JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA
Not a member yet
289 research outputs found
Sort by
ANALISIS KECELAKAAN PARAH PADA PRESSURIZED WATER REACTOR DENGAN BACKWARDS METHOD
Get PDFAntisipasi kecelakaan parah suatu rancangan PLTN menjadi sangat penting dalam penerimaan suatu teknologi PLTN setelah terjadinya kecelakaan parah reaktor nuklir Fukushima di Jepang. Antisipasi tersebut tertuang dalam rencana strategi manajemen kecelakaan reaktor. Berdasarkan permasalahan tersebut maka dilakukan penelitian tentang analisis konsekuensi kecelakaan parah PWR (Pressurized Water Reactor) belajar dari Fukushima untuk manajemen kecelakaan reaktor dengan metode baru yang dikenal dengan nama backwards method (metode hitung mundur). Backwards method adalah menghitung berdasarkan hasil paparan radiasi terukur yang diterima publik untuk mengestimasi besarnya kerusakan pada teras reaktor sebagai sumber utama radiasi di reaktor PLTN. Analisis konsekuensi kecelakaan parah untuk reaktor daya PWR dengan bakwards method telah dilakukan untuk calon tapak potensial di Indonesia seperti Semenajung Muria, Pesisir Serang, tapak dengan Stabilitas C, Stabilitas D, Stabilitas E, dan Stabilitas F. Hasil dari perhitungan backwards method dapat digunakan untuk mengetahui dan verifikasi keparahan kecelakaan suatu reaktor khususnya untuk reaktor PWR dengan kapasitas 1000 MWe untuk tapak di Indonesia.Kata kunci: Kecelakaan parah, PWR, manajemen kecelakaan, backwards method Anticipation of NPP severe accident becomes very important in nuclear technology after a severe accident at Japan's Fukushima nuclear reactor. Based on these problems then do research on the analysis of the consequences of severe accidents PWR (Pressurized Water Reactor) to learn from the Fukushima reactor accident management with a new method known as the backwards method. Backwards method is based on the results of measurements of radiation exposure received by the public, to estimate of core damage in NPP reactors. Analysis of the consequences of PWR severe accidents with bakwards method has been carried out to potential candidates site in Indonesia as Semenajung Muria, Serang Coastal, site with single weather stability such as C, D, E, and F Stability. The results of the backwards method calculation can be used to determine the severity of the accident and the verification of a particular reactor with a capacity of 1000 MWe PWR to site in Indonesia. Keywords: Severe Accident, PWR, accident management, backwards metho
PEMODELAN TERAS UNTUK ANALISIS PERHITUNGAN KONSTANTA MULTIPLIKASI REAKTOR HTR-PROTEUS
Get PDFPTRKN sebagai salah satu unit kerja di BATAN dengan tugas pokok dan fungsi yang berkaitan erat dengan teknologi reaktor dan keselamatan nuklir, menaruh perhatian khusus pada konsep reaktor pebble bed. Dalam makalah ini pemodelan reaktor pebble bed HTR-PROTEUS dilakukan dengan program transport Monte Carlo MCNP5. Partikel bahan bakar berlapis TRISO dimodelkan secara detail dan eksak dimana distribusi acak partikel ini dalam bola bahan bakar didekati menggunakan array teratur kisi SC dengan fraksi packing 5,76% tanpa zona eksklusif. Model teras pebble bed didekati dengan memanfaatkan kisi teratur dari bola yang disusun sebagai kisi BCC berdasarkan sel berulang yang digenerasi dari sejumlah sel satuan. Hasil perhitungan MCNP5 memperlihatkan kesesuaian yang sangat baik dengan eksperimen, walaupun teras HTR-PROTEUS diprediksi lebih reaktif daripada pengukuran, khususnya di teras 4.2 dan 4.3. Pustaka ENDF/B-VI menunjukkan konsistensi dengan estimasi keff paling akurat dibandingkan pustaka ENDF/B-V, terutama ENDF/B-VI (66c). Deviasi estimasi keff yang dihitung dengan eksperimen dikaitkan sebagai konsekuensi dari komposisi reflektor grafit yang dispesifikasikan. Komparasi yang dibuat memperlihatkan bahwa MCNP5 menghasilkan keff teras HTR-PROTEUS lebih presisi daripada hasil dari MCNP4B dan MCNPBALL. Hasil ini menyimpulkan bahwa, sukses metodologi pemodelan ini menjustifikasi aplikasi MCNP5 untuk analisis