JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA
Not a member yet
289 research outputs found
Sort by
ANALISIS PARAMETER KINETIK DAN TRANSIEN TERAS KOMPAK REAKTOR RSG-GAS
Get PDFDalam rangka meningkatkan efisiensi penggunaan bahan bakar reaktor RSG-GAS telah dilakukan studi penentuan teras kompak. Hasil perhitungan parameter neutronik menunjukkan bahwa teras kompak dengan menutup empat fasilitas iradiasi (IP) dengan elemen bakar dapat meningkatkan siklus operasi 23,6 %. Selanjutnya perlu dilakukan penentuan parameter kinetik dan analisis transien teras kompak untuk mengetahui keselamatan operasi reaktor. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan program WIMS/D4 untuk generasi konstanta difusi sel elemen bakar dan MTRDYN untuk menentukan parameter kinetik dan analisis transien. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa harga fraksi neutron kasip total teras kompak naik 2 % dan umur neutron serempak turun 8,3 % dibandingkan dengan teras setimbang. Temperatur maksimum bahan bakar saat transien pada daya awal 1 W adalah 71,64 0C dan pada daya 1 MW adalah 129,60 0C. Hasil ini menunjukkan bahwa teras kompak RSG-GAS aman digunakan sebagai teras alternatif.Kata kunci: parameter kinetik, transien, reaktor For increasing the efficiency of fuel element of the RSG-GAS reactor, some alternative configuration has been searched to obtain a compact core configuration. Calculation result of the neutronics parameters that the compact core with insertion fuel element to all irradiation facility (IP) can increase operation cycle length to about 23.6 %. Then, it is necessary to calculate the kinetic parameters and transient analysis of the compact core to verify the reactor operation safety. Calculations were performed by means of WIMS/D4 and MTRDYN code for generation of cell diffusion constants and for kinetic parameters and transient analysis respectively. The result showed that the total delayed neutron fraction of compact core increases by 2 % and the prompt neutron lifetime decreases 8.3 % compared to the equilibrium core. Maximum temperature of the fuel element at transient at initial power of 1 W is 71.64 0C and at the power 1 MW is 126.60 0C. The result showed that the compact core of RSG-GAS reactor can be used as alternative core safely. Keywords: kinetic parameter, transient, reactor
ANALISIS KANDUNGAN UNSUR ESENSIAL DAN TOKSIK DALAM TEH DAN AIR SEDUHANNYA DENGAN AKTIVASI NEUTRON
Get PDFKadar unsur logam K, Ca, Mn, Mg, Fe, Na, Zn, Rb, Br, Cr, Cs, La,Sc dan Co dalam 14 sampel teh hijau, teh hitam, teh hitam dengan aroma melati, aroma vanila, bunga rosella dan air seduhan teh telah ditentukan dengan analisis aktivasi neutron. Sampel teh dipilih dari produksi dalam negeri dan diperoleh dari Pasar Swalayan di daerah Serpong. Iradiasi neutron sampel dilakukan di Fasilitas Iradiasi reaktor RSG-GAS pada fluks neutron thermal sekitar sekitar 1013 ncm-2s-1. Prosedur kerja menggunakan SOP yang dikeluarkan oleh FNCA. Sebagai kontrol mutu digunakan SRM-NIST 1573a Tomato leaves dan NIST 1547 Peach leaves. Hasil analisis menunjukkan bahwa konsentrasi semua unsur bervariasi tergantung jenis teh. Konsentrasi Ca, K, Mg dan Mn dalam teh cukup tinggi > 100 mg/kg . Konsentrasi Ca dan K memiliki rentang nilai antara 1135,36-9123,21 dan 1064,41-2473,12 mg/kg serta Mg 2725,6-5528,5; dan Mn 95,38-815,48 mg/kg. Unsur mikroesensial Na, Fe, Co, La, Cr, Br, Sc, Cs, Rb dan Zn memiliki konsentrasi 100 mg/kg. Concentration of Ca and K have values in a range of 1135.36-9123.21 and 1064.41-2473.12 mg/kg as well as Mg of 2725.6-5528.5; and Mn of 95.38-815.48 mg/kg.Concentration of Na, Fe, Co, La, Cr, Br, Sc, Cs, Rb and Zn <100 mg/kg. Most elements in these tea were released into the infusions at defferent percentages in a range of 27.89-68.94% depending on the sort of the tea. There were not detected toxical elements Hg, Cd and As except Cr with low concentration. Therefore tea drink sare adequately good enough as essential elements source and content no toxic elements. Keywords: elemental analysis, essential, toxic, tea, neutron activation
