penentuan sif at neutronik sel bahan bakar umo …digilib.batan.go.id/e-prosiding/file...
TRANSCRIPT
Prosiding Seminar Hasil Penelitian P2TRRTahun 2004
ISSN 0854-5278
PENENTUAN SIF AT NEUTRONIK SEL BAHAN BAKAR UMoTERAS RSG-GAS.
Tukiran SPusat Pengembangan Teknologi Reaktor Riset-Batan
ABSTRAK.PENENTUAN SIFAT NEUTRONIK SEL BAHAN BAKAR UMo TERAS RSG-GAS.Reaktor RSG-GAS dengan bahan bakar uranium silisida tipe plat dan muatan 250 g Udirencanakan akan mengganti bahan bakarnya menjadi Uranium Molibdenum (UMo), denganmuatan 300 gram. Bahan bakar UMo mempunyai keuntungan yang besar jika muatannyabertambah besar dengan volum yang sarna. Saat ini bahan bakar UMo untuk reaktor riset masihdalam penelitian sehingga RSG-GAS merasa perlu untuk menganalisis kemungkinan pemakaianbahan bakar UMo. Untuk mengetahui sifat neutronik bahan bakar UMo dilakukan perhitungansel dengan menggunakan paket program WIMSD/4. Model yang digunakan dalam perhitunganadalah multislab dengan muatan bahan bakar 300 gram dan persen berat Mo dalam bahan bakar6 %, Kerapatan U-235 adalah 3,55 g U/cc. Nilai keff yang diperoleh pada saat dingin danbersih adalah 1,209 % sedangkan pad a saat panas diperoleh keffadalah I, 091.
Kata kunci : teras reaktor, molybdenum, Bahan baker, neutronik
ABSTRACTDETERMINATION OF UMo FUEL CELL NEUTRONICS CHARACTERISTIC OFTHE RSG-GAS CORE. Silicide fuel of the RSG-GAS reactor with 250 gram of loading willbe planned to converse to uranium mollybdenum with 300 grams of loading. The UMo fuel hasgreat advantages if the fuel has greater density in the same volume. Right now the UMo fuel, isstill under research and irradiation in the world so that it is necessary to analyze the possibilityof the fuel used in the RSG-GAS core. To know the characteristic of neutronic of the UMo fuel,cell calculation was using WIMSD/4 code. The model that used in this research is multislaband 300 gram of loading with 6 w/o of UMo. The density of UMo fuel is 3,55 gU Ice. Theresults of calculation showed that the val ue of keff is 1,209% and 1,091 % for cold and hotconditions respectively.
Keywords: reactor core, molybdenum,fuel, neutronic
PENDAHULUAN
Oalam konversi bahan bakar teras RSG-GAS dari uranium oksida menjadi
uranium silisida telah terlaksana dengan sukses. Saat dikaj i kemungkinan untuk
mengkonversi bahan bakar terse but menjadi uranium molybdenum (UMo), karena
bahan bakar UMo mempunyai keunggulan dibanding dengan bahan bakar uranium
silisida. Bahan bakar UMo dapat dimuat dengan densitas tinggi sampai 109 U/cm3
(Iebih besar dari uranium silisida 5,2 gU/cm3) dan daur ulangnya lebih gampang.
224
ISSN 085~-5278 Pl'l1l'11II1Wl S~r(lf SClI{rol1lk setrukircm
Bahan bakar UMo sampai saat ini belum ada yang menggunakannya dalam
reaktor riset. Bahan bakar ini masih dalam tahap penelitian dan pengkajian. CERCA
bekerjasama dengan ANL telah memulai penelitian bahan bakar UMo sejak tahun 1999
dan kini telah difabrikasi dan diiradiasi dalam reactor IRIS2, Prancis. Setelah diiradiasi
kemudian hasilnya dicek dan diperoleh bahwa bahan bakar UMo sangat stabil. 1]
Tujuan pengkajian ini adalah untuk menyiapkan hasil analisis teras dari segi
neutronik bilamana nanti direncanakan teras RSG-GAS akan mengkonversi bahan
bakarnya ke UMo. Untuk mencapai tujuan ini maka dilakukan perhitungan sel bahan
bakar UMo teras RSG-GAS dengan menggunakan program WlMSD/4 . Pemodelan
bahan bakar digunakan dengan model multi slab.
