PROSIDING SEMINAR ABSTRAK

Transkripsi

1 PROSIDING SEMINAR PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLIR Pusat Teknoloi Akselerator dan Proses Bahan Yoyakarta, 27 Juli 20 KARAKTERISASI NEUTRONIK ELEMEN BAKAR RSG-GAS PADA OPERASI DAYA 30 MWTH MENGGU UNAKAN PAKET PROGRAM WIMSD-5B Jaja Sukmana, Taor MS, Jonnie A. Korua Pusat Reaktor Serba Guna BATAN, PUSPIPTEK Serpon, Taneran Selatan, ABSTRAK KARAKTERISASI NEUTRONIK ELEMEN BAKAR RSG-GAS PADAA OPERASI DAYA 30 MWth MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM WIMSD-5B. Telah disusun enerasi dan analisis neutronik elemen bakar reaktor RSG-GAS sebaai suatu library hasil perhitunan paket proram komputer WIMSD-5B denan menyelesaikan persamaan difusi neutron denan metode beda hina. Penyusunan karakterisasi neutronik ini diperlukan untuk analisis keselamatan neutronik teras seperti reaktivitas, kerapatan atom sisa, dan fraksi bakar RSG-GAS. Perhitunan dilakukan pada kondisi reaktor beroperasi pada daya 30 MWth (hot) denan kondisi Xe dan Sm setimban. Dari data masukan ditentukan bahwaa material elemen bakar reaktor dianap sebaai cell 6, mesh 38, terbai dalam 44 slab, dihitun sebanyak 7 step, denan asumsi fraksi bakar 0% hina 90%. Sebaai hasil keluaran dari kondisi yan diasumsikan maka diperoleh perhitunan fraksi bakar hina 90% denan persamaan y=0,282x+, 992% terhadap waktu operasi (x, hari). Reaktivitas bernilai positif hina operasi ke 265 hari terkait batasan fraksi bakar dan dapat dipertahankann denan pola perantian elemen bakar 5+. Denan library ini makaa perhitunan neutronik selanjutnya dapat dilakukan sehina marin keselamatan dapat diperhitunkan dan pemasukan taret dalam teras operasi dapat dikendalikan. Kata kunci: neutronik, elemen bakar, 30 MWth, fraksi bakar, WIMSD-5B. ABSTRACTT NEUTRONIC CHARACTERIZATION OF RSG-GAS FUEL ELEMENT AT OPERATING POWER OF 30 MWth USING WIMSD-5B PACKAGE PROGRAM. The Generation and neutronic analysis of RSG-GASS fuel element as a library computer calculation proram packae WIMSD-5B by solvin the neutronic diffusion equation with finite difference methode has been prepared. Preparation of the neutronic eneration is needed for safety analysis of the core such as reactivity, atomic density, and burn up of the RSG-GAS fuel elements. The calculation is done on the condition of the reactor operatin at power 30 MWth (hot) with the equilibrium Xe and Sm. From the input data determinedd that the material of the reactor fuel element is considered as a cell 6, mesh 38, divided into 44 slabs, calculated as much as 7 steps, with the assuption that burn-up 0% to 90%. As a result output from the assumed conditions, obtained by calculation of burn up to 90% accordin to the equation y=0.282x+.992% with respect to operatin time (x, days). Reactivity has positive value to the operation up to 265 days at related of burn up limitation and it can be maintained with the pattern of replacement fuel element 5+. With this library the next calculation can be done so thatt the safety marin can be calculated and inserted tarets in the core can be controlled. Keywords: neutronic, fuel element, 30 MWth, burn up, WIMSD-5B Jaja Sukmana, dkk. Buku I hal 23

2 PROSIDING SEMINAR PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLIR Pusat Teknoloi Akselerator dan Proses Bahan Yoyakarta, 27 Juli 20 PENDAHULUAN R eaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG- beroperasi, yaitu pembelahan intii atom 235 U hasil GAS) memanfaatkan reaksi nuklir fisi untuk dari penyerapan sebuah neutron. Pembelahan ini akan menhasilkan beberapa atom lain yan memiliki massa lebih kecil, beberapa neutron, dan eneri yan sanat besar. Setiap fisi 235 U berpotensi untuk menimbulkan reaksi fisi berantai. Reaksi fisi berantai dalam RSG-GAS dikendalikan oleh 8 batan kendali