PEMETAAN DISTRIBUSI SUHU DAN DNBR PADA PERANGKAT BAHAN BAKAR AP1000-EU
Get PDFTelah dilakukan suatu pemetaan distribusi suhu dan DNBR minimum pada perangkat bahan bakar AP1000-EU. Untuk meningkatkan kemampuan SDM dalam memahami desain PLTN, diperlukan karakteristik desain yang lengkap. Dengan latar belakang bahwa, untuk mendapatkan karakteristik termohidrolika yang lengkap, maka tujuan penelitian ini melakukan pemetaan distribusi distribusi suhu meat bahan bakar, kelongsong, pendingin dan DNBR minimum serta fluks panas dari 1/8 perangkat bahan bakar AP1000-EU pada kondisi BOC daya penuh, xenon setimbang dan batang kendali terangkat dari teras. Dipilihnya objek desain AP1000-EU ini karena dokumen kontrol desain AP1000 buatan Westinghouse Amerika Serikat ini sedang dalam proses sertifikasi oleh badan regulasi Inggris (negara Eropa). Desain AP1000-EU mempunyai daya termal reaktor yang sama 3400 MWt, jumlah perangkat bahan bakar sama 157 buah, tekanan operasi 15,1 MPa. Perangkat bahan bakar AP1000-EU terdiri atas 264 rod bahan bakar dengan ukuran diameter sebesar 0,95 cm dengan panjang 426,72 cm. Perhitungan dilakukan dengan code COBRA-EN pada 1/8 perangkat bahan bakar posisi G-9 dengan faktor daya bervariasi dari 1,124 sampai 1,396, dan hasilnya dibuat peta distribusi. Dari hasil pemetaan menunjukkan bahwa suhu maksimum tengah meat sebesar 1032,95 oC jauh lebih rendah dibanding batas maksimum desain, dan DNBR minimum 4,395 jauh lebih besar dibanding batas minimum desain. Hasil pemetaan distribusi suhu, DNBR dan fluks panas pada kondisi operasi normal, daya penuh pada awal siklus, cukup untuk menjawab peta distribusi di akhir siklus bahan bakar.Kata kunci : Pemetaan, distribusi suhu, DNBR, AP1000-EU. The mapping of DNBR and temperature distribution for EU-AP1000’s fuel assembly was carried out. The development of the human resources capability to understand the NPP design, requires comprehensive characteristic design. The background of this research, is that in order to find the comprehensive NPP characteristic design, to carry out the thermalhydraulics distribution mapping during NPP operation, involving the coolant, cladding and meat temperatures, DNBR and heat flux distribution for one eighth EU-AP1000 fuel assembly on the condition of near beginning of life, hot full power, equilibrium xenon and unrodded core. The EU-AP1000 was chosen as a research object, because of the AP1000 originally was designed by Westinghouse US, however the design control document (DCD) is on approval process by UK regulatory (representative European countries). The design of EU-AP1000 has thermal power of 3400 MWt, the number of fuel assemblies of 157, operation pressure 15.1 MPa. Each EU-AP1000 fuel assembly consists of 264 fuel rods which has 0.95 cm rod diameter and 426.72 cm rod length. The calculation was done using COBRA-EN code for 1/8 of fuel assembly of G-9 position, which has variation rodwise power factor of 1.124 to 1.396, and then from the output was made be a map. The mapping result shows that the maximum meat temperature of 1032.95 oC was much lower than the maximum limit design, and the safety margin of minimum DNBR of 4.395 was much higher than the minimum limit design. The heat flux, DNBR and temperature distribution mapping result on normal operation, hot full power and near beginning of life condition were sufficient to response to the distribution mapping ones on the end of life of fuel assembly. Keywords: Mapping, DNBR, temperature distribution, EU-AP1000
DESAIN TERAS DAN BAHAN BAKAR PLTN JENIS PEBBLE BED MODULAR REACTOR (PBMR) DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM SRAC