DESKRIPSI TERAS REAKTOR RSG-GAS
Reaktor RSG-GAS merupakan reaktor jenis MTR (Material Testing Reaktor) dan
kolam terbuka, yang dirancang sehingga dapat menghasilkan panas maksimum 30 MW
serta tluks neutron termal maksimum di daerah posisi iradiasi di dalam teras sebesar
2,5 x I Ol~ neutron cm-2s·l. Parameter disain teras setimbang oksida 2,96 gU/cc RSG
GAS dapat dilihat pad a Tabel I.
Reaktor RSG-GAS tidak dapat dioperasikan secara langsung dengan daya
maksimum 30 MW dengan bahan bakar yang seluruhnya baru. Oleh karena itu perlu
dilakukan pembentukan teras penuh yang dilakukan melalui teras transisi, sehingga bila
reaktor mencapai konfigurasi teras penuh telah terdapat elemen bakar yang dapat
memberikan jaminan keamanan selama beroperasi dengan daya penuh.
225
I'ro,udm.f:. ~\·(.'111I1W,.'I(I.'illPl'I1~'lrlhll1l'2JRRlii/wlI :(){)~
Tabel I. Parameter Desain Teras Oksida 2,96 gU/cc RSG-GAS
Tipe Reaktor Tipe kolam
Tipe elemen bakar
Oksida pengkayaan rendah
Sistem pendinginan
Konveksi paksa
Moderator/pendingin
H2O
Reflektor
Be dan H2O
Daya nominal (MW)
30
Jumlah elemen bakar standar
40
Jumlah elemen bakar kendali
8
Jumlah penyerap tipe garpu (pasang)
8
Panjang siklus pada daya nominal (hari)
25
Fraksi bakar rerata awal siklus (%hilangnya U235)
23,3
Fraksi bakar rerata akhir siklus (%hilangnya U235)
31,3
Dimensi elemen bakar/kendali (mm)
77 ,1 x 81 x 600
Ketebalan pelat bakar (mm)
1,3ILebar kanal pendingin (mm)
2,55-Jumlah pelat per elemen bakar
21
Jumlah pel at per elemen kendali
15
Material kelongsong bahan bakar
AIMg2
Ketebalan kelongsong bahan bakar (mm)
0,38
Dimensi Fuel Meat (mm)
0,54 x 62,75 x 600
Material Fuel Meat
U308AI
Pengkayaan U235(w/o)
19,75
Densitas Uranium dalam meat (mm)
2,96
Muatan U235per elemen bakar (g)
250
Muatan U235per elemen kendali (g)
178,6
Material penyerap
Ag-In-Cd
Ketebalan bahan penyerap (mm)
3,38
Material kelongsong penyerap (mm)
SS-321
Ketebalan kelongsong penyerap (mm)
0,85
226
15S:" (J85~-5278 I'Cllen/HUII .\;~f(1! \'t'If/I'uJ/lk .\£'1
"///.:'1"011
Adapun batas kesclamatan teras reaktor RSG-GAS adalah
a. reaktivitas pad a kondisi stuck-rod !cbih besar dari pada - 0,5 %.[3]
b. fraksi bakar maksimul11 adalah 56 %.
Neraca reaktivitas Reaktor RSG-GAS untuk konfigurasi teras setimbang dengan
elemen bakar oksida (250 gram U235/elel11en bakar) dinyatakan dalam Tabel 2.