reaktor pebble bed lainnya.Kata kunci: pemodelan teras HTR-PROTEUS, konstanta multiplikasi, MCNP5 PTRKN as a working unit in BATAN whose main duties and functions are related to reactor technology and nuclear safety, consern attention to pebble bed reactor concept. In this paper modeling of HTR-PROTEUS pebble bed reactor was done using Monte Carlo transport code MCNP5. The TRISO coated fuel particle is modeled in detailed and exact manner where random distributions of these particles in fuel pebble is approximated by using regular array of SC lattice with packing fraction of 5.76% without exclusive zone. Pebble bed core modeling was approximated by utilizing regular lattice of balls that are arranged as BCC lattice based on repeated cell generated from a numerous unit cell. The MCNP5 calculation results showed that excellent agreement with the experiment, although the HTRPROTEUS core predicted more reactive than the measurement, especially in cores 4.2 and 4.3. ENDF/B-VI library indicates consistency with the most accurate keff estimation compared to ENDF/B-V library, mainly ENDF/B-VI (66c). The deviation of calculated keff estimation with experiment is attributed to the consequence of specified graphite reflector composition. The comparison conducted shows that MCNP5 produces HTR-PROTEUS core keff is more precise compared to the results of MCNP4B and MCNP-BALL. These results concluded that the success of this modeling methodology justifies MCNP5 application for other pebble bed reactor analysis. Keywords: HTR-PROTEUS core modeling multiplication constant, MCNP
ANALISIS FAKTOR PUNCAK DAYA TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U3Si2-Al 4,8 gU/cc DENGAN KAWAT KADMIUM
Get PDFUntuk meningkatkan kinerja teras RSG-GAS, maka telah dilakukan penelitian tentang penggunaan bahan bakar U3Si2-Al kerapatan 4,8 gU/cc. Penggunaan bahan bakar tersebut dapat meningkatkan panjang siklus operasi dari 20 menjadi 49 hari. Sehingga reaktor beroperasi lebih efisien. Selain itu juga akan menaikkan reaktivitas lebih teras yang berakibat pada nilai reaktivitas batang kendali saat one stuck rod menjadi positif. Hal tersebut dapat diantisipasi dengan cara penambahan kawat kadmium pada kedua sisi tiap-tiap pelat bahan bakar. Untuk teras RSG-GAS berbahan bakar U3Si2-Al kerapatan 4,8 gU/cc maka diperlukan kawat kadmium dengan minimal diameter 0,7 mm. Selain reaktivitas lebih, parameter neutronik lainnya yang perlu diketahui dalam mendesain suatu teras agar tidak terjadi kerusakan bahan bakar adalah nilai faktor puncak daya (power peaking faktor ppf). Untuk itu, dalam penelitian ini dilakukan perhitungan distribusi faktor daya teras RSG-GAS berbahan bakar U3Si2-Al kerapatan 4,8 gU/cc dengan kawat kadmium. Perhitungan tersebut dilakukan dengan paket program SRAC modul CITATION. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa teras RSG-GAS berbahan bakar U3Si2-Al kerapatan 4,8 gU/cc dengan kawat kadmium mempunyai ppf sebesar 1,2225 yang sedikit lebih besar dibandingkan dengan ppf teras RSG-GAS berbahan bakar U3Si2-Al kerapatan 2,96 gU/cc (1,1642). Dari analisis hasil perhitungan dapat disimpulkan bahwa nilai ppf untuk teras RSG-GAS berbahan bakar U3Si2-Al kerapatan 4,8 gU/cc dengan kawat kadmium masih dibawah nilai batas dalam LAK RSG-GAS.Kata kunci : faktor puncak daya, kawat kadmium, SRAC To upgrade the ability of RSG-GAS core, research about utilization of U3Si2-Al fuel with 4.8 gU/cc density has been done. The using of U3Si2-Al fuel with 4.8 gU/cc density in the RSG-GAS core could increase the operation cycle length from 20 to 29 days. To the reactor can be operated more efficiently. In another side, the effect of high density fuel is the value of control rod reactivity in the one stuck rod condition to be positive caused by increasing core excess reactivity. Those problem has been solved by added cadmium wire at two each side of all the fuel plate. For the RSG-GAS core U3Si2-Al fueled with 4.8 gU/cc density need cadmium wire with minimum diameter about 0.7 