Get PDFAnalisis desain down scale teras dan bahan bakar PBMR-HTR dengan menggunakan program SRAC bertujuan mengetahui pengaruh variasi pengayaan U235, burnable poison, laju aliran pendingin dan suhu pendingin masuk terhadap kekritisan teras serta aspek-aspek keselamatan reaktor nuklir dengan parameter nilai keff dan koefisien reaktivitas suhu bahan bakar, moderator dan pendingin. Teras PBMR-HTR berbentuk silinder finite dengan lubang ditengahnya yang berisi 334.000 bahan bakar pebble bed. Bahan bakar berupa UO2, moderator grafit dan pendingin helium. Model desain down scale dilakukan pada ½ teras yang mewakili keseluruhan teras. Penelitian dilakukan dengan memvariasikan pengayaan bahan bakar sebesar 8%, 8,5%, 9%, 9,5% dan 10% sementara variasi konsentrasi burnable poison sebesar 5 ppm, 7 ppm, 9 ppm, 11 ppm, dan 15 ppm. Variasi laju aliran pendingin sebesar 60%, 80%, 100%, 120%, dan 140% sementara variasi suhu masukan pendingin sebesar 673,15K; 723,15K; 773,15K; 823,15K dan 873,15K. Pada penelitian ini keff pada BOL tanpa Gd2O3 sebesar 1.026213 dan EOL sebesar 0.995865 dengan excess reactivity sebesar 2,5 % dengan pengkayaan U235 9%. Sementara keffpada BOL dengan menggunakan Gd2O3 sebesar 1.0069680 dan EOL sebesar 0.9961928 dengan excess reactivity sebesar 0.69 % dengan konsentrasi Gd2O3 7 ppm. Koefisien reaktivitas suhu bahan bakar,moderator dan pendingin berturut-turut sebesar -9,074583E-05/K, -2,971833E-05/K dan 1,120700E-05/K. Koefisien reaktivitas bernilai negatif menunjukkan karakteristik keselamatan melekat (inherent safety) telah terpenuhi. Peningkatan suhu masukan dan penurunan laju aliran pendingin berkontribusi menurunkan nilai keff teras sehingga koefisien reaktivitas bernilai negatif.Kata kunci : PBMR-HTR, kritikalitas, reaktivitas, down scale, burnable poison Core and fuel down scale analysis on PBMR-HTR using SRAC program aims to identify the influence of U235 enrichment, burnable poison, coolant flow rate and coolant temperature entered to criticality core and safety aspects of nuclear reactor with the parameters are multiplication factor (keff) and fuel temperature coefficient, moderator temperature coefficient and coolant temperature coefficient. Core PBMR-HTR finite cylindrical with a hole in the middle which contains 334,000 pebble fuel bed. That consist of UO2 fuel, graphite moderator and helium coolant. Down scale the design model performed on the half core represent the whole core. The study was conducted by varying the fuel enrichment of 8%; 8.5%; 9%; 9.5% and 10%, while variation burnable poison enrichment at 5 ppm, 7 ppm, 9 ppm, 11 ppm and 15 ppm. The variation of coolant flow rate of 60%, 80%, 100%, 120% and 140% from its original value at 17.118 kg/s while the variation of coolant temperature input at 673.15 K; 723.15 K; 773.15 K; 823.15 K and 873.15 K. In this research, value of keff without Gd2O3 are 1.026213 (BOL) and 1.004173 (EOL) with excess reactivity of 2.55% with 9% U235 enrichment. While keff on BOL by using 7 ppm Gd2O3 of 1.006968 and 1.004198 for EOL with excess reactivity of 0.69%. Fuel temperature reactivity coefficient, moderator and coolant in a row for -8.597317E-05/K; -2.595284E-05 /K and 1.1496E-06/K. Temperature reactivity coefficient is negative. This indicates inherent safety characteristic have been met. Increasing the input temperature and coolant flow rate reduction lowers the value of keff core, and it will contribute to negative reactivity coefficient. Keywords : PBMR-HTR, criticality, reactivity, down scale, burnable poiso
TEKNIK AKTIVASI FOIL INDIUM UNTUK MENENTUKAN DISTRIBUSI NEUTRON TERMAL DALAM FANTOM PADAT DI BAWAH IRADIASI LINAC 15MV
Get PDFDewasa ini, penggunaan pesawat linear accelerator (linac) untuk kegiatan terapi pada penyakit kanker mulai intensif digunakan.Keuntungan utama linac dibanding dengan pesawat teleterapi adalah tidak lagi menggunakan sumber radioaktif serta memiliki variasi energi sehingga bisa disesuaikan dengan kebutuhan. Ketika sebuah pesawat linac dioperasikan di atas 10 MV, maka akan terjadi reaksi fotoneutron (γ,n) hasil dari interaksi energi sinar-X tinggi yang menumbuk material-material penyusun komponen pesawat linac seperti target, kolimator dan filter. Reaksi fotoneutron ini akan menghasilkan neutron. Pengukuran fluks neutron sangat penting untuk dilakukan terkait dengan keselamatan pada tindakan radioterapi dikarenakan emisi neutron ini merupakan radiasi sekunder yang