Tabel2. Kesetimbangan reaktivitas teras reaktor RSG-GAS
Reaktivitas (D.k/k). %I
IPerubahan dari kondisi dingin ke panas
0.3
Perubahan dari kondisi xenon setimbang ke tanpa xenon
3,5
Perubahan fraksi bakar satu siklus operasi (30 MWth, 25 hari
3,0
Reaktivitas untuk eksperil11en dan target dalal11 teras
! 2.0!iReaktivitas cadangan untuk kompensasi xenon. beam tube
0,4,,
Reaktivitas lebih teras (a\\'al siklus. dingin dan tanpa xenon)9.2
:
Nilai padam (awal siklus. 8 batang kendali masuk)
-14,5
Nilai padam total (a\\'al siklus)
-5.3I
IBerkurangnya nilai padam pada saat stuck-rod (a\\al siklus)
3.1,
iNilai padam pad a sa at a\\'al siklus, dingin. tanpa xenon. stuck-rod.
-2.2l
227
rros/(llIIg Sl'miIlO,. /f0.\l1 PIl1/dllw1/ PllRUT,1I11111 :laa.;
CARA KERJA
1. Dimensi Bahan Bakar dan Batang Kendali
Data fisik dan geometri bahan bakar dikumpulkan berdasarkan data dan
spesifikasi elemen bahan bakar dan kendali RSG-GAS. Pengul11pulan konstanta fisika
bertujuan untuk dapat l11enghitung kerapatan atom setiap material pen)'usun elemen
bakar dan kendali RSG-GAS. Data-data kelongsong dapat dilihat pad a Tabel 3.
1% ", cI,ddlo, (AIM,2) dl "',, ",100 i =F i 0,186386
!%iol side plate (AIMgSi-1) di extra region i 1------~:----0-,5-055361I---- .__ ------r-- . . ._~_l .. n' - •• ~
~ovol air di extra region I J '. 0,3080~8J
I ' ' !I 0602214f-- _±----t------i ~ ___j,Densitas atom penyusun extra region: I r
I8,11 7.71--66!____37~,9~1
,
Meat0,0546,275601426,951
,Cladding
0,0386,27560i600,894
;Moderator air
I 0,2556,2756012016,158
I Pelat bahan bakar0,137,0756011158,885
iCladding di extra regionI131,04J
iSide plate
!355,4208!
;Air di extra region
II I!216,5967
IVolume extra region
,-----+- - h __ '
II
-~-
I --,AIMg2
AIMgSi-1H2ODensitas extraIregion IRho
2,682,70,9982
%vol di extra region
0,1863860,5055360,308078i
IUnsurSAwt%wt%wt% l
Mg
24,3050,02050,009-5,58099E-04 I
Si
28,08550,0030,01025-3,32123E-04
==1Cu
63,5460,00050,007-9,29143E-05
Mn
54,9380,0030,007-1,21162E-04
Fe
55,8470,0040,005-9,51386E-05
Cr
51,9960,0030,0015-4,10691E-05
Zn
65,380,0020,002-3,43470E-05
Ti
47,880,0010,001-2,34504E-05 I
AI
26,981540,9630,95725-3,98989E-02 1H
1,0079.. 2,05599E-02I
015,9994-- 1,02799E-02
I
,Parameter ,Volume
228
ISSN 0854-527R
Tabel4. Data-data Kelongsong
Bahan kelongsong AIMg2
Rho 2,68Avo 0,602214
l'eI11'11I11aJ] S'(f{1! Si.'ll1r011lJ.: ,\'e1
{uk iron
Unsur BA\\'t%Dcnsitas (atom/cc)
Mg
24,3050,02051,36127E-03
Si
28,08550,0031,72395E-04Cu
63,5460,00051,26989E-05Mn
54,9380,0038,81320E-05
Fe
55,8470,0041,15597E-04
Cr
51,9960,0039,3] 187E-05Zn
65.380O,OOOOOE+OO
Ti47,880O,OOOOOE+OO
Al26,981540,9665,77824E-02
Data-data tersebut kemudian akan digunakan untuk perhitungan kerapatan
unsure (densitas atom) pembentuk teras yang digunakan sebagai input program
WIMSD/4.
2. Perhitungan Densitas Atom
Salah satu data masukan paket program WIMS-D/4 yang paling menentukan
akurasi hasil perhitungan sel adalah kerapatan unsur-unsur penyusun bahan bakar.