mm. Beside excess reactivity, another neutronic parameter that important to observed in the core design in order the fuel damage cannot happen is value of power peaking factor (ppf). Therefore, in this research, the calculation of power factor distribution for RSG-GAS core U3Si2-Al fuel 4,8 gU/cc density with Cd wire has been done by using CITATION module of SRAC code. Calculation result show that the RSG-GAS core U3Si2-Al fuel 4.8 gU/cc density with added cadmium wire at the each side of fuel plate have ppf about 1.2225 .Those value only a little bigger compared with ppf for current RSG-GAS core fueled U3Si2-Al with 2,96 gU/cc density, that is 1.1642. From the analysis of calculation result can concluded that the value of ppf for the RSG-GAS core U3Si2-Al fuel 4.8 gU/cc density with added by cadmium wire was still lower than maximum margin value at the design data in the SAR of the RSG-GAS. Keywords : power peaking factor, cadmium wire, SRA
ANALISIS AKTIVITAS SUMBER RADIASI DAN INTENSITAS SINAR GAMMA DI TERAS REAKTOR PWR 1000 MWe
Get PDFSalah satu PLTN kelas 1000 MWe adalah AP1000, reaktor dengan daya operasi penuh 3400 MWt. Sinar gamma dalam teras reaktor berasal dari tiga jenis sumber: 1) sinar gamma hasil reaksi penangkapan radiatif, 2) sinar gamma hasil reaksi pembelahan spontan dan 3) sinar gamma peluruhan radionuklida hasil pembelahan dan peluruhan radionuklida hasil aktivasi material dalam teras. Komposisi nuklida dalam teras merupakan parameter untuk menentukan laju reaksi penangkapan radiatif. Paket program ORIGEN-2 digunakan untuk menghitung aktivitas radionuklida dalam teras reaktor dan intensitas sinar gamma peluruhannya. Dengan asumsi reaktor dioperasikan pada daya penuh selama 540 hari tanpa gangguan, sebagian besar aktivitas radionuklida hasil pembelahan cenderung stabil, sedangkan aktivitas radionuklida hasil aktivasi material dan aktivitas aktinida cenderung meningkat seiring dengan waktu operasi. Aktivitas terbesar adalah aktivitas radionuklida hasil pembelahan yang totalnya mencapai 6,8×109 curie pada akhir operasi, diikuti aktivitas aktinida 1,06×109 curie, kemudian aktivitas radionuklida hasil aktivasi 5,98×106 curie. Energi sinar gamma terentang antara 0 - 11 MeV, dikelompokkan dalam 7 kelas energi. Sumber sinar gamma penangkapan radiatif memberikan kontribusi intensitas yang paling tinggi diikuti oleh intensitas sinar gamma hasil pembelahan spontan kemudian intensitas sinar gamma hasil peluruhan. Secara umum sinar gamma kelas energi rendah mempunyai intensitas yang lebih besar dibanding intensitas sinar gamma kelas energi tinggi.Kata kunci : PLTN AP1000, aktivitas radionuklida, curie, intensitas sinar gamma, foton One of the 1000 MWe class nuclear power plant is the AP1000, full operating power reactors by 3400 MWt. Gamma rays in the reactor core derived from three types of sources :1) gamma ray results of radiative capture reactions,2) gamma rays result of spontaneous fission reaction and 3) gamma ray decay of radionuclides and the decay of the fission radionuclides results from material activation in the core. Nuclides composition in the core is a parameter to determine the radiative capture reaction rate, calculated using the Origen-2 program package. The code was also used to calculate the activity of radionuclides in the reactor core and gamma ray intensity decay. with the assumption that the reactor operated at full power for 540 days without trouble, most of the activity of radionuclide fission results tend to be stable, whereas the activity of radionuclide activity and the activity of actinide material tends to increase with time of operation. The highest activity is the radionuclide activity of the fission product which totals 6.8×109 curies at the end of reactor operation, followed by the activity of actinide 1.06×109 curis, then the result of activation of radionuclide activity5.98×106 curis. Gamma ray energy ranges between 0-11 MeV, grouped in 7 classes of energy. Radiative capture gamma ray sources contributing the highest intensity followed by the intensity of gamma rays result of spontaneous fission, then the intensity of the decay gamma rays. In general, low-energy gamma rays classes have a greater intensity than the intensity of high energy gamma rays. Keywords : AP1000 nuclear power plant, activity of radionuclides, curie, intensity of gamma rays, photon