akan menaikkan resiko kanker sekunder pada pasien akibat bertambahnya dosis radiasi yang diterima. Studi ini mengevaluasi fluks neutron yang dihasilkan oleh pesawat linac 15 MV menggunakan teknik aktivasi foil. Sebanyak 45 foil disisipkan dalam fantom padat yang diradiasi oleh linac untuk mengetahui besarnya fluks neutron terhadap fungsi kedalaman.Nilai yang didapat dimaksudkan untuk mengestimasi dosis tambahan untuk pasien ketika menjalani treatment menggunakan linac pada operasi di atas 10 MV. Dengan menggunakan hasil analisa spektrometer gamma dari foil indium yang teraktivasi, nilai fluks mengalami kenaikan seiring dengan bertambahnya kedalaman sampai pada 7 cm di bawah permukaan dengan nilai 2,6 x 106 ncm-2s-1 kemudian terus menurun seiring bertambahnya jarak. Pola ini terjadi karena adanya proses termalisasi neutron. Dengan menggunakan metode faktor konversi dosis neutron termal, maka diketahui dosis tambahan dari fluks neutron maksimum yang diterima pasien adalah 0,86 mSv/menit. Kontribusi dosis ini relatif kecil yaitu sebesar 0,1% dari dosis terapi.Kata kunci: Fluks neutron termal, LINAC, indium, fantom, aktivasi foil. Nowadays, using linear accelerator (LINAC) for therapeutic cancer activity intensively use. The advantages of linac compared to teletherapy plane are no longer using radioactive sources and have a variety of energy thus can be adapted to the needs . When a linac is operated above 10 MV , there will be a photoneutron reaction (γ,n) from the interaction of high X-rays energy striking the material components of linac such as target , collimator and filter. Photoneutron reaction will produce neutrons. Measurement of neutron flux is very important to the safety in the radiotherapy due to neutron emission is a secondary radiation that would increase the risk of secondary cancers in patients due to increasing the dose of radiation received . This study evaluated the neutron flux generated by the 15 MV linac using foil activation technique. The 45 foils inserted in a solid phantom irradiated by the linac to determine the neutron flux on the function of depth. This value will be used to estimate the additional dose to the patient while undergoing treatment using the linac operating above 10 MV. By using a gamma spectrometer analysis of the activated indium foil, flux values increase by adding depth of up to 7 cm below the surface with a value of 2.6 x 106 ncm-2s-1 and it would be decrease by increasing depth. This pattern occurs because the neutron thermalization process. By using the method of thermal neutron dose conversion factor, additional dose for maximum neutron flux that received by patients was 0.86 mSv/min. This dose contribution is relatively small, it is only 0.1 % of the therapeutic dose. Keywords: Thermal neutron flux, LINAC, indium, phantom, activation foil
APLIKASI TEKNIK AAN DI REAKTOR RSG-GAS PADA PENENTUAN UNSUR ESENSIAL DAN TOKSIK DI DALAM IKAN DAN PAKAN IKAN
Get PDFPada makalah ini diuraikan tentang aplikasi teknik AAN (Analisis Aktivasi Neutron) dalam penentuan konsentrasi unsur-unsur esensial dan cemaran yang terkandung di dalam beberapa spesies ikan dan pakan ikan. Unsur-unsur esensial yang terkandung dalam pakan ikan buatan juga dianalisis untuk mengetahui pengaruhnya terhadap ikan. Penentuan unsur menggunakan teknik AAN dengan metode perbandingan dan metode k0-AAN. Sampel diiradiasi di reaktor RSG-GAS yang memiliki fluks neutron thermal 5 x 1013 n.cm-2.s-1 pada daya 15 MW. Hasil penelitian menunjukkan bahwa 12 unsur di dalam 11 spesies ikan air laut dan air tawar telah ditentukan yaitu As, Br, Cr, Co, Cs, Fe, Hg, K, Na, Rb, Se and Zn. Konsentrasi cemaran As didalam ikan laut sudah melampaui batas maksimum 1 mg/kg, sedangkan konsentrasi cemaran Hg masih dibawah batas maksimum 0,5 mg/kg, baik untuk ikan laut maupun ikan air tawar. Unsur K dan Na merupakan unsur makroesensial sedangkan unsur Cr, Co, Fe, Se and Zn adalah termasuk unsur mikroesensial. Secara umum ditunjukkan bahwa kandungan mineral didalam ikan laut lebih tinggi konsentrasinya dibandingkan