak 7 eksperimen didemonstrasikan dengan reflektor air di semua sisi permukaan bejana larutan kecuali di bagian atas bejana. Makalah ini membahas simulasi transport Monte Carlo MCNP [] dalam eksperimen kritikalitas larutan Pu+U nitrat dengan reflektor air dan polyethylene. Program MCNP dipilih karena banyak diaplikasikan dalam studi analisis fenomena nuklir di berbagai fasilitas nuklir seperti reaktor fisi [-], reaktor fusi [7-8] dan akselerator [9-0]. Komparasi simulasi MCNP dengan data eksperimen dan perhitungan Monte Carlo MONK juga didiskusikan dalam makalah ini. nalisis akurasi simulasi MCNP dalam eksperimen kritikalitas Pu+U nitrat dikerjakan dengan memanfaatkan pustaka data tampang lintang energi kontinu ENDF/B-V [] dan ENDF/B-VI [].. DESKRIPSI KONFIGURSI EKSPERIMEN Perangkat kritik untuk eksperimen kritikalitas didesain dengan bejana yang dapat dipertukarkan dengan sistem kendali yang sama. Eksperimen dilakukan dengan bejana silindris berjari-jari internal,7 cm,, cm dan, cm. Dinding bejana memiliki ketebalan 0, cm untuk silinder yang paling kecil dan cm untuk silinder lainnya. Variasi tinggi bejana adalah 07 cm dan 9, cm. Diagram skematik perangkat kritik larutan Pu+U nitrat diperlihatkan dalam Gambar. Gambar. Diagram skematik perangkat kritik larutan Pu+U nitrat.

3 Tabel. Geometri bejana eksperimen dan dimensi kritikalitas [] Eksperimen Larutan fisil Radius internal bejana Tinggi internal bejana Ketinggian kritis,7 ± 0,00, ± 0,0 8,99 ± 0,0, ± 0,0 9,, ± 0,0 9,89 ± 0,0,7 ± 0,0,0 ± 0,0 B B 8,99 ± 0,0, ± 0,0 9, 7,8 ± 0,07,9 ± 0,0 7 C, ± 0,0 9, 7, ± 0,0 Tabel. Komposisi isotopik larutan Pu+U nitrat [] Plutonium Uranium 9 Pu 0 Pu Pu 9,9 (wt%), (wt%) 0, (wt%) U 0,7 (wt%) 8 99,8 (wt%) U Tangki aluminium berdiameter internal 8 cm disusun pada sistem perangkat untuk mempertahankan reflektor air dalam setiap eksperimen agar tetap memiliki ketebalan cm di bawah teras. Plug (penyumbat) polyethylene setebal cm diletakkan di atas larutan fisil untuk mempersembahkan reflektor bersifat hidrogen infinit secara efektif pada bagian atas permukaan larutan. Setiap plug mempunyai plat stainless steel setebal 0,7 cm di bagian bawah. Celah anular 0, cm antara plug dan bejana ditujukan untuk aliran udara dan untuk Tabel. Deskripsi larutan Pu+U nitrat [] mengeluarkan larutan fisil. Teknik eksperimen terdiri atas pengukuran laju cacah neutron pada ketinggian demi ketinggian secara berurutan. Dengan menggunakan ekstrapolasi kuadrat terkecil (least square) dari kurva /cacah, ketinggian kritis dapat diprediksi. Geometri bejana eksperimen dan dimensi kritikalitas diberikan dalam Tabel. Komposisi isotopik larutan fisil disajikan dalam Tabel dan deskripsi detail dari larutan Pu+U nitrat disajikan dalam Tabel. Larutan B C H/Pu (atom) ± 7 ± ± N/Pu (atom), ± 0, 0, ± 0, 0,9 ± 0, Pu/(Pu+U) 0,7 ± 0, 0, ± 0, 0, ± 0, (wt%) Densitas (g/ml), ± 0,00,8 ± 0,00, ± 0,00 Normalitas,0 ± 0,0 0,9 ± 0,0 0,9 ± 0,0 Konsentrasi (mg/ml) Pu 0, ± 0, 8, ± 0,07 7,0 ± 0,08 U 8, ±, ± 0, 9, ± 0, NO 9 ± 97, ± 9,7 ± H O 87 ± 9 ± 9 ±