untuk menurani jumlah neutronn yan ada di teras reaktor. Neutron termal menyebabkan fisi sedankan neutron cepat diturunkan eneri kinetiknya denan proses moderasi sehina tampan lintan (cross section) serapan neutron oleh 235 U menjadi lebih besar. Secara umum, proses termalisasi/moderasi akan mempenaruhi reaktivitas di reaktor denan kuat. Denan demikian perlu sekali menentukan karakteristik teras terutama tampan lintan neutronn yan berpenaruh terhadap reaktivitas nuklir sebelum melakukan operasi reaktor. Karakteristik neutronik teras dipenaruhi oleh jumlah massa 235 U, material lain di teras, daya, dan waktu operasi. Denan beberapa kendala perhitunan yan rumit maka diperlukan paket proram untuk menhitun dan menyelesaikan formula difusi neutron dan reaksi fisi nuklir di teras reaktor. WIMSD-5B adalah paket proram komputer yan mampu menyusun karakteristik tampan lintan neutron, fraksi bakar, dan kerapatan atom dari material yan berada pada teras aktif RSG-GASS seperti elemen bakar, elemen kendali, dan material lain yan akan diiradiasi. Proses perhitunan data neutronik ini merupakan tahap awal dalam penyediaan data parameter neutronik teras terutama untuk tujuan kajian keselamatan neutronik nuklir. Hasil dari perhitunan WIMSD-5B disusun untuk diunakan sebaai library oleh proram lain seperti Batan-Fuel (Batan-Equil, batan-2diff, Batan-3Diff), CoolodN, dan Eureka. Hasil-hasil perhitunan neutronik ini dapat dijadikan verifikasi yan meyakinkan dan memberikan validasii dari suatu eksperimen teras di RSG-GAS. TEORI. Penendalian Operasi RSG-GAS Penoperasian RSG-GAS dikendalikan oleh 8 batan kendali untuk menendalikan jumlah reaksi neutron yan ada dalam reaktor. Apabila jumlah neutron yan terjadi kuran dari jumlah neutronn yan diserap (k eff <) disebut reaktor subkritis dan sebaliknya (k eff >) disebut reaktor superkritis, sedankan bila jumlah neutron yan terjadi sama denan jumlah neutron yan diserap (keff=) e disebut reaktor kritis. k eff disebut sebaai faktor multiplikasi neutron, dan dapat dihitun sbb: k eff = faktor fisi cepat p = faktor olos dari resonansi f = faktor utilisasi termal PNLth = faktor kebocoran termal PNLf = faktor fisi termal = faktor reproduksi Pada perhitunan reaktivitas janka pendek, pendekatan model terhadap efek umpan balik reaktor jua diunakan sebaai respon terhadap pemasukan reaktivitas dari luar. Reaktivitas adalah funsi waktu yan terantun pada populasi neutron dan fluks neutron. Banyak umpan balik yan terjadi di reaktor tetapi yan mempenaruhi reaktivitas secara sinifikann adalah pada waktu penarikan batan kendali. Faktor lain yan berpenaruh terhadap reaktivitas diantaranya kondisi Xe-35 dan Sm-49, reflektor di reaktor, dan penkayaann 235 U. Perhitunan reaktivitas yan diunakan oleh neutronik code standar mumnya berbasis model kinetic point konvensional denan 6 kelompok neutron kasip. Model kinetic point menjelaskan bahwa reaktivitas (t) adalah jumlah dari dua kontribusi; ext (t) : reaktivitas dari luar dan f (t) : reaktivitas umpan balik. Besarnya reaktivitas dari populasi neutron, dihitun denan: keff k eff p f P NLth... P NLf...()...(2) 2. Model Perhitunan denan WIMS Analisiss keselamatan reaktor nuklir sanat kompleks karena diperlukan pemahanan dari berbaai aspek, tidak saja dari aspek neutronik melainkan jua dari aspek termohidrolika, kinetik, dan dinamika reaktor. Aar analisiss dapat dilakukan denan akurat maka diperlukan paket proram yan memiliki akurasi tini yan telah dibuktikan akurasinya denan eksperimen dan beberapa kasus Benchmark. Paket proram WIMS adalah paket proram yan sanat popular diunakan dalam perhitunan sel untuk menenerasi konstanta kelompok difusi. Paket proram WIMSD-5B merupakan penyempurnaan dari versi sebelumnya, yaitu WIMS-D/4 (). Deskripsi masukan paket proram ini dibuat untuk Buku I hal 24 Jaja Sukmana, dkk