Tabel 3 menunjukkan data material penyususn teras seperti tebalmcat, moderator H20
dan daerah extra region. Sedangkan Tabel 4 adalah data unsure penyusun kelongsong
Kerapatan unsur penyuslin meat di Tabel 5 dilakukan dengan cara sebagai
berikut:
a. Menghitllng volume meal (em3) dilakukan dengan mengalikan dimensi panjang,
tebal dan tinggi (em) daripada meal.
b. Menghitung massa U-235 per petat adalah dengan cara berat U-235 per elemen
bakar (gr) dibagi dengan total pelat (21 buah).
c. Menghitung massa U-238 (g) per pelat =
( 1 x massa U - 235) - massaU - 235pengkayaan
d. Massa Uranium per pelat (g) = massa U-235 + massa U-238
( TotalU ) 2c. Massa Mo (g) = ----- x - x SA Mo
BArala - rala 3
229
Pr051clll1g St'I1Jl11.I1'/laSII Pf..'I1CIIfWI1/J:!JR.U
7,1111111 ~(}()~
ISSf\: OX5·1-5c7X
1 - (fraksi volume U-Mo + fraksi volume
f. Massa U-Mo (g) = totalmassa Uranium + massa Mo
g. Volume U-Mo dalam meal (cm3) = massa U-Mo / kerapatan U-Mo
h. Fraksi volume U-Mo dalam meal = volume U-Mo dalam meal/volume meal
I. Fraksi volume porositas = (0,072 x fraksi volume U-Mo dalam meat) - (0,275 x
fraksi volume U-Mo dalam meal x 2) + (1,32 x fraksi volume U-Mo dalam meal
x 3)
J. Fraksi volume Al dalam meal
porositas)
k. Massa Al dalam meal = fraksi volume x volume meal x kerapatan AI
I. Massa U-Mo-AI = Massa U-Mo + massa Al
m. Kerapatan senyawa dalam meal = Massa senyawa / volume meal
n. Fraksi be rat unsur dalam U-Mo-AI = massa unsur / massa U-Mo-AI
o. Kerapatan atom (atom/cm3) = Craksi berat ullsur dalam U-Mo-AI x kerapatan U
Mo-Al x bilangan avogadro / BA unsur
230
ISS~ OS5~-527S /\_'I1£'IlIuan .\{fla .Yl'ulrol1lk S('/lidirall
Tabel 5. Perhitungan densitas atom bahan bakar UMo
Berat U35 per EB 300 (gr)350 (gr)400 (gr)450 (gr)550 (gr)Volume meat (ee)
20.33120.33120.33120.33120.331Massa
U35per14.286 16.66719.04821 .42926.190pelat (qr) Massa
U38per58.047 67.72277.39687.071106.420pelat (gr) Massa
uranium72.333 84.38896.444108.499132.610per pelat (qr) %Mo
0.060.060.060.060.06%U
0.940.940.940.940.94Massa U-Mo
76.95089.775102.600115.425141.074Massa Mo
4.6175.3866.1566.9258.464Volume U-Mo
4.3545.0795.8056.5307.982Fraksi vol U-Mo
0.2140.2500.2860.3210.393Fraksi porositas
0.10.10.10.10.1Fraksi vol AI dalam
0.6860.6500.6140.5790.507meat Volume AI
13.94413.21912.49311.76810.316Massa
AIdalam37.650 35.69133.73131.77227.854meat (qr) Massa U-Mo-AI
114.599125.465136.331147.197168.929Oensitas
U-Mo-AI5.64 6.176.717.248.31dalam meat Oensitas
uranium3.558 4.154.745.346.52dalam meat Oensitas
U-Mo3.78 4.425.055.686.94dalam meat U-35 dalam U-Mo-
0.13280.13970.14560.1550AI
0.1247U-38 dalam U-Mo-
0.50650.53980.56770.59150.6300AL Mo dalam U-Mo-AI
0.04030.04290.04520.04700.0501AI dalam U-Mo-AI
0.32850.28450.24740.21580.1649Oensitas atom (meat, atom/ee): U-235
1.80030E-032.10035E-032.40040E-032.70045E-033.30055E-03U-238
7.22274E-038.42653E-039.63032E-031.08341 E-021.32417E-02Mo
1.42544E-031.66302E-031.90059E-032.13817E-032.61332E-03AI
4.13320E-023.91812E-023.70305E-023A8798E-023.05783E-02
Mo dengan WIMS-
1.76164E-032.05524E-032.34885E-032.64246E-033.22967E-030/4 PowerC
5.178044E-025.1371127E-025.096181E-025.055250E-024.973388E-02
PROGRAM WIMS D/4 (TVINFRITH IN/PROVED MULTIGROUP SCHEj~1E D/-!)
