ANALISIS PENGARUH DENSITAS PAD A KOEFISIEN REAKTIVIT AS TEMPERA TUR BAHAN BAKAR

Tukiran S. ISSN 0216-3128 285 ANALISIS PENGARUH DENSITAS PAD A KOEFISIEN REAKTIVIT AS TEMPERA TUR BAHAN BAKAR Tukiran S. Pusat Teknologi Reaklor dan Keselamatan Nuklir-BATAN ABSTRAK ANALISIS PENGARUH DENSITAS PADA KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR. Reaktor RSG-GAS saat ini mengunakan bahan bakar uranium silisida dengan densitas 2,96 guicc. Bahan bakar teras RSG-GAS direncanakan untuk diganti dengan densitas yang lebih tinggi yaitu 4,8 gulcc karena lebih menguntungkan. Sehingga perlu dilakukan perhitungan pengaruh koefisien reaklivitas temperatur bahan bakar terhadap kenaikan densitasnya. Perhitungan dilakukan dengan dua paket program komputer WIMSD/4 dan Batan-2D1FF. Perhitungan sel dengan WIMSD/4 dilakukan untuk memperoleh konstanta makroskopik material teras RSG-GAS dan Ba/an-2DIFF digunakan untuk perhitungan teras. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa nilai koefisien reaklivitas suhu bahan bakar lebih negatif dengan kenaikan densitas yang artinya lebih gampang dikendalikan dibanding densitas lebih rendah. ABSTRACT ANALISIS OF DENSITY EFFECTS ON COEFFICIENT OF FUEL TEMPERATUR REACTIVITY. RSG GAS reactor has been operated using uranium silicide fuel with 2.96 gulcc density. The fuel of the RSG GAS core is going to be placed with higher fuel density namely 4.8 gulcc because the high fuel density has some advantages. It needs the effect of density on coefficient of fuel temperature reactivity to be analyzed. The calculation is done using two computer codes, WIMSD/4 and Batan-2DIFF. Cell calculation using WIMSD/4 is done to get macroscopics cross section of the RSG-GAS core material and Batan-2DIFF code is used for core calculation. The result of the calculation showed that the value of coefficient of fuel temperature reactivity is more negative for higher fuel density than that of the lower fuel density. it means the reactor using higher fuel density is easier to be controlled. PENDAHULUAN Reaktor ganti bahan RSG-GAS bakamya direncanakan dari uranium akan silisida meng densitas rendah ke uranium silisida densitas tinggi. Banyak faktor keunggulan dan keuntungan dengan akan digunakannya bahan bakar uranium silisida densitas tinggi diantaranya operasinya dalam satu siklus semakin panjang sehingga dapat menghemat bahan bakar.[i] Namun dalam hal pergantian bahan bakar ini harus dipertimbangkan faktor keselamatan diantaranya menentukan beberapa parameter neutronik dan kinetik teras sehingga diperoleh analisis faktor keselamatannya. Faktor keselamatan atau potensi bahaya yang terkandung di dalam reaktor bergantung pada jenis reaktor itu sendiri, tingkat daya yang dihasilkan, karakteristik dari bahan bakar dan teras reaktor, dan lain sebagainya.[2] Dengan mengetahui potensi bahaya yang dapat ditimbulkannya, reaktor selalu dirancang dengan pertimbangan tertentu agar keselamatan reaktor dapat terjamin. Maka dari itu, suatu analisis terhadap parameter keselamatan RSG GAS perlu dilakukan untuk mendukung keselamatan operasi reaktor. Parameter tersebut antara lain adalah koefisien reaktivitas temperatur (at), void (uap), serta parameter neutronik dan kinetik teras lainnya. Parameter yang akan dibahas pada makalah ini ialah pengaruh koefisien reaktivitas temperatur bahan bakar terhadap densitas bahan bakar yang berguna dalam mengamati faktor multiplikasi efektif (keff) neutron termal pada setiap perubahan suhu dalam teras reaktor. Nilai dari at dapat dipakai sebagai bahan pertimbangan untuk menentukan analisis keselamatan dalam penggantian bahan bakar silisida densitas tinggi. Pada penelitian ini akan dilakukan perhitungan koefisien reaktivitas temperatur untuk elemen bakar silisida muatan 400 gram, kerapatan 4,8 gu/cc dan hasilnya dibandingkan dengan 250 gram dengan kerapatan 2,96 gu/cc kemudian dianalisis pengaruhnya. Perhitungan sel dilakukan dengan program WIMSD4[3] dan perhitungan teras dilakukan dengan menggunakan program Batan-2DIFF.[4] Pustek Akselerator dan Proses Bahan BATAN