PENGARUH KONSENTRASI ZrO2 TERHADAP KORELASI PERPINDAHAN PANAS NANOFLUIDA AIR-ZrO2 UNTUK PENDINGIN REAKTOR
Get PDFSejalan dengan perkembangan konsep keselamatan pasif pada sistem keselamatan PLTN, maka sistem perpindahan panas konveksi alam memegang peranan penting. Pemakaian nanofluid sebagai fluida pendingin pada sistem keselamatan nuklir dapat digunakan pada Sistem Pendingin Teras Darurat dan Sistem Pendingin Pengungkung Luar Reaktor. Beberapa peneliti telah melakukan studi desain konseptual aplikasi nanofluid untuk meningkatkan keselamatan AP1000 dan sistem pendingin teras darurat pada reaktor daya eksperimen. Penerapan nanofluida juga mulai dikembangkan melalui hasil penelitian perpindahan panas konveksi alamiah pada sub-buluh dengan nanofluida sebagai fluida kerjanya sangat dibutuhkan. Penelitian ini bertujuan untuk menentukan pengaruh perubahan konsentrasi ZrO2 terhadap korelasi perpindahan panas konveksi alamiah dengan pendekatan eksperimental. Data eksperimental yang diperoleh digunakan untuk mengembangkan korelasi umum empirik perpindahan panas konveksi alamiah. Metode penelitian dengan menggunakan alat uji sub-buluh vertikal dengan geometri segitiga dan segiempat menggunakan air dan nanofluida air-ZrO2 sebagai fluida kerjanya. Konsentrasi nanopartikel dalam larutan yang digunakan sebesar 0,05 %, 0,10% dan 0,15 % dalam persen berat. Hasil penelitian menunjukan bahwa untuk bilangan Rayleigh yang sama, kemampuan pemindahan kalor oleh nanofluida air-ZrO2 lebih baik dari pada pemindahan kalor oleh air. Namun peningkatan konsentrasi nanofluida tidak selalu mendapatkan kemampuan pemindahan kalor yang lebih baik.Kata kunci: nanofluida air-ZrO2, konveksi alamiah, sub-buluh segitiga, sub-buluh segi segiempat In line with the development of the passive safety concept for the safety systems of nuclear power plants, the natural convection heat transfer system plays an important role. The nanofluid as coolant fluid on nuclear safety system can be used in Emergency core cooling system and in reactor coolant system confinement. Several researchers have studied the conceptual design of nanofluid applications to improve the safety of the AP1000 and the emergency core cooling system at reactor power experiments. Application of nanofluid also began to be developed through the research of natural convection heat transfer in sub-channel. This study aimed to determine the effect of changes in the concentration of ZrO2 on natural convection heat transfer correlation with experimental approaches. The experimental data obtained is used to develop a general empirical correlation of heat transfer of natural convection. Research methods using test equipment vertical sub-channel with triangular and rectangular geometry using water and nanofluid water ZrO2. The concentration of nanoparticles in the solution used by 0.05 %, 0.10 % and 0.15 % in weight percent. The results showed that for the same Rayleigh number, the heat removal capability by nanofluid water-ZrO2 better than the transfer of heat by water. However, increasing the concentration of nanofluid not always get heat removal capability better.Keywords: water-ZrO2 nanofluid, natural convection, triangular sub-channel, rectangular sub-channe
ANALISA FLUKS KALOR KRITIS PADA PERUBAHAN SUHU PELAT DAN LAJU ALIRAN AIR PENDINGIN UNTUK KASUS PEMANASAN-GANDA DI CELAH SEMPIT REKTANGULAR