4 . MODEL SIMULSI MCNP Simulasi MCNP dalam eksperimen kritikalitas dilakukan dengan memodelkan geometri perangkat kritik larutan Pu+U nitrat secara rinci. Perangkat kritik dimodelkan dengan menggenerasi sel yang dibatasi oleh permukaan dalam dimensi. Sel kisi berbentuk silinder dibuat dengan jari-jari bervariasi yang diletakkan secara konsentris di dalam silinder berjarijari cm. Kedua silinder merepresentasikan bejana yang masing-masing diisi oleh air dan larutan fisil. Sel kisi silinder untuk merepresentasikan bejana yang diisi plug polyethylene dengan jari-jari kurang 0, cm dari jari-jari bejana larutan fisil juga dibuat dengan opsi yang sama. Parameter model geometri yang digunakan dalam simulasi MCNP disajikan dalam Tabel. Densitas atom larutan fisil diberikan dalam Tabel dan densitas atom material lainnya diberikan dalam Tabel. Tabel. Parameter model geometri dalam simulasi MCNP Eksperimen Radius internal bejana Tinggi internal bejana Tebal dinding sisi bejana Ketinggian kritis,7, 8,99, 9, 0,0, 9,89,7,0 8,99, 9, 7,8,9 7, 9, 7, Tabel. Densitas atom larutan Pu+U nitrat (atom/barn-cm) Eksperimen 9 Pu 0 Pu Pu U,90E-0,00E-0,000E-0,90E-0,00E-0,000E-0,90E-0,00E-0,000E-0,90E-0,00E-0,000E-0,000E-0,000E-0,000E-0,000E-0,000E-0,000E-0,0000E-07 7,000E-07,000E-0,000E-0,0000E-07 7,000E-07 7,00E-0,000E-0,8000E-07 7,000E-07,790E-0,790E-0,790E-0,790E-0,000E-0,000E-0 Tabel. Densitas atom larutan Pu+U nitrat (atom/barn-cm) (lanjutan) 8 U H N O Fe,700E-0,000E-0,800E-0,700E-0,000E-0,800E-0,700E-0,000E-0,800E-0,700E-0,000E-0,800E-0,0000E-08,0000E-08,0000E-08,0000E-08,00E-0 9,000E-0,900E-0,0000E-09,00E-0 9,000E-0,900E-0,0000E-09 9,900E-0,00E-0 9,000E-0,900E-0,0000E-09

5 Tabel. Densitas atom material lainnya (atom/barn-cm) Stainless steel 0L Polyethylene ir Fe Cr Ni H C H O,87E-0,E-0,09E-0 7,987E-0,99E-0,79E-0,E-0. HSIL SIMULSI DN DISKUSI Seluruh perhitungan dilakukan pada temperatur ruang ( o C) dan data eksperimen kritikalitas (k eff ) =. Hal penting yang diamati dalam simulasi MCNP dalam eksperimen ini adalah komposisi detail dari material struktur tidak diberikan dalam referensi eksperimen namun diasumsikan tidak akan berpengaruh terhadap hasil simulasi kritikalitas (k eff ). Tangki luar berisi air tidak pula dimasukkan dalam model perhitungan dan setidaknya air lebih tebal dari cm yang terpisah dari larutan fisil dipastikan tidak akan menghasilkan pengaruh yang perlu dipertimbangkan. Dalam MCNP, opsi KCODE sebagai kontrol kritikalitas diterapkan dan simulasi kritikalitas MCNP dieksekusi dengan.000 neutron per siklus untuk.00 siklus iterasi dimana 0 skipping siklus pertama dipancung untuk menghindari problema konvergensi sumber. Opsi KSRC dikerjakan untuk sumber neutron stabil yang diletakkan dalam larutan Pu+U nitrat. Jumlah neutron aktif total yang disimulasikan adalah Data hamburan neutron termal S(a, ß) untuk air ringan (LWTR0) dimasukkan dalam simulasi untuk mempertimbangkan interaksi neutron dengan hidrogen dalam larutan Pu+U nitrat pada energi di bawah ~ ev. Kondisi vakum dikenakan pada batas luar sistem perangkat kritik. Hasil simulasi MCNP dan komparasinya dengan perhitungan MONK disajikan dalam Tabel 7. Dari Tabel 7 dapat diperhatikan bahwa untuk perhitungan kritikalitas tujuh variasi geometri dan tiga variasi densitas larutan Pu+U nitrat, pada kasus hasil simulasi MCNP menghasilkan nilai k eff yang lebih mendekati data eksperimen (k eff = ) terutama untuk varian geometri dengan pustaka ENDF/B-VI yang memperlihatkan bias hanya 0,0%. Ini berarti MCNP menunjukkan akurasi yang cukup presisi dalam perhitungan kritikalitas perangkat kritik SCMP.