286 ISSN 0216-3128 Tukiran S. TEORI Koefisien Reaktivitas Reaktivitas menyatakan perubahan faktor multiplikasi efektif teras reaktor yang disebabkan oleh kondisi reaktor. Reaktivitas teras akan berubah jika terjadi perubahan pada kondisi operasi reaktor, misalnya perubahan posisi batang kendali, modifikasi retlektor atau susunan teras, masuknya sumber neutron atau penyerap neutron ke dalam teras(s). Secara matematis reaktivitas dinyatakan dalam persamaan sebagai berikut : dengan, p : reaktivitas ke/f : faktor multiplikasi efektif (I) Reaktivitas dapat pula didetinisikan sebagai perubahan populasi neutron dalam satu siklus per populasi neutron pada akhir siklus. Reaktor mempunyai faktor-faktor inherent (internal) yang dapat merubah reaktivitas walaupun reaktor dirancang untuk beroperasi pada daya konstan. Faktor-faktor inherent yang paling berpengaruh terhadap perubahan reaktivitas tersebut adalah perubahan suhu, meningkatnya konsentrasi xenon (produk samping fisi), perubahan jumlah bahan bakar di dalam teras reaktor, terjadi void (uap) di dalam moderator atau pendingin. Perubahan reaktivitas yang disebabkan oleh faktor-faktor di atas dinyatakan dalam besaran koefisien reaktivitas (a). Koefisien Reaktivitas Temperatur Bahan Bakar Koefisien reaktivitas temperatur (at) didefinisikan sebagai turunan parsial reaktivitas terhadap perubahan temperatur (6). t5p or : perubahan reaktivitas : perubahan temperatur (2) Nilai dari koefisien reaktivitas temperatur akan menentukan kestabilan reaksi nuklir dalam reaktor. Pada kasus koetisien reaktivitas temperatur yang bernilai positif, maka hal tersebut akan menyebabkan bertambahnya reaktivitas bila terjadi kenaikan temperatur, sehingga mengakibatkan peningkatan daya pada reaktor. Sebaliknya apabila koefisien reaktivitas temperatur bernilai negatif, maka kenaikan temperatur akan menyebabkan penurunan reaktivitas dan berlanjut dengan penurunan daya reaktor sehingga reaktor cenderung dalam keadaan aman. Salah satu efek yang urnurn terjadi pada reaktor nuklir ialah efek Doppler. Efek Doppler ialah fenomena pelebaran daerah neutron resonansi pad a tampang lintang energi neutron seiring dengan kenaikan suhu pada bahan bakar. Pelebaran daerah resonansi mempunyai efek yang sangat penting dalam fenomena penyerapan neutron resonansi. Seperti yang telah diketahui bahwa tampang lintang makroskopik dari U-238 menunjukkan penyerapan yang tinggi pad a kelompok energi neutron resonansi (neutron dengan bentuk kurva energi yang tajam). Sebagai akibatnya laju sera pan neutron resonansi di clemen bakar bertambah. Kenaikan temperatur pada elemen bakar meningkatkan laju serapan neutron resonansi pada U-238 dan mengakibatkan menurunnya reaktivitas temperatur bahan bakar diikuti dengan menurunnya daya reaktor. [7] Koefisien reaktivitas temperatur elemen bakar dinyatakan sebagai perubahan reaktivitas persatuan perubahan temperatur elemen bakar, Koefisien reaktivitas a7l dapat dihitung dengan melakukan pendekatan: Nilai tersebut juga tergantung pad a jenis dan suhu bahan bakar. Koefisien reaktivitas temperatur yang bemilai negatif menunjang kualitas keselamatan operasi reaktor, dimana daya reaktor akan berkurang dengan kenaikan suhu. Efek Doppler Efek Doppler ialah peristiwa pelebaran puncak energi neutron resonansi, yaitu neutron dengan bentuk kurva energi yang tajam berupa puncak dan lembah yang terlihat jelas pad a kurva tampang lintang serapan mikroskopik dari U-238 pada Gambar I. Pelebaran ini terjadi akibat meningkatnya temperatur teras reaktor 'selama reaksi fisi berlangsung. Seperti diketahui bahwa neutron resonansi yang berada pada rentang energi 7 ev-200 ev memiliki tampang lintang reaksi yang cukup tinggi terhadap U-238 (karena memiliki nilai energi yang sesuai dengan nilai energi eksitasi inti U-238) sehingga pelebaran dari puncak neutron resonansi akan meningkatkan serapan neutron oleh U-238 dan mengakibatkan berkurangnya jumlah neutron termal yang diserap oleh U-235 sehingga kef! menjadi berkurang. Prosldlng PPI - PDIPTN 2006