Get PDFFenomena perpindahan kalor pendidihan pada celah sempit rektangular merupakan fenomena yang berhubungan dengan keselamatan reaktor nuklir. Untuk itu perlu dilakukan penelitian tentang hal tersebut di atas agar didapatkan pemahaman yang benar tentang keselamatan reaktor nuklir dari sisi perpindahan kalor pendidihan dan juga dapat berguna bagi perbaikan desain reaktor generasi selanjutnya. Penelitian difokuskan pada perhitungan fluks kalor selama proses pendinginan di celah sempit rektangular berukuran 1,0 mm, dengan suhu awal pelat rektangular 200 oC, 400 oC , dan 600 oC serta laju aliran air pendingin yang masuk ke dalam celah sempit rektangular 0,1 liter/detik, 0,2 liter/detik, dan 0,3 liter/detik. Eksperimen dilakukan dengan menginjeksikan air pada laju aliran tertentu dengan suhu air 85 oC. Data transien suhu hasil pengukuran direkam melalui sistem akuisisi data (DAS, data acquisition system). Penelitian ini bertujuan untuk memperoleh hubungan fluks kalor kritis dan koefisien perpindahan kalor terhadap perubahan suhu pelat dan laju aliran air pendingin untuk kasus pemanasan-ganda di celah sempit rektangular. Hasil yang didapatkan menunjukan bahwa pada suatu nilai laju aliran air pendingin yang sama, semakin besar suhu pelat panas maka akan semakin besar pula nilai fluks kalor kritis yang dihasilkan. Sedangkan pada suatu nilai suhu pelat panas yang sama, semakin besar laju aliran air pendingin maka akan menghasilkan nilai koefisien perpindahan kalor yang semakin besar pula. Dengan demikian dapat dikatakan bahwa laju aliran air pendingin dan suhu pelat panas memiliki pengaruh yang signifikan pada nilai fluks kalor kritis dan keofisien perpindahan kalor yang dihasilkan pada proses quenching celah sempit rektangular dengan kasus pemanasan ganda.Kata kunci: pendidihan, kalor, celah sempit, rektangular, aliran Boiling heat transfer phenomena on rectangular narrow gap was related to the safety of nuclear reactors. Research done in order to study the safety of nuclear reactors in particular relating to boiling heat transfer and useful on the improvement of next-generation reactor designs. The research focused on calculation of the heat flux during the cooling process in rectangular narrow gap size 1.0 mm, with initial temperatures 200 °C, 400 °C, and 600 °C, also the flow rates of cooling water 0,1 liters/second, 0,2 liters/second, and 0,3 liters/second. Experiments carried out by injecting water at a certain flow rate with the water temperature 85 °C. Transient temperature measurement data recorded by the data acquisition system. Transient temperature measurement data is used to calculate the flux of heat gain is then used to obtain the heat transfer coefficient. This research aimed to obtain the correlation between critical heat flux and heat transfer coefficient to changes in temperatures and water flow rates for bilaterally-heated cases on rectangular narrow gap. The results obtained for a constant cooling water flow rate, critical heat flux will increase when hot plate temperature also increased. While on a constant hot plate temperature, coefficient heat transfer will increase when cooling water flow rate also increased. Thus it can be said that the cooling water flow rate and temperature of the hot plate has a significant effect on the critical heat flux and heat transfer coefficient resulted in quenching process of vertical rectangular narrow gap with double-heated cases. Keywords: boiling, heat, narrow gap, rectangular, flo
OPTIMASI GEOMETRI TERAS REAKTOR DAN KOMPOSISI BAHAN BAKAR BERBENTUK BOLA PADA DESAIN HIGH TEMPERATURE FAST REACTOR (HTFR)
Get PDFTelah dilakukan desain High Temperature Fast Reactor (HTFR) tipe pebble dengan bahan bakar uranium plutonium nitrida berpendingin Pb-Bi. Parameter yang dianalisis adalah kritikalitas teras, koefisien reaktivitas temperatur bahan bakar, koefisien reaktivitas void pendingin dan kemampuan breeding reaktor. Perhitungan dilakukan dengan paket program SRAC2K3. Dari penelitian ini diharapkan diperoleh desain teras berumur lama dan memiliki fitur keselamatan melekat. Dari penelitian ini diperoleh desain reaktor dengan diameter 520 cm dan tinggi 480 cm. Bahan bakar berbentuk pebble dengan 63 % UN-37 % PuN pada zona core dan 95,5 % UN-4,5 % PuN pada zona blanket. Reaktor tidak kritis setelah