Program komputer WIMS D/4 adalah versi paling akhir dari WIMS yang dibuat
oleh AEE Winfrith, Dorchesterr, Dorset, United Kingdom. Versi komputer pribadinya
dikembangkan oleh E'rgo Computing, Inc. for Lahey. Versi pertama telah digunakan untuk
aplikasi desain reaktor pada tahun 1968. Setelah lebih 20 tahun dilakukan pengembangan
mctode, mode! clan teknik pemprograman. WIMS D/4 scpcrti discbut sebelumnya
merupakan paket program paling populer untuk pcrhitungan reaktor seCal"a luas.
231
I'ro,\',dlllg :-;1'111/11(1/'1111.\" /'1'I/1'IJIl<i/i /' :!IRf(li"lIIlI ]1)1)'/
WIMS adalah program sel (cell) yang menggunakan teori transport untuk
menghitung fluks sebagai fungsi energi dan posisi di dalam sel. Untuk memudahkan kerja
komputer, dalam perhitungan dibagi dalam dua langkah di mana WIMS menghitung
terlebih dahulu spektrum untuk daerah sedikit ruang dengan bentuk geometri sederhana
pad a seluruh kelompok energi yang ada di perpustakaan data (library) WIMS, dan
menggunakan spektrum ini menghasilkan tam pang lintang pada sedikit kelompok (few
groups). Dari hasil perhitungan sedikit kelompok kemudian digunakan untuk perhitungan
pada ruang yang lebih banyak. Fluks yang didapat dikembangkan dengan menggunakan
spektrum hasil perhitungan sebelumnya, sehingga !aju reaksi pad a setiap titik ruang dapat
dihitung pad a perpustakaan struktur kelompok. Pustaka program WIMS D/4 memi!iki 69
kelompok tenaga neutron yang menjangkau rentang tenaga 0 - 10 I\·1eV yang pustakanya
didasarkan pad a pustaka ENDF/B.
Tampang lintang makroskopis kelompok tenaga neutron yang diperlukan sebagai
koefisien persamaan banyak kelompok (l71ultigroups), diperoleh langsung dari kerapatan
atom isotop yang diberikan pada masukan program serta tam pang lintang mikroskopik dari
pustaka program. dengan pengecualian pad a isotop dengan resonansi di mana diperlakukan
perlakuan khusus. Berikut ini disajikan batas energi atas dan batas energi b,l\vah
pengelompokan energi neutron dalam 4 kelompok energi netron dengan program
WIMS/D4 diberikan pada tabel di bawah ini. Sedangkan yang digunakan dalam
perhitungan teras reaktor RSG-GAS adalah 4 kelompok energi neutron.
Tabel 6. Batas energi atas dan batas energi bawah 4 kelompok energi netron
Kode / Angka Energi BatasEnergi BatasDalam WIMS/D4
Atas NetronBawah Netron
( FEWGROUPS )( ev)(ev)
5
1.1078,21.105
15
8,21.1055,530.103
45
5,530.1030,625
69
0,6250
Data penghitungan konstanta kelompok seperti suhu moderator dan bahan bakar,
kerapatan moderator, dan komposisi bahan bakar digunakan bersama dengan pustaka
pustaka dasar untuk tampang lintang mikroskopis yang dipakai menghitung spektrum
232
ISS~ OS5·1-5278 1\'!/l.'l1//{0}7 .\{/;l/ \'l'lflr01lfk .\e{
F"kIUII1
neutron cepat dan tcrmal. Spektrum ini dipakai untuk mcnghitung konstanta makroskopis
dengan teknik merata-ratakan sel (cell averaging) yang tepat. Konstanta kelompok sera pan
biasanya dimodifikasi dengan menambahkan suatu tampang lintang efektif yang
mengelompokkan beberapa elemen kendali pada daerah yang sedang diperhitungkan. Pada
perhitungan kelompok halus (tIne groups) 69 kelompok, spektrum fluks pembobot berbeda
untuk setiap jangkau tenaga neutron, yaitu :
• Neutron cepat, kelompok 1 - 15, f1uks pembobot diberikan dalam pustaka data.