6 Tabel 7. Hasil simulasi MCNP (k eff ) dan komparasinya dengan MONK Kasus simulasi MONK (UKNDL) MCNP Pustaka ENDF/B-V,0 ± 0,00,0 ± 0,00089 (,008),009 ± 0,00,008 ± 0,00090 ((,00),0077 ± 0,00,00 ± 0,00090 (,007) 0,999 ± 0,00,009 ± 0,00089 (,007) 0,9978 ± 0,00 0,97 ± 0,00070 (0,97) 0,99 ± 0,00 0,98 ± 0,0007 (0,9879) 7 0,998 ± 0,00 0,989 ± 0,0007 (0,9887) Perhitungan MONK dinormalisasi menjadi,0000 MCNP Pustaka ENDF/B-VI,0080 ± 0,0009 (0,99),009 ± 0,00089 (0,997),00 ± 0,00090 (0,9987) 0,9998 ± 0,00090 (,000) 0,9 ± 0,00070 (0,98) 0,979 ± 0,00070 (0,988) 0,979 ± 0,0009 (0,98) Dapat kita perhatkan pula bahwa dibandingkan pustaka ENDF/B-V, perhitungan kritikalitas dengan pustaka ENDF/B-VI memberikan hasil lebih dekat dengan perhitungan MONK dimana bias perhitungannya < 0,%, khususnya pada kasus namun pada kasus B dan C simulasi MCNP dengan pustaka ENDF/B-V memberikan hasil dengan kecenderungan lebih baik dengan bias perhitungan <,7% dan <,%.. KESIMPULN Simulasi transport Monte Carlo MCNP dalam eksperimen kritikalitas larutan Pu+U nitrat telah dilakukan dengan reflektor air dan polyethylene. Pustaka data nuklir energi kontinu ENDF/B-V dan ENDF/B-VI dimanfaatkan untuk melengkapi analisis. Simulasi MCNP dengan pustaka ENDF/B-VI memberikan hasil yang paling dekat dengan data eksperimen terutama pada kasus untuk varian geometri. Dibandingkan pustaka ENDF/B-V, perhitungan kritikalitas dengan pustaka ENDF/B-VI memberikan hasil lebih dekat dengan perhitungan MONK dimana bias perhitungannya < 0,%, khususnya pada kasus namun pada kasus B dan C simulasi MCNP dengan pustaka ENDF/B-V memberikan hasil dengan kecenderungan lebih baik dibandingkan pustaka ENDF/B-VI dengan bias perhitungan <,7% dan <,%. Secara keseluruhan dapat disimpulkan bahwa MCNP telah menunjukkan reliabilitasnya dalam simulasi kritikalitas larutan Pu+U nitrat. DFTR PUSTK []. R.C. LNE and C. PRKER, Measurement of the Critical Size of Solutions of Plutonium and Natural Uranium Nitrates with Pu/U = 0,, WRE, September 999 []. F.B. BROWN, et al., MCNP General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version, L-UR , pril, 00 []. ÜNER COLK, VOLKN SEKER, Monte Carlo Criticality Calculations for a Pebble Bed Reactor with MCNP, Journal of Nuclear Science and Engineering, Vol. 9(), February 00 []. KIR KITMUR, et.al., Measurements and nalysis of Neutron Flux Distribution in UTR- KINKI, Journal of Nuclear Science

7 and Technology, Vol. 0 (), May (00) 9- []. HIROKI SONO, et.al., nalyses of Criticality and Reactivity for TRCY Experiments Based on JENDL-. Data Library, Proceedings of The 7-th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 00), Tokai, Japan, October 0-, 00 []. TGOR M. SEMBIRING and ZUHIR, Criticality Safety ssessment on the RSG-GS Fresh Fuel Storage for nticipating the Next Core Conversion Program, Proceedings of The 8-th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management (RRFM 00), München, Germany, March -, 00 [7]. S. STOH, H. IID, ITER Shielding nalysis by D Monte Carlo Method, Present Status and Problems of Particle Simulation by Monte Carlo Method, tomic Energy Society, Japan, 9, 000 [8]. F. MEKW, et.al., Benchmark Experiment on Silicon Carbide with D-T Neutrons and Validation of Nuclear Data Libraries, Journal of Fusion Engineering and Design, Vol. 8-9, p. 9-00, 00 [9]. K. TUCEK, J. WLLENIUS, W. GUDOWSKI, Coolant Void Worth in Fast Breeder Reactors and ccelerator-driven Transuranium and Minor-actinide Burners, nnals of Nuclear Energy, Vol., (00)78-80 [0]. MICHEL PLSCHY, CHRISTOPHE DESTOUCHES, GERLD RIMPULT and RKESH CHWL, Investigation of DS-Type Heterogeneities in the MUSE Critical Configuration, Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. (9) September (00) []. DLC-0/MCNPDT: Standard Neutron Cross Section Data Library Derived from ENDF/B-V for MCNP Version, Radiation Shielding Center, 99 []. J.S. HENDRICKS, S.C. FRNKLE, J.D. COURT, ENDF/B-VI Data for MCNP, Los lamos National Laboratory Report, L-89, 99 7