ikan air tawar. Br, Cs dan Rb merupakan unsur-unsur non esensial yang teridentifikasi dalam semua ikan yang dianalisis. Penelitian terhadap pakan ikan air tawar menunjukkan bahwa semua unsur yang teridentifikasi juga terdapat di dalam ikan laut dan ikan air tawar. Hal ini menunjukkan bahwa pakan ikan berkontribusi terhadap konsentrasi unsur di dalam ikan air tawar.Kata kunci : Analisis aktivasi neutron, unsur esensial, unsur cemaran, ikan, pakan ikan This paper reported on the application of NAA (Neutron Activation Analysis) Technique in the determination of the concentration of the essential and toxic elements in some species of fish and fish feed. Determination of elements using instrumental NAA technique with comparison and k0-INAA methods. Samples were irradiated in the RSG-GAS which has a thermal neutron flux 5.0E +13 ncm-2s-1. The results showed that as many as 12 elements in 11 species of fish in the sea water and fresh water has been determined that As, Br, Cr, Co, Cs, Fe, Hg, K, Na, Rb, Se and Zn. For toxic elements, As concentrations in marine fish has exceeded the maximum limit of 1 mg / kg, Hg concentrations were still below the maximum limit of 0.5 mg / kg, both for marine fish and fresh water fish. K and Na elements is the macro esensial element while Cr, Co, Fe, Se and Zn elements are micro esensial elements. The concentration of minerals in marine fish higher concentration than fresh water fish. Br, Cs, and Rb are non-essential elements were identified in all analyze fish. The results also showed that all of the elements identified in the fish feed contained in fish. This suggests that fish feed contributes to the concentration of elements in freshwater fish. Keywords : Neutron activation analysis, essential element, toxic element, fish, fish fee
INVESTIGATION ON THERMAL-FLOW CHARACTERISTICS OF HTGR CORE USING THERMIX-KONVEK MODULE AND VSOP'94 CODE
Get PDFThe failure of heat removal system of water-cooled reactor such as PWR in Three Mile Islands and Fukushima Daiichi BWR makes nuclear society starting to consider the use of high temperature gas-cooled reactor (HTGR). Reactor Physics and Technology Division – Center for Nuclear Reactor Safety and Technology (PTRKN) has tasks to perform research and development on the conceptual design of cogeneration gas cooled reactor with medium power level of 200 MWt. HTGR is one of nuclear energy generation system, which has high energy efficiency, and has high and clean inherent safety level. The geometry and structure of the HTGR200 core are designed to produce the output of helium gas coolant temperature as high as 950 °C to be used for hydrogen production and other industrial processes in co-generative way. The output of very high temperature helium gas will cause thermal stress on the fuel pebble that threats the integrity of fission product confinement. Therefore, it is necessary to perform thermal-flow evaluation to determine the temperature distribution in the graphite and fuel pebble in the HTGR core. The evaluation was carried out by Thermix-Konvek module code that has been already integrated into VSOP'94 code. The HTGR core geometry was done using BIRGIT module code for 2-D model (RZ model) with 5 channels of pebble flow in active core in the radial direction. The evaluation results showed that the highest and lowest temperatures in the reactor core are 999.3 °C and 886.5 °C, while the highest temperature of TRISO UO2 is 1510.20 °C in the position (z= 335.51 cm; r=0 cm). The analysis done based on reactor condition of 120 kg/s of coolant mass flow rate, 7 MPa of pressure and 200 MWth of power. Compared to the temperature distribution resulted between VSOP’94 code and fuel temperature limitation as high as 1600 oC, there is enough safety margin from melting or disintegrating. Keywords: Thermal-Flow, VSOP’94, Thermix-Konvek, HTGR, temperature Kegagalan sistem pembuangan panas pada reaktor berpendingin air jenis PWR, Three Mile Islands dan reaktor BWR Fukushima Daiichi, menyebabkan masyarakat nuklir mulai memikirkan penggunaan