• Rentang perlambatan, kelompok 16 - 55, spektrum pembobot proposional dengan liE.
• Neutron thermal, kelompok 56 - 69, f1uks pembobot proporsional dengan
E
E.e KTE
Pendekatan WIMSO/4 terhadap resonansi didasari atas teori kesetaraan (equivalence
theorem) yang berarti penggantian persoalan hetcrogen menjadi persoalan homogen yang
setara, dan metoda probabilitas tumbukan (collisin probability). Untuk itu WIMS 0/4
menggunakan faktor Bell dan DancofI.
Analisis banyak kelompok diberikan dengan model sel tunggal dalam koordinat
planar maupun annular. Sel ini tersusun dari I daerah (region) di mana spektrum rerata
akan dihitung. lndeks spektrum 1 untuk daerah bahan bakar (dalam pengeljaan ini disebut
meat), 2 untuk kelongsong (clad), 3 untuk pendingin dan 4 untuk moderator. Oimensi dan
komposisi masing-masing daerah dibcrikan pada item slab atau annulus serta item material
dalam input program. Setelah diperoleh spektrum banyak kelompok pada kecmpat daerah,
konstanta banyak kelompok diringkas mcnjadi sedikit kelompok sebagaimana diberikan
pada itemfew groups. Pemampatan dikeljakan dengan cara biasa memakai persamaan :
1
0-(;2::0',1i,--"-
- :z:: Ii,dan 0-' (j(jl
" "0' '¢g~ L }:g
~:z:: ¢,
dimana penjumlahan dilakukan terhadap semua g dan gl yang dimiliki G-G1 •
Empat rutin yang dimiliki oleh WIMS 0/4 untuk perhitungan transport utama
yaitu PIJ, DSN, PERSEUS dan PRIZE. Metode OSN (Differential Descret Sn) dipakai
233
I'ros"f1ng Selllllwr!fasi/ l'enelilwl1 /'nR!?lii/1I1Il ](){).f
. ISSN OX5·j-527X
dalam pengeljaan kali ini dengan metode d(fJerential transport. Perhitungan pada sel
tunggal di atas dilakukan dengan mcmberikan syarat batas pantulan (reflected), di mana
terjadi keseimbangan arus neutron di batas sel. Pada bagian edit seperti akan dijelaskan
dalam struktur input - koreksi atas syarat batas ini dikerjakan dengan menghitung fluks
boeor, pad a kondisi harga buckling tetap.
HASIL DAN PEMBAHASAN
Hasil
Seeara garis besar hasil yang diperoleh dari perhitungan WHvlSD/4 adalah nilai
koefisien difusi D, faktor multiplikasi Ka' tam pang lintang makroskopik pembelahan L:f '
tam pang lintang makroskopik serapan L:a' tampang lintang lintang makroskopik transport
L:/r' vL: j' spektrum netron hasil pembelahan (X), matriks tampang lintang makroskopik
hamburan L:" critical buckling dan jumlah setiap atom yang ada pad a akhir siklus,
terdapat pula nilai-nilai hasil homogenisasi sel. Dengan diperolehnya hasil keluaran
program WHvlSD/4 maka disusun data masukan untuk perhitungan teras program Batan
2DIFF seperti di bawa ini untuk menentukan parameter teras reaktor. Data di bawah ini
adalah konstanta kelompok (4 group) material teras RSG-GAS berbahan bakar uranium
molybdenum muatan 300 gram uranium dan keadaan dingin .. Kemudian dilakukan
perhitungan nilai multiplikasi pada saat teras dalam keadaan dingin (cold) dan panas (hot).