Tukiran S. ISSN 0216-3128 287 Adapun pengaruh peningkatan temperatur terhadap melebamya puncak neutron resonansi ialah karena gerakan termal dari inti target yang meningkatkan probabilitas penyerapan neutron. Inti target berosilasi terhadap posisi normalnya akibat peningkatan temperatur. Akibatnya tidak hanya neutron dengan energi tertentu saja yang terserap mejainkan juga neutron lain yang memiliki energi yang berada pada interval energi neutron yang sebelumnya akan memiliki probabilitas absorbsi yang besar. Hal ini disebabkan karena apabila inti target bergerak terhadap neutron datang maka neutron dengan energi yang lebih kecil dari energi yang seharusnya akan diserap, sementara itu hal sebaliknya akan terjadi apabila inti target begerak pada arah yang sarna dengan neutron datang. Sehingga puncak-puncak resonan akan lebih lebar pad a temperatur yang tinggi. Dengan meningkatnya temperatur teras reaktor maka energi termal dari inti target bertambah dan oleh karenanya neutron dengan energi yang lebih rendah dan lebih tinggi dari nilai energi eksitasi inti target akan dengan mudah diserap. -'WI - OIngill akan sangat besar, sementara hal sebaliknya terjadi pada U-235. Peristiwa ini mendorong terjadinya penurunan reaktivitas reaktor. Tampang lintang serapan U-238 pada daerah resonansi menurun terhadap kenaikan temperatur, meskipun demikian tluks neutron pada daerah resonansi menjadi semakin besar, sehingga berpengaruh secara langsung terhadap serapan neutron termal oleh U-235. Persamaan Difusi Pergerakan neutron dalam teras reaktor sangat rum it, karena neutron bergerak secara acak dan terjadi tumbukan berulang-ulang dengan inti target maupun moderator (H20). Sebagai akibat dari pergerakan ini, neutron yang sebelumnya berada pada satu bagian dari reaktor dan bergerak pada arah dan dengan energi tertentu pada saat yang lain akan muncul dibagian yang lain dengan arah gerakan dan energi yang berbeda. Dalam kasus ini neutron dikatakan ditransport dari daerah ruang dan energi awal ke daerah ruang dan energi kedua. Kaj ian dari fenomena ini sering disebut sebagai teori transport. IS] Pada kenyataannya persamaan transport sangat sulit untuk diselesaikan, dan oleh karena itu dikembangkan suatu bentuk persamaan lain sebagai bentuk pendekatan terhadap teori transport yaitu persamaan difusi. Penurunan persamaan difusi menggunakan konsep keseimbangan jumlah neutron yang masuk dengan neutron yang keluar. Solusi dari persamaan difusi ini memberikan bentuk distribusi tluks neutron terhadap ruang. Pad a persamaan ini energi neutron diasumsikan memiliki grup-grup energi mulai dari kelompok energi neutron lambat hingga neutron cepat. Persamaan difusi secara umum dinyatakan dengan bentuk : Gambar 1. Efek Doppler. G g g g, g' - V.D (r).v (r) + r., (r) (r) = r.r. ' -+ g (r) (r) g'= I Pelebaran dari puncak resonansi (dopp/er broadening) akan menyebabkan perubahan reaktivitas bahan bakar. Seperti diketahui bahwa proses fisi menghasilkan neutron berenergi tinggi yang kemudian dimoderasi melalui tumbukantumbukan dengan partikel-partikel moderator dan neutron akan mengalami pengurangan energi secara bertahap. Pada saat neutron-neutron tersebut mencapai nilai interval energi resonansi maka probabilitas terserapnya neutron oleh inti U-238 dengan, G = jumlah grup energi g = indeks grup energi r = Posisi K = tluks neutron di dalam grup g (5) Pustek Akselerator dan Proses Bahan BATAN