reaktor pembangkit daya jenis temperatur tinggi berpendingin gas (HTGR). Bidang Fisika dan Teknologi Reaktor di Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) mempunyai tugas melaksanakan kegiatan litbang desain konseptual reaktor kogenerasi dengan tingkat daya menengah yang berpendingin gas helium dengan daya 200 MWt. Desain HTGR200K merupakan salah satu sistem pembangkit energi yang memiliki efisiensi energi paling besar, dan tingkat keselamatan inheren yang tinggi dan bersih. Komposisi geometri dan struktur teras didesain agar dapat menghasilkan keluaran pendingin gas helium bertemperatur 950 0C sehingga dapat digunakan untuk produksi hidrogen dan atau unit industri proses lainnya secara kogeneratif. Luaran gas helium bertemperatur sangat tinggi ini akan menimbulkan tegangan termal pada bola bahan bakar yang mengancam integritas sistem pengungkungan produk fisi di dalamnya. Oleh karena itu perlu dilakukan evaluasi karakteristika termal flow untuk menentukan distribusi temperatur bahan bakar bola dan outlet temperatur pendingin gas helium teras HTGR. Hal ini dilakukan dengan menggunakan modul Thermix-Konvek yang terintegrasi dalam program VSOP’94. Geometri teras HTGR dikerjakan dalam modul BIRGIT untuk model teras 2-D (R-Z) dengan 5 kanal aliran pebble dalam teras aktif arah radial. Hasil evaluasi menunjukkan bahwa nilai tertinggi dan terendah temperatur yang terdapat pada teras adalah sebesar 999.3 °C dan 886,5 °C. Demikian pula hasil temperatur tertinggi bahan bakar TRISO dan bahan bakar pebble di dalam teras, yaitu diperoleh sebesar 1510,20°C yang terletak pada lapisan bahan bakar inti UO2, di posisi z= 335.51 cm dan r=0 cm. Analysis di lakukan pada laju massa aliran pendingin, tekanan dan daya masing-masing sebesar 120 kg/s, 7 Mpa dan 200MWth. Hasil perhitungan, jika dibandingkan dengan lisensi pembatas keselamatan terhadap maksimum temperatur bahan bakar pebble menunjukkan bahwa integritas bahan bakar pebble masih aman karena masih lebih rendah dari batas desain yaitu sebesar 1600 oC. Kata kunci: Thermal-Flow, VSOP’94, Thermix-Konvek, HTGR, temperatu
DESAIN TERAS ALTERNATIF UNTUK REAKTOR RISET INOVATIF (RRI) DARI ASPEK NEUTRONIK
Get PDFBerdasarkan dokumen kriteria pengguna dan fungsi utamanya, Reaktor Riset Inovatif (RRI) dipersyaratkan dapat menghasilkan fluks neutron termal maksimum 1×1015 neutron cm-2s-1. Hal ini diperlukan agar reaktor RRI dapat digunakan untuk target yang membutuhkan fluks neutron tinggi. Dalam penelitian sebelumnya diperoleh bahwa desain reaktor RRI tidak mungkin menghasilkan fluks neutron tersebut jika menggunakan bahan bakar seperti yang digunakan reaktor RSG-GAS. Hal ini diduga karena dimensinya terlalu besar, mengingat fluks neutron berbanding terbalik dengan volume teras. Tujuan penelitaian ini adalah untuk mendapatkan desain teras alternatif reaktor RRI yang memenuhi persyaratan fluks neutron termal tersebut. Alternatif bahan bakar yang dipilih adalah yang dipakai di reaktor JMTR (Japan Material Testing Reactor) yang berdimensi lebih kecil dibanding reaktor RSG-GAS. Disamping itu tinggi aktif teras divariasi 70 cm dan 75 cm. Desain teras dilakukan dengan perangkat analaitik WIMS-D5B, Batan-FUEL dan Batan-3DIFF. Teras alternatif menggunakan konsep konfigurasi teras kompak 5×5 dengan 4 elemen kendali jenis follower. Berdasarkan hasil perhitungan ada 3 (tiga) teras alternatif yang dapat memenuhi persyaratan tersebut, termasuk teras menggunakan bahan bakar reaktor RSG-GAS dengan menambah tinggi aktifnya menjadi 70 cm dari 60 cm. Dengan menganalisis seluruh aspek, keselamatan serta efisiensi dan efektivitas reaktor, maka teras alternatif dengan bahan bakar tipe JMTR dengan tinggi aktif 70 cm merupakan teras alternatif yang terbaik.Kata kunci: neutronik, teras kompak, reaktor riset inovatif, fluks neutron termal tinggi Based on its User Requirement Document and main function, RRI shall be able to provide a maximum thermal neutron flux of 1×1015 neutron cm-2s-1. The reason is that the RRI reactor can serve targets requiring a high neutron flux. From the