3 PROSIDING SEMINAR PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLIR Pusat Teknoloi Akselerator dan Proses Bahan Yoyakarta, 27 Juli 20 memproses/enerasi konstanta kelompok difusi elemen bakar RSG-GAS dan beberapa taret iradiasi yan serin diiradiasi di reaktor. Perhitunan sel merupakan tahap awal dari perhitunan teras yan menyelesaikan persamaan konstanta kelompokk difusi dalam eometri 2-D dalam bentuk: D ( r). k G ' eff Denann metode beda hina (finite difference) untuk iterasi ke-n persamaan di atas menjadi: ( D ( r). ( n) eff karena suku baian kanan tidak berantun pada φ, maka: ( D. S S k ' f, ( n) f n) s, ' t,, n) ( n) r, s, ( r (4) r, ',2,..., G......(3) ( n) ( r) S ( n) k ( n) G S eff ' s, ( n) r ) f ( ) ' n) (r) ( )...(5) denan, G : number of enery roups. : enery roup index. r : position. Φ : neutron flux in roup. D : diffusion constantt for roup (=/3Σtr,) Σtr, : transport cross section for roup. vσf, : fission source cross section from roup. Σt, : total cross section for roup. Σa, : absorption cross section for roup. Σs, : scatterin (transfer) cross section from to. X : fission source fraction in roup. keff : effective multiplication constant. Jadi yan disebut konstanta difusi adalah D, Σ a, vσ f, Σ f, dan Σ s,. Tahap selanjutnya adalah homoenisasi sel, yaitu memodelkan eometri elemen bakar yan mewakili sel dalam perhitunan teras. Misalnya perhitunan sel dimulai dari memilih satu buah sel yan dapat mewakili satu elemen bakar secara utuh. Karena sifat satu pin elemen bakar mewakili sifat satu bahan bakar penuh jika diasumsikan keduanya dalam bentuk yan tidak terhina besar. Dimensi elemen bakar RSG-GAS (elemen bakar jenis MTR) dan tampan lintannya ditunjukkan pada Gambar Jaja Sukmana, dkk. Buku I hal 25

4 PROSIDING SEMINAR PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLIR Pusat Teknoloi Akselerator dan Proses Bahan Yoyakarta, 27 Juli 20 Gambar. Susunan perankat elemen bakar jenis MTR RSG-GASS Dimensi elemen bakar : 77, x 8 x 600 mm Tebal plat elemen bakar:,3 mm Lebar kanal pendinin: 2,55 mm Jumlah plat elemen bakar : 2 Tebal kelonson elemen bakar : 0,38 mmm Dimensi meat elemen bakar : 0,54 x 62,75 x 600 mm Dalam perhitunan sel, tampan lintan mikroskopis neutron σ, dinyatakann dalam rentan tenaa neutron mulai dari tenaaa maksimum (0 MeV) sampai denan tenaa minimum e-5 ev. Rentan tenaa sebesar itu dinyatakan dalam kelompok-kelompokk tenaa yan serin disebut sebaai multi-roup. Untuk menhindari lamanya perhitunan secara komputasi maka perhitunan sel dilakukan secaraa collapsin tenaa neutron dari 69 karakter eneri menjadi 4 kelompok eneri yaitu denan batas 8,2e+5 ev disebut fast neutron, sampai tenaa 5,53e+ +3 ev disebut neutronn resonance, sampai tenaa 0,625 ev disebut neutron epithermal, dan dibawah tenaa 0,625 ev disebut neutron thermal.. Sel elemen bakar RSG-GAS dimodelkan denan SLAB (cell 6, pin cell with enery condensation). Daerah (reion) 2 pelat elemen bakar dimodelkan dalam multislab untuk 0½ pelat elemen bakar, sehina diperlukan 43 kartu slab untuk daerah meat (U 3 Si 2 2-Al), claddin (AlM 2 ), dan pendinin (H 2 2O) ditambah kartu slab untuk daerah extra-reion. Untuk menhasilkan karaterisasi neutronik elemen bakar RSG-GAS makaa proses pertama sekali dienerasi tampan lintan elemen bakar untuk 7 lankah fraksi bakar dari 0% - 90% denan kondisi temperatur pada daya penuh dan Xenon Samarium setimban. METODOLOG GI a) Menyiapkan inputann data WIMSD-5B, yaitu eometri sel elemen bakar (SLAB), homoenisasi material iradiasi, penelompokkan eneri neutron, pembaian dimensi arah axial (MESH), dan penentuan kondisi operasi. Data diolah melalui fasilitas proram acroedit aplication atau note-pad/word-pad dan disimpan denan ekstension INP. Buku I hal 26 Jaja Sukmana, dkk