288 ISSN 0216-3128 T/lkirnll S. DK = tetapan difusi grup g (1/3 I: ) I: = tam pang lintang transport grup g vi~= tam pang lintang sumber fisi dari grup g I~ = tampang lintang total grup g lla ~x +"G L..K'=I L...f "x->x' } I: = tampang lintang absorpsi grup g L'->K Xx = tam pang lintang hamburan (transfer) dari g' ke g = fraksi sumber fisi kelompok g kefj = faktor multiplikasi efektif Dari penurunan persamaan difusi dapat diperoleh solusi berupa ni]ai kefj teras reaktor. Faktor multiplikasi teras (keu) dapat dicari mela]ui persamaan[9]: reaktor RSG GAS, variasi nilai temperatur elemen bakar (20 C, 100 C, ] 50 C dan 200 C), perkiraan nilai burn-up (fraksi bak~r) tiap nilai temperatur dan perkiraan nilai buckling tiap nilai temperatur. Program di run hingga didapat nilai perkiraan burnup yang sesuai dengan nilai burn-up teras dan nilai perkiraan buckling yang sesuai dengan nilai buckling teras. Pad a bagian pertama, dihitung spektrum neutron dalam geometri tertentu dan kelompok yang bersesuaian dengan pustaka program (69 kelompok), dan digunakannya untuk meringkas jumlah tenaga menjadi hanya 4 grup (few groups) yaitu : Neutron cepat, kelompok 1-5 dengan energi 0,82] MeV< E :s 10 MeV. - Neutron perlambatan, kelompok 6-15 dengan energi 5,531 ev< E :S 0,821 MeV. - Neutron resonansi, kelompok 16-45 dengan energi 0,625 ev< E:s 5,531 KeV. k(n) = eff dengan, Produksi(n) Serapan (n) + Kebocoran (n) Produksi<n} = f ~ vr.,. (r) g,(n) (r)dv (7) g=1 Serapan<n) = f ~ r.a (rj g,(n)(r)dv (8) g=1 Kebocoran<n) = f ~ f)g(r).'i1 g,(n) (r)da (9)!}g=1 Persamaan (7), (8), dan (9) merupakan so]usi dari penurunan persamaan difusi. METODE PERHITUNGAN Perlzitungan Se/ Paket program WIMSD4 ialah paket program yang digunakan pad a tahap perhitungan sel bahan bakar. Program ini berfungsi untuk mengolah input dari teras rektor untuk menghasilkan keluaran berupa konstanta tam pang lintang makroskopik material teras reaktor. Dalam program ini elemen teras reaktor RSG GAS dimode]kan sebagai kumpulan pelat-pelat yang tersusun atas meal, cladding, madera/or, dan extra region. Input yang dipersiapkan untuk paket program WIMSD4 ia]ah berupa komposisi elemen bakar (6) - Neutron termal, kelompok 46-69 dengan energi < 0,615 ev. Tampang lintang makroskopik tenaga neutron, yang diperlukan sebagai koefisien persamaan banyak kelompok, diperoleh langsung dari kerapatan atom isotop yang diberikan pada input program serta tam pang lintang mikroskopik dari pustaka program. Pada bagian kedua dilakukan perhitllngan banyak kelompok. Sel ini tersusun atas 4 region, dimana indeks 1 untuk region bahan bakar (meat). indeks 2 untuk kelongsong (cladding), indeks 3 untuk moderator, dan indeks 4 untuk extra region. Dimensi dan komposisi dari tiap region berasal dari input program. Setelah diperoleh spektrum banyak kelompok di keempat region, konstanta banyak kelompok diringkas menjadi 4 kelompok (few groups). Perlzitungan Teras Data input program BATAN-2DIFF berupa tampang lintang makroskopik bahan bakar silisida pad a setiap kondisi temperatur teras yang telah diberikan oleh program WIMS dimasukan ke dalam sub program INP, setelah itu diubah kedalam format CIT agar terbaca oleh program BATAN-2D1FF. Selain itu terdapat data masukan lainnya berupa geometri reaktor dan data elemen bakar. Fungsi litama dari subprogram CUBIC adalah untuk menyediakan tampang lintang dengan metoda cubic spline dan menandakannya ke dalam meshmesh yang telah ditentukan. Data masukan elemen bakar, seperti tingkat burn-up dan pemuatan bahan Prosiding PPI PDIPTN 2006

Tukiran S. ISSN 0216-3128 289 fisil dari subprogram INP digunakan sebagai parameter untuk interpolasi. Penandaan tampang lintang untuk setiap mesh diperlukan oleh subprogram DIFF yang melakukan perhitungan difusi neutron banyak kelompok 2 dimensi. Hasil yang penting dari perhitungan difusi tersebut ialah distribusi rapat daya (rerata elemen bakar) yang diperlukan pada perhitungan fraksi bakar selanjutnya. Dengan menggunakan distribusi rapat daya rerata elemen bakar dari hasil perhitungan difusi sebelumnya, subprogram BURN mensimulasikan pembakaran elemen bakar untuk waktu pembakaran yang telah ditentukan dan menghitung tingkat burnup akhir pembakaran untuk setiap elemen bakar. Subprogram FUEL menyimpan hasil-hasil perhitungan burn-up. Jika perhitungan burn-up diteruskan maka tingkat