previous results it was obtained that RRI design using fuel of RSG-GAS type was not possible to produce that high neutron flux. One among other reasons is that the geometry dimension is the large, as the neutron flux is inversely proportional to core volume. The objective of the study is to find an alternative core for RRI which meets the high neutron flux requirement. It was chosen an alternative fuel element one like used in JMTR (Japan Material Testing Reactor) that has smaller dimension compared to that of the RSG-GAS reactor. Besides that, active core’s height was also varied for 70 cm and 75 cm. Design was carried out by means of analytic codes WIMS-D5B, Batan-FUEL and Batan-3DIFF. Alternative core applied compact core configuration concept of 5×5 with 4 follower control elements. The calculations resulted 3 (three) alternative cores fulfill the requirement, including core using RSG-GAS fuel type but of 70 cm height instead of 60 cm. Through analyzing from over all aspects of core safety and efficiency as well as effectively, core using JMTR fuel type with height of 70 cm represent the best alternative core. Key words: neutronics, compact core, innovative research reactor, high thermal neutron flux
ANALISIS LAJU DOSIS NEUTRON REAKTOR PLTN PWR 1000 MWe MENGGUNAKAN PROGRAM MCNP
Get PDFDalam rangka menyongsong PLTN pertama di Indonesia, dilakukan kajian dan analisis berbagai aspek teknologi reaktor tersebut. Tujuan dari penelitian ini adalah menentukan laju dosis neutron di luar perisai biologik reaktor PLTN PWR 1000 MWe yang merupakan bagian dari kegiatan besar di atas. Data hasil analisis laju dosis radiasi pada posisi tertentu sangat dibutuhkan untuk menunjukkan tingkat paparan radiasi di posisi tersebut. Analisis laju dosis neutron ditentukan berdasarkan hasil analisis fluks dan spektrum neutron. Analisis fluks dan spektrum neutron di teras reaktor daya PWR 1000 Mwe dilakukan menggunakan program MCNP. Model perhitungan yang dilakukan meliputi 9 zona material yaitu, teras, air, selimut, air, tong, air, bejana tekan, beton dan lapisan udara luar. Penentuan distribusi fluks dan spektrum neutron dilakukan ke arah radial hingga di luar perisai beton dengan akurasi antara 10% hingga 30% dalam tiap kelompok energi yang jumlahnya 1 dan 50 kelompok. Hasil analisis laju dosis neutron di permukaan perisai biologik reaktor PLTN PWR 1000 MWe pada kondisi reaktor beroperasi daya penuh sudah di bawah nilai batas keselamatan. Maka dapat disimpulkan bahwa dari segi paparan radiasi neutron, penggunaan perisai radiasi beton setebal dua meter sudah memenuhi persyaratan keselamatan.Kata kunci: PLTN PWR, fluks neutron, perisai, laju dosis neutron, MCNP. In order to meet the first nuclear power plant in Indonesia, it has been conducted a study and analysis of various aspects of reactor technology. The purpose of this study was to determine the neutron dose rates at the outside of biological shield of NPP PWR 1000 MWe reactor that is a part of the activities described above. The analysis data of radiation dose rate at a specific position is needed to show the level of radiation exposure in those positions. Analysis neutron dose rate is determined based on the results of the analysis of neutron flux. Analysis of flux and neutron spectrum in the reactor core of 1000 MWe PWR performed using MCNP program. The calculation model performed in 9 zones: reactor core, water, baffle, water, barrel, pressure vessel, concrete and the outside air. Determination of the distribution of neutron flux and spectra made to the radial direction to the outside of concrete shield with an accuracy between 10% to 30% in each energy group of 1 and 50 groups. The analysis results of neutron dose rate at the surface of the reactor biological shield of 1000 MWe PWR reactor at full power condition is lower than safety limit value. In terms of neutron radiation exposure, it can be concluded that the two meter thick concrete radiation shielding meets the safety requirements. Key words: PWR NPP, neutron flux, shielding, neutron dose rate, MCNP