5 PROSIDING SEMINAR PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLIR Pusat Teknoloi Akselerator dan Proses Bahan Yoyakarta, 27 Juli 20 DATA CELL FUEL/MATERIAL INPUT DATA Homoenisasi sel Step calc Bu & const WIMS-5B COLODN OUTPUT Temp DATA INP & LIB FOR BATAN-FUEL CODE, OUTPUT BATAN-FUEL FOR COLODN Diaram alir pemrosesan data neutronik denan code WIMSD-5B. c) Membuat rankuman dan analisis data hasil perhitunann WIMSD-5B, diantaranya nilai fraksi bakar dalam % atau MWD/te secara berkelompok, kerapatan atom, dan tampan lintan neutron yan dipenaruhi Xe dan Sm; d) Membuat kesimpulan. Proses Library: OUTPUT DATA PRENOX MAKELIB CITATION: LINKW5 Data Citation for Library Cit Gambar 2. Diaram alir pemrosesan data neutronik denan WIMSD-5B code b) Menjalankan proram WIMSD-5B. Dalam folder pemroraman data yan harus tersedia adalah:wimsd5b.aplication, RUN.MS-DOS Batch file, DATA.inp, library.file, tnt.aplicatiom, dan acroedit aplication.alur pemproraman ditunjukkan pada Gambar 2: HASIL DAN PEMBAHASAN Analisis keselamatan di teras reaktor dapat dilakukan denan menetahui karaterisasi elemen bakar bereaksi terhadap neutron melalui perhitunan neutronik menunakan code WIMS. Hasil analisis diharapkan dapat mendukun operasi atau percobaan di teras yan memperhitunk kan keselamatan dari dampak akibat reaksi nuklir. Penunaan WIMS diawali denan data masukan yan sesuai denan hasil yan diininkan. Model masukan WIMS ditunjukkan dalam Lampiran 2. Beberapaa kondisi masukan dalam perhitunann ini, dapat dijelaskan sebaai berikut: CELL 6 : untuk elemen bakar RSG-GAS dimodelkan sebaai Pincell denan enery kondensasi (diisi: 6) NGROUP 4 4 : banyaknya kelompokk perhitunan dan banyaknya kelompok reaksi (diisi: 4 4) NMESH 38 : jumlah daerah titik yan diperhitunkan pada elemen bakar arah aksial dari masin-masin Slab (diisi: 38) NREGION 44 0 : banyaknya daerah perhitunan (slab) arah radial elemen bakar (diisi: 44) NREACT 2 : jumlah nuklida yan berpenaruh untuk diperhitunkann misal Xe, Sm (diisi: 2) NMATERIAL 4, : banyaknya material yan akan dibedakan dalam elemen bakar dan material burn-up (diisi: 4 ) MATERIAL $ : nomor material, kerapatan massa, temperatur, tipe spectrum untuk elemen E-03 bakar (diisi: ) E-03 U-235, U-238, U-239, Al-27, dan AL-29 denan jumlah atom setiap volumnya E-27 (atom/cc) E E-03 FEWGROUPS : penelompokan eneri neutron secaraa berurut (diisi: ) MESH $ : penuraian titik perhitunan dalam kelompok slab, dijumlah=38 dari 44 slab $ BUCKLING E E-03 : tampan lintan eometri radial dan aksial POWERC : dayaa operasi terdiri dari: jumlah perhitunan daya, besar daya dalam MW/te, lamaa operasi dalam hari, dan lankah perhitunan Berikut ini data-data sebaai hasil/keluaran WIMS yan disajikan dalam bentuk data tabel atau rafik yan terpentin aar dapat mudah dianalisis dan untuk masukan terhadap proram lain. Data output pada Tabel 2 (Lampiran ) merupakan kelompok tenaa neutron dalam ev untuk kondisi Xenon (435) dan Samarium (449) setimban sebanyak 69 karakter. Rentan tenaa yan diunakan adalah untuk Xe-35 diperoleh:,6e-03 s/d 5,6E+ +06 ev dan untuk SmeV serta 49 diperoleh:,e-02 s/d 7,8E+04 masin-masin menunakan tenaa sekitar - Jaja Sukmana, dkk. Buku I hal 27

6 PROSIDING SEMINAR PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLIR Pusat Teknoloi Akselerator dan Proses Bahan Yoyakarta, 27 Juli 20 3,8E-0 ev untuk reaksi neutronn termal palin rendah. Tabel 3 (Lampiran) merupakan output yan dicuplik dari data sebanyak 44 slab. Data tampan lintan (cross-section) neutron untuk elemen bakar RSG-GAS disajikan dalam 4 rup tenaa neutron dari 44 reion (slab). Data tersebut dapat dijadikan library denan diolah menunakan proram yan telah disediakan yaitu Prenox dan Makelib. Sedankan Tabel 4 (Lampiran ) menunjukkan data sisa pembakaran setiap unsur