kurang lebih 800 hari dan keff pada BoL 1,078223 dan keff setelah 800 hari adalah 0,986379. Dari penelitian ini diperoleh koefisien reaktivitas temperatur bahan bakar sebesar -2,190014E-05 pada saat BoL dan -1,390773E-05 setelah 800 hari serta koefisien reaktivitas void pendingin sebesar -2,160402E-04/% void pada saat BoL dan setelah 800 hari sebesar -2,942364E-03/% void. Reaktor merupakan jenis fast breeder ditandai dengan naiknya densitas plutonium 239.Kata kunci : desain, teras, HTFR, keselamatan, umur, koefisien reaktivitas. Design of pebble bed type High Temperature Fast Reactor (HTFR) with uranium plutonium nitride fuel and Pb-Bi cooled has been done. The parameters being analyzed were core criticality, fuel temperature coefficient, void coefficient and reactor breeding ability. Calculation was done by using SRAC2K3 computer code. This research is expected to obtaine the design with long life core and inherent safety features. This research obtained core design with a diameter of 520 cm and 480 cm core high. Shaped pebble fuel bed with the 63 % UN-37 % PUN on core zone and 95.5 % UN-4.5 % Pu on blanket zone and keff value is 1.078223 with approximately 800 day of core life. The fuel temperature coefficient is -2.190014E-05 at BOL and is 1.390773E-05 at EOL and void coefficient is -2.160402E-04 /% void at BOL and is -2.942364E-03 /% void at EOL. Reactor has fast breeder feature marked by an increase in the density of plutonium 239. Keywords: design, core, HTFR, safety, core life, coefficient
ANALISIS DISTRIBUSI KECEPATAN PENDINGIN DALAM ELEMEN BAKAR TIPE PELAT MENGGUNAKAN METODE CFD UNTUK REAKTOR RISET RSG-GAS
Get PDFEksperimen pengukuran distribusi kecepatan pendingin dalam subkanal elemen bakar reaktor riset RSG-GAS sulit dilakukan karena lebar celah yang sangat kecil dan terletak di dalam elemen bakar. Oleh karena itu diperlukan perhitungan untuk memprediksi distribusi kecepatan pendingin dalam subkanal untuk mengkonfirmasi bahwa keberadaan handle tidak merusak distribusi kecepatan pendingin masuk ke dalam setiap subkanal. Perhitungan ini memerlukan metode CFD yang memperhatikan interior 3 dimensi. Perhitungan distribusi kecepatan pendingin dalam subkanal juga belum pernah dilakukan. Tujuan penelitian ini adalah melakukan investigasi distribusi kecepatan pendingin elemen bakar tipe pelat menggunakan metode CFD 3 dimensi untuk reaktor riset RSG-GAS. Penelitian ini juga sangat diperlukan sebagai bagian dari pengembangan desain termohidrolika elemen bakar untuk reaktor riset inovatif. Pemodelan menggunakan ½ model dalam perangkat lunak Gambit dan perhitungan menggunakan persamaan Turbulen dalam perangkat lunak FLUENT 6.3. Hasil perhitungan kecepatan pendingin tiga dimensi dalam subkanal menggunakan metode CFD lebih rendah sekitar 4,06% dari pada hasil perhitungan satu dimensi karena perhitungan satu dimensi mengabaikan keberadaan handle.Kata kunci: Aliran pendingin, elemen bakar, reaktor riset, kondisi tunak, CFD The measurement experiment for coolant-velocity distribution in the subchannel of fuel element of RSG-GAS research reactor is difficult to be carried out due to too narrow channel and subchannel placed inside the fuel element. Hence, the calculation is required to predict the coolant-velocity distribution inside subchannel to confirm that the handle presence does not ruin the velocity distribution into every subchannel. This calculation utilizes CFD method, which respect to 3-dimension interior. Moreover, the calculation of coolant-velocity distribution inside subchannel was not ever carried out. The research object is to investigate the distribution of coolant-velocity in plattyped fuel element using 3-dimention CFD method for RSG-GAS research reactor. This research is required as a part of the development of thermalhydraulic design of fuel element for innovative research reactor as well. The modeling uses ½ model in Gambit software and calculation uses turbulence equation in FLUENT 6.3 software. Calculation result of 3D coolant-velocity in subchannel using CFD method is lower about 4,06% than 1D calculation result due to 1D calculation obeys handle availability. Keywords: Coolant flow, fuel element, research reactor, steady state, CF