IFS =1,2 U6Mo, COLD XE AND SM FREE (1) & COLD
ILOAD=1,2,3 U-235 LOADING 300, 400,IFS =3,4 U6Mo, HOT XE FREE SM EQUIL (3) & HOT
ILOAD=1,2,3 U-235 LOADING 300, 400,4 3 17 4
O.OOOOOE+OO 1.54667E+023.65464E+04 4.64036E+041.00052E+05 1.14943E+05O.OOOOOE+OO 9.72060E-022.24363E+01 2.82981E+015.86518E+01 6.65167E+01O.OOOOOE+OO 1.54667E+023.65464E+04 4.64036E+041.00052E+05 1.14943E+05O.OOOOOE+OO 9.72060E-022.24363E+01 2.82981E+015.86518E+01 6.65167E+01
9.28868E+025.64077E+041.28529E+055.83792E-013.41632E+017.34201E+019.28868E+025.64077E+041.28529E+055.83792E-013.41632E+017.34201E+01
7.78434E+036.6571 7E+041.59636E+054.87252E+004.00317E+018.77177E+017.78434E+036.65717E+041.59636E+054.87252E+004.00317E+018.77177E+01
XE FREE SM EQUIL (2)500 GR/E
XE & SM EQUIL (4)500 GR/FE
1.72432E+04 2.68283E+047.69120E+04 8.74526E+041.90742E+051.07238E+01 1.65783E+014.59048E+01 5.17839E+019.78415E+011.72432E+042.68283E+047.69120E+04 8.74526E+041.90742E+051.07238E+01 1.65783E+014.59048E+015.17839E+019.78415E+01
234
ISSN OS5~-52/S jJt!IU!1I11UJI1 .\·I/~JI St!1ilr()I1/~' .\('1T"klral1
;'HlvJS/D4XS LIBRF.RIES FOR SILICIDEIFS=1,2 (LOAD=1,2,3 250,275,300) IFS= 3,4 (LOAD=1,2 230,250,270)IFS=l -> SI COLD, XE-SM FREE : IFS=2 -> SI EOT, XE-SM FREEIFS=3 -> OX COLD, XE-SM FREE : IFS=4 -> OX HOT, XE-SM FREE
4 3174
O.OOOOOE+OO 1.55531E+02 9.31114E+02 7.8024BE+03 1.72743E+04 2.68623E+043.65726E+04 4.64126E+04 5.63915E+046.65207E~04 7.68158E+04 8.72976E+04
9.98085E+041.14577E+05 1.28028E+05 1.42237E+05 1.60241E+05
0.000002+00 9.99833E-02 5.99900E-01 4.99983E~00 1.10008E+01 1.70005E+012.30002E+01 2.90005E+01 3.50003E+01 4.1000~2+01 4.70006E+01 5.30005E+016.00003E+01 6.80002E+01 7.50002E+01 8.20001E+01 9.00002E+01O.OOOOOE+DO 1.54589E+02 9.30360E+02 7.79259E~03 1.72583E+04 2.68447E+043.65593E+04 4.64077E+04 5.63994E+046.65457E+04 7.68636E+04 8.73737E+04
9.99303E+04 1.14759E+05 1.28278E+05 1.42569E+05 1.60687E+05O.OOOOOE+OO 9.99836E-02 5.99902E-01 4.99979E~00 1.10000E+01 1.70002E+012.30005E+01 2.90007E+01 3.50009E+01 4.10009E~01 4.70010E+01 5.30009E+016.00012E+01 6.80010E+01 7.50010E+01 8.20012ET01 9.00004E+01
Bahan bakar Utvl0 saat ini belum ada yang digunakan dalam reactor riset di dunia. Sell1ua
masih dalam tahap penelitian dan pengujian iradiasi. Beberapa hasil iradiasi yang dilakukan
di Prancis di sajikan pada Tabel 7 di bawah ini.
Tabel 7. Beberapa hasil iradiasi bahan bakar UMo di Prancis.