yan terkandun dalam elemen bakar denan satuan /cm terurai dalam 98 jenis radioisotop. Total radioisotop tersisa dari setiap cluster adalah 4,,62 /cm sedankan U-235 tersisa 0,03 /cm. Perhitunan karateristik neutronik denan WIMS dilakukan dalam 7 lankah (step) denan operasi mulai 0 s/d 358 hari. Dari setiap lankah perhitunan dihasilkan kerapatan atom setiap isotop dalam /cc, faktor multiplikasi neutron (k- eff dan k- inf ), flux rerata, dan tenaa fisi yan diunakan. Dari data kerapatan atom maka prosentase perubahan U-235 diasumsikan sebaai fraksi bakar U-235 dalam % dan denan dihitun terhadap waktu operasi untuk setiap ton massa maka fraksi bakar dapat dinyatakann dalan MWD/te. Berikut ini Tabel menunjukkan data yan dirankum dari output WIMS. Tabel. Data rankuman keluaran WIMSD-5B Lankah Waktu Dens U-235 K-inf K-eff Flux ave cell Fission eneri Burn-up Iradiasi days /cc n/cm/s MeV/fiss % MWd/te 0,50025E-03,53837E+00,00544E+00 3,8734E+4 2,02445E , 0000E ,288,49884E-03,537637E+00,00505E+00 3,898E+4 2,02445E+02 0,09, 493E+02 3,722,4984E-03,533535E+00,004E+00 3,82890E+4 2,02447E+02 0,56 8, 9275E ,46,4303E-03,507522E+00,00334E+00 3,899E+4 2,02498E+02 4,67 7, 4738E ,93,34582E-03,485308E+00,00368E+00 3,97875E+4 2,02579E+02 0,29, 6554E ,680,2637E-03,46274E+00,0044E+00 4,06602E+4 2,02662E+02 5,92 2, 5756E ,675,7674E-03,437247E+00,0052E+00 4,6379E+4 2,02746E+02 2,56 3, 5085E ,928,0993E-03,409995E+00,0060E+00 4,27472E+4 2,02833E+02 27,22 4, 4548E ,453,00696E-03,380406E+00,00673E+00 4,4006E+4 2,02924E+02 32,88 5, 452E ,274 9,2799E-04,347750E+00,00739E+00 4,54724E+4 2,03022E+02 38,56 6, 390E+04 42,42 8,36430E-04,360E+00,00784E+00 4,7844E+4 2,0330E+02 44,25 7, 3836E ,939 7,5080E-04,27277E+00,00807E+00 4,92220E+4 2,03249E+02 49,95 8, 3955E ,270 6,5052E-04,27539E+00,00778E+00 5,267E+4 2,03408E+02 56,64 9, 605E ,843 5,35255E-04,44308E+00,00649E+00 5,66576E+4 2,03630E+02 64,32, 035E ,002 4,33552E-04,06575E+00,00352E+00 6,22036E+4 2,0388E+02 7,0, 2339E ,00 2,392E-04 8, 769E-0 9,990439E-0 8,76875E+4 2,04853E+02 85,9, 5450E ,00 4,477400E-05 4,47942E-0 9,887466E-0,7766E+5 2,07657E+02 97,02, 8560E+05 Pada lankah ke 6 nilai k- eff kuran dari sehina reaktivitas bernilai neatip (reaktor subkritis) hal ini menunjukkan bahwa elemen bakar tidak bisa menunjan populasi neutron denan fraksi bakar mencapai 85%. Lebih jelasnyaa dapat teramati pada Gambar 3. Denan persamaan polynomial pankat 5: y=-4e-x 5 + 7e-09x 4 5e-07x 3 + e-05x 2-0,000x +,00, maka reaktor mulai subkritis pada fraksi bakar sekitar 82,5%. Apabila k eff ditinjau terhadap waktu operasi maka denan daya 30 MW (POWERC=58,4375) ini, fraksi bakar denan batasan 60% (LAK RSG-GAS (2) ) akan dicapai pada lama operasi 205 hari, seperti ditunjukkan pada Gambar 4. Jika RSG-GAS beroperasi dalam teras selamaa rata-rata 222 hari maka elemen bakar dapat berada di teras hina maksimum 205/22=9 teras. Tetapi denan menoperasikan elemen bakar selama 8 teras maka fraksi bakarnya diperkirakan tidak melewati batas persyaratan. Buku I hal 28 Jaja Sukmana, dkk

7 PROSIDING SEMINAR PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLIR Pusat Teknoloi Akselerator dan Proses Bahan Yoyakarta, 27 Juli 20 Sedankan Gambar 5 dan 6 menunjukkan perubahan daya setiap ton massa 235 U dan populasi neutron di sel (k inf ) serta k eff terhadap waktu operasi. k- inf semakin berkuran terhadap waktu operasi, nilai k inf kuran dari setelah 250 hari dan nilai k eff kuran dari satu setelah 265 hari (Gambar 6). Sedankan eneri fisi tidak banyak menalami peninkatan setelah 20 hari operasi (Gambar 5). Namun kondisi ini akan dioptimalkan denan pola manajemen teras yan menanti 5 elemen bakar dan elemen kendali. Dari Gambar 7, ditunjukkan persamaan kerapatan atom terhadap waktu operasi, diperoleh y = -4e-06x+0,00. Hasil dari rafik ini bertolak belakan terhadap burn-up, semakin tini tetapi kerapatan atom 235 U makin semakin lama operasi, burn-up rendah..002e e E-0 k-eff 9.960E E E E-0 y = 4E x 5 + 7E 09x 4 5E 07x 3 + E 05x x E burn-up p, % Gambar 3. Grafik populasi neutronn terhadap fraksi bakar 235 U denan dayaa 30 MW y = 0.282x burn-up, % days Gambar 4. Grafik lama operasi terhadap fraksi bakar 235 U denan daya 30 MW Jaja Sukmana, dkk. Buku I hal 29