PEMODELAN KOLIMATOR DI RADIAL BEAM PORT REAKTOR KARTINI UNTUK BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY
Get PDFSalah satu metode terapi kanker adalah Boron Neutron Capture Therapy (BNCT). BNCT memanfaatkan tangkapan neutron oleh 10B yang terendapkan pada sel kanker. Keunggulan BNCT dibandingkan dengan terapi radiasi lainnya adalah tingkat selektivitas yang tinggi karena tingkatannya adalah sel. Pada penelitian ini dilakukan pemodelan kolimator di radial beamport reaktor Kartini sebagai dasar pemilihan material dan manufature kolimator sebagai sumber neutron untuk BNCT. Pemodelan ini dilakukan dengan simulasi menggunakan perangkat lunak Monte Carlo N-Particle versi 5 (MCNP 5). MCNP 5 adalah suatu paket program untuk memodelkan sekaligus menghitung masalah transpor partikel dengan mengikuti sejarah hidup neutron semenjak lahir, bertranspor pada bahan hingga akhirnya hilang karena mengalami reaksi penyerapan atau keluar dari sistem. Pemodelan ini menggunakan variasi material dan ukurannya agar menghasilkan nilai dari tiap parameter-parameter yang sesuai dengan rekomendasi I International Atomic Energy Agency (IAEA) untuk BNCT, yaitu fluks neutron epitermal (Фepi) > 9 n.cm-2.s-1, rasio antara laju dosis neutron cepat dan fluks neutron epitermal (Ḋf/Фepi) 0,7. Berdasarkan hasil optimasi dari pemodelan ini, material dan ukuran penyusun kolimator yang didapatkan yaitu 0,75 cm Ni sebagai dinding kolimator, 22 cm Al sebagai moderator dan 4,5 cm Bi sebagai perisai gamma. Keluaran berkas radiasi yang dihasilkan dari pemodelan kolimator radial beamport yaitu Фepi = 5,25 x 106 n.cm-2s-1, Ḋf/Фepi =1,17 x 10-13 Gy.cm2.n-1, Ḋγ/Фepi = 1,70 x 10-12 Gy.cm2.n-1, Фth/Фepi = 1,51 dan J/Фepi = 0,731. Berdasarkan penelitian ini, hasil optimasi 5 parameter sebagai persyaratan kolimator untuk BNCT yang keluar dari radial beam port tidak sepenuhnya memenuhi kriteria yang direkomendasikan oleh IAEA sehingga perlu dilakukan penelitian lebih lanjut agar tercapainya persyaratan IAEA.Kata kunci: BNCT, radial beamport, MCNP 5, kolimator One of the cancer therapy methods is BNCT (Boron Neutron Capture Therapy). BNCT utilizes neutron nature by 10B deposited on cancer cells. The superiority of BNCT compared to the rradiation therapy is the high level of selectivity since its level is within cell. This study was carried out on collimator modelling in radial beam port of reactor Kartini for BNCT. The modelling was conducted by simulation using software of Monte CarloN-Particle version5 (MCNP 5). MCNP5 is a package of the programs for both simulating and calculating the problem of particle transport by following the life cycle of a neutron since its birth from fission reaction, transport on materials, until eventually lost due to the absorption reaction or out from the system. The collimator modelling used materials which varied in size in order to generate the value of each of the parameters in accordance with the recommendation of the IAEA, the epithermal neutron flux (Фepi) > 1.0 x 109n.cm-2s-1, the ratio between the neutron dose rate fast and epithermal neutron flux (Ḋf/Фepi) 0.7. Based on the results of the optimization of the modeling, the materials and sizes of the collimator construction obtained were 0.75 cm Ni as collimator wall, 22 cm Al as a moderator and 4.5 cm Bi as a gamma shield. The outputs of the radiation beam generated from collimator modeling of the radial beam port were Фepi = 5.25 x 106 n.cm-2.s-1, Ḋf/Фepi = 1.17 x 10-13 Gy.cm2.n-1, Ḋγ/Фepi = 1.70 x 10-12 Gy.cm2.n-1, Фth/Фepi = 1.51 and J/Фepi = 0.731. Based on this study, the results of the beam radiation coming out of the radial beam port did not fully meet the criteria recommended by the IAEA so need to continue this study to get the criteria of IAEA. Keywords: BNCT, radial beamport, MCNP 5, collimato