Eksperimen IRISIUMUSIRIS2FUTURE
ReaktorOSIRIS (Fr)HFR (HolI)OSIRIS(Fr)BR2 (B)
Jumlah pelat
3442
UMo powder
GroundGroundAtomizedAtomized
Penqayaan (%)19,7519,75/3519,7519,75
Daya maks BOC (W/cm2)
120170230340
Suhu kelonqsonq maks °C
7590/110. 110130
Laju alir (m/s)
88812
Status eksperimen
BerhasilDihentikanBerlanqsunqDitunda
Jumlah siklus
1022*/4**2*
Fraksi baker maksEOC (%)
501528*1150**28*
*) batas nilai tcrcapai
**) tlljllan nilai akhir
PEMBAHASAN
Secara garis besar nilai koefisien difusi 0, faktor multiplikasi Ka' tam pang lintang
makroskopik pCll1beiahan L I ' tall1pang lintang ll1akroskopik serapan L", tampang lintang
lintang makroskopik transport L /,., \/L I ' spektrum netron hasil pembelahan (xJ, matriks
tall1pang lintang makroskopik hamburan L" critical buckling dan jUll1lah setiap atom yang
235
l'rosJ(lillg Sell/l/1ar 11(1.\11 Pelle/II 1011 P_'IRR
lii/1I11l ]{){).J
ada pada akhir siklus, terdapat pula nilai-nilai hasil homogenisasi sel. Nilai parameter ini
lebih besar untuk bahan bakar silisida muatan 300 gram dibandingkan dengan bahan bakar
UMo Hal ini disebabkan oleh karena sifat-sifat mikroskopik atom Si lebih besar dibanding
dengan atom Si.
Hasil perhitungan program WIMSD/4 meyatakan bahwa pustaka tampang lintang
material teras untuk bahan bakar uranium silisida dengan muatan 300 gram lebih besar dari
dari pad a uranium molybdenum maka nilai factor multiplikasi efektif teras untuk bahan
bakar silisida juga lebih besar dari molybdenum. Perhitungan teras dengan untuk bahan
baker Umo diperoleh nilai factor multiplikasi k-eff = 1,209 untuk pada saat dingin dan
1.091 pad a saat panas ada xenon. Nila ini cukup realistis untuk digunakan dalam tahap
selanjutnya yaitu menentukan parameter teras setimbang teras RSG-GAS berbahan bakar
UMo
KESIMPULAN
Perhitungan sel neutronik teras RSG-GAS berbahan bakar Ul'vl0 dcngan muatan 300
gram uranium telah dilakukan diperolch nilai factor multiplikasi k-cff = 1,209.
Perbandingan konstanta tampang lintang bahan bakar Uivl0 dengan bahan baker silisida
muatan sam a 300 gram tidak jauh berbeda sehingga sifat sel neutroniknya hampir sama
DAFT AR PUST AKA
1. JM. Hamy Cs " STATUS OF THE FRENCI-I UMo GROUP DEVELOPMENT
PROGRAm" Proseding RERTR, Chicago, Illinois, 5-10 Oktober 2003.
2. Asmedi SURIPTO, Cs " RERTR- RELATED PROGRAM IN INDONESIA"
Proseding RERTR. Chicago, Illinois, 5-10 Oktober 2003
,
236
ISS:--J 085·1-5278
DISKUSI
I'cn<,n/llan S,/;I/ .\','lIrrOlllk .\<,1TlIklron
1. Penanya: Yusi Eko Yulianto
Pertanyaan :
a. Pad a sector yang mana bahan baker UMo dapat meningkatkan utilisasi
b. Apakah desain neutronik BB UMo visible untuk kondisi penggunaannya di RSG
GAS termasuk fabrikasinya
Jawaban
a. Pada sector lamanya bahan baker di dalam teras yang sering disebut dengan
panjang siklus
b. Fabrikasinya kita belum bias, masih dalam tahap penelitian karena sangat canggih.
Namun kit a bisa beli bahan bakar kc luar negeri dan UMo bisa kita gunakan
237