fraksi bakar elemen bakar dimasukan ke subprogram CUBIC sehingga tampang lintang yang baru dapat ditemukan melalui interpolasi data pustaka. Perhitungan pembakaran akan berhenti apabila waktu yang dispesifikasi pengguna tercapai, kemudian perhitungan difusi dan burn-up dicetak oleh subprogram PRINT. Data keluaran utama dari paket program BATAN-2D1FF adalah faktor pcrlipatan efektif teras (keff teras ), tluks neutron kelompok dan distribusi rapat daya, tingkat burn-up awal dan akhir untuk setiap elemen bakar yang dimasukkan di dalam perhitungan burn-up, rapat nuklida rerata elemen bakar untuk bahan fisil, xenon dan samarium, keseimbangan neutron untuk seluruh reaktor dan setiap jenis material teras. Hasil perhitungan lain berupa distribusi tluks neutron adjoint, perubahan reaktivitas berdasarkan teori pertubasi, parameter kinetik integral. [10] Dalam tahap ini data yang akan diambil ialah data keff dan reaktivitas teras pada setiap kondisi temperatur yang diinginkan (20 C, 100 C, 150 C, 200 C). Kemudian untuk menghitung nilai perubahan reaktivitas elemen bakar tiap kenaikan temperatur, dapat diambil rentang keadaan temperatur misalnya pada T = 20 C dan T = 50 C, maka dapat diperoleh nilai perubahan reaktivitas temperatur elemen bahan bakar (t:.p) melalui persamaan dibawah ini. keff (20) - keff (50) keff(20) x keff(50) = t:.p(20-50) (10) HASIL DAN PEMBAHASAN Pad a penelitian ini telah diteliti nilai koefisien reaktivitas temperatur dari bahan bakar uranium silisida pada muatan sebesar 400 dan 250 gram. Muatan uranium silisida 400 gram jelas memiliki kandungan U-235 (bahan bakar fisil) yang lebih besar daripada muatan 250 gram yang pada saat ini masih digunakan oleh reaktor RSG-GAS sehingga secara teori penggunaan U-235 yang lebih besar akan menghasilkan daya yang lebih besar. dibandingkan bahan bakar terdahulu. Dalam penelitian ini parameter yang diubah dalam program WIMSD4 ialah parameter temperatur dari bahan bakar silisida 400 gram, sehingga faktor - faktor yang mempengaruhi penelitian berasal dari perilaku fisik bahan bakar tersebut. Dalam penelitian ini terdapat perubahan yang dilakukan pada teras reaktor. yaitu ditempatkannya 2 buah batang kendali pengaman pada grid G-IO dan B-3 menggantikan elemen berilium (Be). Keberadaan batang kendali pengaman ini tak lain ialah untuk mengantisipasi reaktivitas lebih dari reaktor, mengingat jumlah dari U-235 yang lebih besar dibandingkan pada muatan 250 gram. Posisi dari kedua batang kendali pengaman tersebut berada dalam keadaan stand by (posisi di atas teras reaktor), dalam perhitungan BATAN-2D1FF grid G-IO dan B-3 diisi dengan elemen moderator (H20). Meskipun terdapat penambahan batang kendali, hal ini dipastikan tidak akan mempengaruhi fenomena yang berlangsung pada sel bahan bakar karena posisi kedua batang kendali pengaman berada di atas teras sehingga tidak terjadi penyerapan neutron oleh batang kendali. Melalui perhitungan dengan paket program WIMSD4 diperoleh keluaran berupa tampang lintang makroskopik dari material bahan bakar. Dimana untuk selanjutnya keluaran tersebut akan dipakai sebagai data masukan dalam tahap perhitungan dengan paket program BAT AN-2DIFF untuk mendapatkan data reaktivitas dan keffteras. Secara umum keluaran program WIMSD4 memperlihatkan tampang lintang makroskopik yang terdiri atas tampang lintang difusi, absorbsi, nu-fisi dan hamburan dari 4 grup energi neutron beserta nilai kin! tiap-tiap step burn-up. Nilai kin! belum bisa dijadikan sebagai gambaran dari keff teras, karena keluaran dari program WIMS hanya menampilkan keadaan dari sel bahan bakar bukan teras reaktor secara keseluruhan. Dalam Tabel I ditampilkan tampang lintang makroskopik serapan neutron pada suhu yang berbeda. Serapan terhadap neutron resonansi akan mempengaruhi reaksi fisi U-235 seiring dengan kenaikan temperatur dari bahan bakar. Dapat dilihat pada tabel tersebut bahwa nilai tampang lintang serapan neutron resonansi menurun terhadap kenaikan step burn-up. Nilai tam pang lintang serapan neutron resonan yang menurun karena