8 PROSIDING SEMINAR PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLIR Pusat Teknoloi Akselerator dan Proses Bahan Yoyakarta, 27 Juli 20.00E+06.00E+05.00E+04 y = 58.4x MWD/te.00E+03.00E+02.00E+0.00E days Gambar 5. Grafik eneri setiap massa 235 U terhadap waktu operasi denan daya 30 MW k-inf.70e+00.60e+00.50e+00.40e+00.30e+00.20e+00.0e+00.00e E E E E E E E E-0 y = 2E 08x 3 + 3E 06x x Days.0E+00.00E+00 k-eff 9.90E E-0 0 y = E 09x 3 + 4E 07x 2 3E 05x Days Gambar 6. Grafik populasi neutronn k inf dan k eff terhadap lamaa operasi denan daya 30 MW atom/cc.6e-03.5e-03.4e-03.3e-03.2e-03.e-03.0e E E E E E E E E-04.0E E+00 y = 4E 06x days Gambar 7 Grafik kerapatan atom 235 U (atom/cc) terhadap waktu operasi Buku I hal 220 Jaja Sukmana, dkk

9 PROSIDING SEMINAR PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLIR Pusat Teknoloi Akselerator dan Proses Bahan Yoyakarta, 27 Juli 20 KESIMPULAN Karakteristikk neutronik elemen bakar RSG-GAS dipenaruhi oleh kandunan material dan kondisi operasi. Pada kajian ini, elemen bakar jenis MTR dimodelkan dalam 4 jenis material yaitu meat, claddin, coolant, dan extra-reion yan terdistribusi dalam 44 slab dan 38 mesh. Tenaa neutron dikelompokkan dari 69 tenaa menjadi 4 kelompokk denan dayaa 30 MW. Dari hasil kajian berdasarr perhitunan/ /enerasi WIMS code terhadap elemen bakar RSG-GAS terhadap waktu operasi dari mulai 0% hina 90% menikuti persamaan y 0,282 x,992 %, dan x = diperoleh: a. Nilai fraksi bakar waktu (hari). b. Eneri terbankitkan tiap satuan ton massa atom 235 U menikutii persamaan y 58,4 x 0, 302 MWD te, dan x = waktu (hari). c. Kerapatan atom 235 U menikuti persamaan y 4e06 x 0,00 atom cc, dan x= waktu (hari). d. Tampan lintan neutron dalam kondisi Xe dan Sm setimban telah diperoleh untuk dijadikan inputan oleh proram perhitunan selanjutnya. e. Reaktivitas () masih bernilai positif atau k ef ff masih lebih dari pada operasi ke 265 hari. f. Fraksi bakar 60% dapat dicapai denan perioda operasi 9 teras atau 205 hari dan fraksi bakar tidak efektip setelah fraksi bakar mencapai 82,5% karena reaktivitasnya neatif. DAFTAR PUSTAKA. Anonimous, LAK RSG-GAS Rev. 0 PRSG, T.M. Sembirin, Penunaann Paket Proram WIMSD5B.2 untuk RSG-GAS, PRSG, April, 20. TANYA JAWAB M Rosyid Fraksi bakar untuk EB, penaruhnya ke operasi baaimana? Jaja Sukmana Fraksi bakar adalah perkiraan banyaknya u- 235 yan habis terbakar (berubah menjadi unsure lain) karena neutron. Jika EB telah mencapai fraksi bakar ± 80% makaa reaktor tidak akan bisa kritis beroperasi, tetapi di RSG fraksi bakar di batasi hina 60% untuk dapat re-eksport. Tri bamban L Apa beda EB RSG denann lainnya? Jaja Sukmana EB RSG Gas adalah U3Si 2 Al berbentuk plat, tipe MTR : Material Testin Reactor denan penayaann u-235 9,95% berbeda denan EB TRIGA Bandun atau Joja yan berbentuk tabun. Irfan Hafid Apakah WIMS dapat menhitun teras RSG? Jaja Sukmana WIMS diproram untuk menhitun satu sel EB di RSG untuk 39 sel lainnya dan 8 sel EG dapat dihomoenisasi. Inputan/library ke proram lainnya cukup sel ini, sel-sel yan berbeda kandunan materialnya didefinisikan denan homoenisasi berbeda lai. M Refai M Distribusi teras ketika adaa absorber terutama s-5? Jaja Sukmana 0CMS -5B Code menyusun karakteristik EB diteras yaitu tampan lintan neutron,fraksi bakar, koeff. Sedankan distribusi di teras tidak dihitun lansun denan WIMS tetapi secara tidak lansun dapat diambarkan denan proram hasil selanjutnya yaitu denan batan, fuel. Jaja Sukmana, dkk. Buku I hal 22

10 PROSIDING SEMINAR PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLIR Pusat Teknoloi Akselerator dan Proses Bahan Yoyakarta, 27 Juli 20 Lampiran Tabel 2. Data sebaran tenaa neutron yan dipakai dalam reaksi fisi hasil WIMS expansion vector cross-sections (no resonance shieldin) 0element 435-3,85555E-0,63784E-03 5,296578E-03 9,9494E-03,23454E-02,53267E-02, E-02 2,20320E-02 2,680333E-02 3,42373E-02 4,50994E-02 6,20729E-022 8,92855E-02,277409E-0, E-0 2,400678E-0 3,5546E-0 4,28960E-0 5,739736E-0 9,56779E-0,32245E+00 2,559962E-02 9, 86853E-02 3,55988E-0,42467E+00 5,062452E+00 3,36694E+ +0,0494E+02,92497E+02 3,425666E+02 7, E+02,294629E+03,83427E+03 2,26972E+03 2,360285E ,5487E+03 2,678828E+03 2,858703E+03 3, E+03 3,250796E+03 3,463046E+03 3,784960E+03 4,399975E ,424987E+03 8,369673E+03,55592E+04 2, 95486E+04 4,9482E+04 6,826658E+04 8,63286E+04,059244E+ +05,46593E+055 2,082093E+05 3,588034E+05 7, 47594E+05,636435E+06 2,546439E+06 2,872508E+06 2,96269E ,867937E+066 2,790092E+06 2,77947E+06 2, E+06 2,67788E+06 2,78506E+06 2,8328E+06 3,079454E ,65374E+066 5,606940E+06 0element 449-3,554629E-0,24823E-02 4,3457E-02 9,79627E-022 2,7723E-0 3,897244E-0 5, 8500E-0 6,58378E-0 7,499773E-0 8,996276E-0,79073E+ +00,620587E+000 2,34534E+00 3,299629E+00 4, 80780E+00 6,940807E+00 9,89826E+00,43229E+0 2,02544E+ +0 2,788557E+0 5,26796E+0,557428E+02 3, 77809E+02 2,39903E+02,724950E+02,692245E+02 5,033548E+ +02,55766E+0,550382E+0 2,96822E+0 4, 40752E+0 9,658765E+0,895237E+02 3,02252E+02 3,672566E ,569838E+02 5,888724E+02 7,897393E+02, 09648E+03,675847E+03 2,720993E+03 5,954625E+03,262898E ,762347E+033,2482E+03 5,632670E+02 7, 22778E+02,04906E+03,395072E+03,739988E+03 2,3724E ,8926E+03 4,45609E+03 8,484440E+03 2, E+04 7,708286E+04,4252E+05 9,370563E+04 7,373584E ,58E+04 5,228693E+04 4,640257E+04 4, 37563E+04 4,55E+04 4,084743E+04 4,45970E+04 4,44782E ,44478E+044 7,764933E+04 Tabel 3. Data tampan lintan neutron hasil WIMS FEW-GROUP REGIONAL AND CELL EDIT Cross-sections. Interated and averae fluxes. total events 0REGION material radius 2,70000E-022 cross-sections fluxes reactions roup termal total diffusion 2,7306E+00,49976E+00,26026E+00 3,86765E-0 3,86765E-0,5224E+00 absorption 4,79694E-03 4,70353E-03,08635E-0 7,08059E-0 7,08059E-0,80698E-0 nu*fission,5868e-02 5,99227E-03 9,38306E-02,36045E+00,36045E+00 3,7775E-0 rif 5,7372E-02 6,0324E-02 5,60597E-02 4,69096E-02 4,69096E-02 2,20608E-0 raf 2,2286E+00 2,2343E+00 2,07628E+00,73739E+00,73739E+00 8,7066E+00 d*flux*vol,56537e-0 9,04678E-02 7,06496E-02,8430E-02,8430E-02 3,35797E-0 absorptions 2,74947E-04 2,83724E-04 6,09005E-03 3,3248E-02 3,3248E-02 3,98635E-02 nu*fissions 6,6425E-04 3,6462E-04 5,260E-03 6,3880E-02 6,3880E-02 7,0037E-02 0REGION 44 material 4 radius 9,336805E-0 roup termal total cross-sections absorption 3,8358E-04,4290E-04 8,95207E-04,27955E-02,27955E-02 3,64499E-03 diffusion 2,7049E+00,4000E+00,36097E+00 5,46399E-0 5,46399E-0,47406E+00 CELL radius 4,97683E+ +00 cross-sections roup diffusion absorption termal total 2,45287E+00,36453E+00,29380E+00 7,76952E-0 7,76952E-0,48283E+00 8,7860E-04 6,03065E-04,3663E-02 8,95584E-02 8,95583E-02 2,43077E-02 nu*fission 0,00000E+00 0,00000E+00 0,00000E+00 0,00000E+00 0,00000E+00 0,00000E+00 nu*fission,34467e-03 6,8870E-04,0695E-02,48566E-0,48566E-0 3,73943E-02 rif,8556e+00 2,03966E+00,97350E+00 2,02084E+00 2,02084E+00 7,84956E+00 rif,0256e+0,0250e+0,03953e+0 9,46285E+00 9,46285E+00 4,392E+0 fluxes reactions raf d*flux*vol absorptions nu*fissions,94452e+00 4,9047E+00 6,95646E-04 0,00000E+00 2,8454E+00 2,87593E+00 2,9487E-04 0,00000E+00 2,368E+00 2,68587E+00,76669E-03 0,00000E+00 2,6438E+00,048E+00 2,58577E-02 0,00000E+00 