-290 ISSN 0216-3128 Tukiran S. sesuai dengan teori efek Doppler dimana tampang lintang serapan neutron resonansi akan menurun terhadap kenaikan temperatur namun bukan berarti tluks neutron resonansi yang diserap menurun karena pelebaran doppler (doppler broadening) yang terjadi justru meningkatkan tluks neutron resonansi pad a daerah serapan sehingga mengurangi intensitas serapan neutron termal oleh U-235. Tabel 2 ditunjukan nilai k-inf menurun dengan kenaikan step burn-up. Hal ini terjadi karena jumlah uranium yang ada berkurang dengan naiknya step burn-up. Nilai k-inf berkurang dengan naiknya suhu bahan bakar. Hal ini terjadi karena nilai tampang lintang makroskopik nu-fisi menurun setiap kenaikan step burn-up dapat dilihat pada Tabel 3. Hal ini menyebabkan nilai kin! sel bahan bakar menurun terhadap kenaikan step burn-up. Hal ini sesuai dengan harapan, mengingat serapan resonansi pada U-238 akan mempengaruhi reaksi fisi U-235. Nilai kin! sel yang menurun terhadap kenaikan step burn-up akan memberi kemungkinan pada menurunnya nilai keffteras reaktor terhadap kenaikan temperatur pada bahan bakar uranium silisida dengan muatan sebesar400 gram. Pada Tabel 3 juga dapat dilihat bahwa dengan naiknya suhu maka konstanta makroskpik nu-fisi menurun. Hal ini disebabkan oleh karena efek Doppler. Selain itu terdapat data tampang lintang difusi dan hamburan neutron. Tampang lintang difusi nilainya berbanding lurus dengan intensitas keboeoran neutron. Sementara itu nilai tam pang lintang hamburan akan berbanding lurus dengan populasi neutron dalam teras reaktor. Nilai tam pang lintang difusi juga menurun setiap step burn-up dan tampang lintang hamburan pad a neutron terma! eenderung naik (nilai tampang lintang hamburan tidak ditampilkan karena perubahannya tak terlaiu signifikan). Hal ini menyatakan keboeoran neutron termal yang semakin keeil dan populasinya yang bertambah. Hal ini juga menegaskan bahwa serapan neutron resonan pada U-238 yang meningkat akibat efek Doppler, memberikan kontribusi yang besar terhadap turunnya intensitas dari reaksi fisi U-235. ( %) Fraksi Tabel1. Tampang lintang neutron teras silisida 400 gram. Tampang lintang sera pan ( em-i) 1,82104E-02 1,83085 1,81266E-02 1,80770 1,69035E-02 1,72060 I,77909 1,80198E-02 1,80455 1,79379E-02 1,64278E-02 1,74388E-02 1,76472E-02 1,79832E-02 1,78779E-02 1,83097E-02 1,83056E-02 1,84107E-02 1,86748E-02 1,66738E-02 1,68149E-02 1,69484E-02 1,72887E-02 1,74214E-02 1,75888E-02 1,77206E-02 1,781 1,79497E-02 1,78868E-02 1,80240E-02 1,81535E-02 1,80287E-02 1,81648E-02 1,83585E-02 1,84910E-02 1,86159E-02 1,85380E-02 1,86707E-02 1,87957E-02 1,86736E-02 1,87987E-02 1,85750E-02 1,86999E-02 1,85359E-02 1,84416E-02 1,85665E-02 1,82173E-02 1,83511 1,84773E-02 1,83862E-02 1,85118E-02 1,83076E-02 1,84345E-02 T=150 C 1,82497E-02 1,83775E-02 1,71483E-02 1,74493E-02 1,76804E-02 1,82933 1,84425 1,82779E-02 1,83090E-02 1,85422E-02 1,87999E-02 1,82529E-02 1,81730E-02 = 100 C 200 C 144E-02 89E-02 IOE-02 T = 20 C bakar Yogyakarta. 10 Juli 2006

Tukiran S. ISSN 0216-3128 29/ ( %) Fraksi Tabel2. Nilai k-inf teras silisida 400 gram. Nilai K-inf 1,646134 1,625592 1,575405 1,601280 0,847560 1,547845 1,486110 1,370271 1,313610 1,234845 1,148859 1,036259 1,518108 1,451336 1,412960 1,645456 1,642845 T 1,571387 1,569097 1,543882 1,541623 1,539496 1,597207 1,594886 1,621461 1,616892 1,638671 1,636292 1,634054 1,641950 1,639566 1,637323 1,641274 1,638891 1,511970 1,447547 1,445387 1,409240 1,405115 1,482260 1,480063 1,366635 1,364556 1,308069 1,231490 1,229572 1,145708 1,143905 1,142202 1,033392 1,030200 0,845201 0,843850 1,566943 1,592701 1,619107 1,636649 1,509871 1,443348 1,407117 1,477994 1,362594 1,310085 1,306168 1,227762 1,031750 0,842573 = 14199 100 t C T = 20 C bakar (%) Tabel3. Tampang lintang makroskopik nu-fisi neutron termal silisida 400 gram. 2,17100E-01 2,23471 2,00564E-0 2,09080E-0 7,1 8,93698E-02 4,80338E-02 2,22694 1,38435E-01 2,23337E-0 1,5021IE-01 1,91583E-01 1,71986E-01 1,6140IE-OI 1,06115E-01 1,23978E-0 1,82049 1926E-02 1,91576E-01 2,00559E-0 2,23331 2,23327E-01 2,09072E-0 2,09075E-0 1.50207E-0 1,91579E-01 8,93681 8,93672E-02 1.38431 2,23465E-0 2,23461 2,22688E-0 2,22684 1.50206E-0 4,80332E-02 4,80328E-02 1.71983E-0 1.71980E-0 1.61397E-0 1.61396E-0 1.06112E-0 1.06111E-01 7,11914E-02 7,11904E-02 1.82045E-0 1.82042E-0 2,17091 2,17094 1.23974E-0 1.38432E-01 1.23976E-OI Tampang 2,00556E-0 I. 1.61395E-OI 1.82040E-0 2,23324E-01 1.50204E-01 8,93663E-02 1.23973E-OI 1.38429E-0 2,23457E-0 T 2,22681 4,80324E-02 2,09069E-0 I,91574E-0 71978E-0 17087E-0 = E-O1 100 I898E-02 150 200 IOE-OII 1I E-O1 C lintang I I1 makroskopik nu-fisi neutron termal (em-i) T = 20 C Fraksi bakar Prosiding PPI PDIPTN 2006

292!!!!!!!!!! ISSN 0216-3128 Tukiral/ S. Pada Tabel 4 disajikan nilai kef! teras dari tiap temperatur yang diujikan beserta nilai reaktivitas, perubahan reaktivitas dan nilai koefisien reaktivitas temperatur bahan bakar silisida untuk bahan bakar silisida muatan 400 gram. Nilai kej1dan nilai p merupakan keluaran langsung dari program BATAN-2DIFF, sementara itu!1p dan atf merupakan hasil turunan dari data awal yang diselesaikan dengan persamaan (IO) dan persamaan (4). Nilai dari perubahan reaktivitas (tj.p) dari tiaptiap kondisi temperatur bahan bakar ialah selisih reaktivitas tiap temperatur dengan temperatur 20 C. Dengan demikian nilai koefisien reaktivitas temperatur bahan bakar silisida dihitung terhadap kondisi temperatur 20 C. Nilai negatifyang tertera pad a data di atas menunjukan kondisi reaktivitas yang menurun terhadap temperatur bahan bakar. Dari penelitian ini temyata didapatkan hasil yang sesuai dengan teori. Ni]ai reaktivitas bahan bakar silisida berkurang seiring dengan kenaikan temperatur pada material bahan bakar tersebut, sehingga faktor perlipatan neutron dalam teras reaktor nilainya semakin kecil, selain itu nilai dari koefisien reaktivitas temperatur bahan bakar silisida memiliki nilai yang negatif. Nilai tersebut sesuai dengan nilai yang disyaratkan setiap jenis bahan bakar nuklir yang akan digunakan pada reaktor nuklir penelitian maupun reaktor daya. Secara urnurn fenornena perubahan rcaktivitas yang bemilai negatif disebabkan oleh 3 hal yaitu: I. Peristiwa efek Doppler, dimana spektrum energi neutron resonansi diserap oleh bahan bakar fertil U-238 dengan tam pang lintang yang besar. 2. Ekspansi termal pada bahan bakar U-235 sehingga densitasnya berkurang, Hal tersebut mempengaruhi probabilitas penangkapan neutron termal yang menghasilkan reaksi fisi. 3. Pergeseran spektrum energi neutron akibat peningkatan energi termal pada teras. Energi panas yang dihasilkan oleh reaksi fisi akan mengakibatkan spektrum neutron termal bergeser ke spektrum neutron resonansi atau bahkan spektrum neutron cepat, sehingga probabilitas serapan pada U-235 menjadi berkurang. Hal-hal di atas merupakan faktor penyebab berkurangnya reaktivitas bahan bakar. Efek Doppler merupakan faktor yang memberikan kontribusi cukup besar pada nilai koefisien reaktivitas temperatur bahan bakar yang negatif. Pada bahan bakar silisida muatan 250 gram dihasilkan data yang serupa, yaitu nilai perubahan reaktivitas dan koefisien reaktivitas temperatur bahan bakar yang bemilai negatif. Temperatur yang diujikan ialah pada 20 C, 38 DC,50 C, 100 C, dan 150 C. Datadata hasil penelitian tersebut ditampilkan secara lengkap pada Tabel 5. ec) Tabel4. Nilai koefisien reaktivitas temperatur bahan bakar silisida 400 gram. - 1.1227144003 1.1204876900 1.1192157269 1.1180204153 Suhu tj.p -p(%) atf 27,6 37,2 (10-4) 17,510,753-2,06 2,18 2,12 10,928 10,652 10,556 ( 10-5) Uranium silisida densitas 4,8 gu/cc k~ff (0C) Tabel 5. Nilai koefisien reaktivitas bahan bakar silisida muatan 250 gram. - Suhu 1,0747810-1,0750340-1,0754517 1,0737406 1,0727116 Bahan tj.p -23,7516 bakar (10-4) 14,8]79 5,8026 3,6129 - atf - -2,007 1,934 1,852 1,827 (10-5) uranium silisida densitas 2,96 gu/cc k~ff