2,6438E+00,048E+00 2,58577E-02 0,00000E+00 8,407E+00,5707E+0 2,865E-02 0,00000E+00 fluxes raf 2,0603E+00 2,2555E+00 2,0890E+00,9063E+00,9063E+00 8,26722E+00 reactions d*flux*vol absorptions nu*fissions 2,5568E+0 9,00646E-03,379E-02,50439E+0 6,64878E-03 7,58706E-03,34494E+0,36868E-0,4E-0 7,3528E+00 8,47477E-0, 40585E+00 7,3528E+00 8,47477E-0, 40585E+00 6,0023E+0,00000E+00, 53837E+00 Tabel 4. Data fraksi bakar dari unsur yan terkandun di elemen bakar hasil WIMS inredients in /cm each burnable material with cluster totals 234 3,09959E ,0742E ,7597E ,4254E ,2335E ,0485E ,30505E ,05684E ,47882E ,449E ,06847E ,54752E-03 Buku I hal 222 Jaja Sukmana, dkk

11 PROSIDING SEMINAR PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLIR Pusat Teknoloi Akselerator dan Proses Bahan Yoyakarta, 27 Juli ,723E ,4887E-09 43,03385E ,5043E ,97074E ,58727E ,448E ,6272E ,627E ,350E ,86702E ,04320E ,70545E ,9345E ,63284E ,28750E ,77770E ,9767E ,0930E ,00728E ,25780E ,99668E ,504E ,82852E-3 254,389E ,8424E ,60988E ,467E ,6995E ,56728E ,04750E ,88632E ,2832E ,449E ,433E ,62656E ,23935E ,49000E ,5044E ,3332E ,99220E ,0028E ,8642E ,3253E ,5826E ,89420E ,456E ,97509E ,77558E-06 3,4624E ,78262E ,067E ,4489E ,8643E-04 Total 4,62348E ,77930E ,40940E ,7089E ,638E ,08376E ,859E-08 65,32352E ,40E ,622E ,07363E ,00238E ,377E-09 Lampiran 2 Input WIMS ************************************************************** *** FUEL ELM U3SI2-AL 9.75% ENRCH (i4) BERAT U *** *** MULTI PLATE CELL MODEL *** *** KONDISI: HOT; XE&SM EQUIL *** *** 7 burn-up step *** ************************************************************** CELL 6 NPLATE 2 SEQUENCE NGROUP 4 4 NMESH 38 NREGIONN 44 0 NREACT 2 NMATERIAL 4, PREOUT INITIATE ***************** *** GEOMETRI CELL PELAT *** pelat SLAB, , SLAB 2, ,2 SLAB 3, ,3 *** pelat 2 SLAB 4, ,2 SLAB 5,0.4200, SLAB 6, ,2 SLAB 7, ,3 *** pelat 3 SLAB 8, ,2 SLAB 9, , SLAB 0, ,2 SLAB 6,.5300,2 SLAB 7,.56700, SLAB 8,.60500,2 SLAB 9,.86000,3. *** pelat 0 SLAB 36, ,2 SLAB 37, , SLAB 38, ,2 SLAB 39, ,3 3 *** pelat SLAB 40, ,2 2 SLAB 4, , SLAB 42,3.9500,2 2 SLAB 43, ,3 3 *** extra reion SLAB 44,4.9768,4 4 ************************************** *** KOMPOSISI MATERIAL: *** T MEAT RATA-RATA = C *** T CLAD RATA-RATA = C *** T MODERATOR RAT = 48.2 C *** T EXTRA REG. RAT = 48.2 C ************************************** MATERIAL $ SLAB,.09000,3 *** pelat 4 SLAB 2,.2800,2 SLAB 3,.8200, SLAB 4,.22000,2 SLAB 5,.47500,3 *** pelat MATERIAL E-03 $ E-03 $.00000E-27 $ 4.303E-02 $ E-03 2 $.3627E-03 $ Jaja Sukmana, dkk. Buku I hal 223

12 PROSIDING SEMINAR PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLIR Pusat Teknoloi Akselerator dan Proses Bahan Yoyakarta, 27 Juli E-04 $ E-05 $ E-05 $ E-04 $ E-05 $ E-05 $ E-02 MATERIAL $ E-02 $ E-02 MATERIAL $ E-04 $ E-04 $ E-05 $ E-04 $ E-05 $ E-05 $ E-05 $ E-02 $ E-02 $ E-02 FEWGROUPS MESH $ $ ******************************************* ************ **BURNUP AND CELL-CONSTANTS CALCULATION FOR EACH STEP** ******************************************* ************ **STEP0 0 % FRESH FUEL-XENON FREE** POWERC 0 0 BUCKLING E E-03 **SUPPRESS,,,,,,,,,,,,0,0,0,0, SUPPRESS,,,,,,,,,,,,,,,, TERMAL PARTITION REACTION LEAKAGEE 5 NOBU BUCKLING E E-03 POWERC BUCKLING E E-03 **SUPPRESS,,,,,,,,,,,,0,0,0, 0, SUPPRESS,,,,,,,,,,,,,,,, BUCKLING E E-03 **STEP 0 % XENON EQUILIBRIUM BY WIMS** POWERC BUCKLING E E-03 **SUPPRESS,,,,,,,,,,,,0,0,0, 0, SUPPRESS,,,,,,,,,,,,,,,, BUCKLING E E-03 POWERC BUCKLING E E-03 SUPPRESS,,,,,,,,,,,,0,0,0,0, **SUPPRESS,,,,,,,,,,,,,,,, BUCKLING E E-03. **STEP % POWERC BUCKLING E E-03 **SUPPRESS,,,,,,,,,,,,0,0,0, 0, SUPPRESS,,,,,,,,,,,,,,,, BUCKLING E E-03 POWERC BUCKLING E E-03 SUPPRESS,,,,,,,,,,,,0,0,0,0, **SUPPRESS,,,,,,,,,,,,,,,, BUCKLING E E-03 *****************************************TTTT Buku I hal 224 Jaja Sukmana, dkk