Tukiran S. ISSN 0216-3128 293 Tabel 6. Perbandingan muatan bahan bakar silisida 250 dan 400 gram. Muatan (atom/ 2.40040E-03 I.50025E-03 U-235 barn 6.01 9.63032E-03 U-238 (atom/ em) 895E-03 barn em) tinggi memiliki pengaruh yang cukup besar ditinjau dari segi keselamatan sehingga harus dianalisis keselamatannya. DAFT AR PUST AKA Apabila data dari kedua penelitian tersebut dibandingkan, ternyata koefisien reaktivitas temperatur bahan bakar silisida muatan 400 gram bernilai lebih negatif. Dengan kata lain derajat penurunan reaktivitasnya lebih besar terhadap penurunan reaktivitas bahan bakar silisida muatan 250 gram. Perbandingan ini cukup menarik mengingat bahan bakar silisida muatan 400 gram memiliki densitas U 235 yang lebih besar dibanding muatan 250 gram. sehingga ada kemungkinan bahwa probabilitas reaksi fisi akan menjadi lebih besar dan perubahan reaktivitas yang terjadi akan bernilai lebih positif tcrhadap muatan 250 gram. Data yang tertera pada Tabel 6. menunjukan pcrbandingan dcnsitas antara U-235 dengan U-238 pad a muatan 400 gram lebih besar daripada muatan 250 gram. sehingga peluang terjadinya reaktivitas yang bernilai lebih negatif menjadi lebih besar. Namun, penyerapan neutron resonansi oleh U-238 mengakibatkan nilai reaktivitas temperatur yang justru bernilai lebih negatif dari muatan sebelumnya. Fenomena ini dapat juga disebabkan oleh pergeseran spektrum neutron lambat ke spektrum neutron resonan akibat energi termal sehingga diserap oleh material U-238. Sementara itu ekspansi term a] bahan bakar mungkin tidak memberikan efek yang signifikan, mengingat densitas U-235 yang lebih besar dibandingkan dengan muatan 250 gram, sehingga sangat tidak mungkin apabila ekspansi termal pada bahan bakar yang bermuatan 400 gram akan memberikan efek yang lebih besar daripada bahan bakar yang bermuatan 250 gram. I. AMIL MARDHA, TUKIRAN S, TAGOR M.S., Perhitungan Koefisien Reaktivitas Temperatur Bahan Bakar Oksida dan Si/isida pada Mua/an Sam a, Buletin Reaktor Serba Guna, BATAN, Serpong, 1997. 2. TUKIRAN S., SURIAN PIN EM, Analisis Efek Suhu Terhadap Reaktivitas Teras RSG- GAS Berbahan Bakar Silisida, Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir, BAT AN, Serpong, 2001. 3. BALZA, Menghitung Koefisien Reaktivitas Void Reaktor RSG-GAS.UGM. Yogyakarta, 1995. 4. BATAN, Manual Input Program Manajemen Bahan Bakar Teras Batan- 2DIFF, PRSG BATAN. Serpong, 1998. 5. LAMARSH, J. R., Introduction to Nuclear Reactor Theory, Addison -Wesley Pub. Co. Inc. USA, 1972. 6. ABU KHALID RIVAl, Pengantar Teknologi Nuklir, Fisika - IPB, 2003. 7. BATAN, Regional Training Courses on The Use of PC in Research Reactors, IAEA BATAN, Bandung, ]991. 8. HONG, LIEM P., Introduction to Difussion Code Programming. Cetakan Ulang: Paper, Serpong: P2TRR-BATAN, ]993. 9. SETIY ANTO, Teknologi Sistem Reaktor, BATAN, Serpong, 1997. 10. WOKIB, Analisis Distribusi Daya Sebagai. Fungsi Posisi Batang Kendali Di Teras Reaktor RSG GAS. Jurusan Fisika. Institut Pertanian Bogor, 200 I. KESIMPULAN Nilai koefisien reaktivitas temperatur bahim bakar silisida densitas 4,8 gu/cc bernilai negatif dan bernilai lebih negatif dibandingkan dengan densitas 2,96 gu/ce. Efek Doppler dan pergeseran spektrum neutron diperkirakan menjadi penyebab utama dari terjadinya koefisien reaktivitas temperatur bahan bakar yang bernilai ]ebih negatif. Sementara itu dari nilai koefisien reaktivitas temperatur bahan bakar silisida densitas 4,8 gu/cc yang bernilai ]ebih negatif dibandingkan dengan densitas ]ebih rendah dapat disimpulkan bahwa dari segi kese]amatan pergantian bahan bakar dari densitas rendah ke densitas lebih TANYAJAWAB Tegas S. - Mengapa yang diteliti bahan bakar silisida uranium? Tukiran Karena uranium si/isida dapat memberikan keuntungan misalnya dengan densitas timggi dapat lebih lama (panjang) siklusnya dan juga uranium si/isida mempunyai daya hantar panas yang lebih baik.