Articles

Found 17 Documents
Search

ANALISIS EFEK KECELAKAAN WATER INGRESS TERHADAP REAKTIVITAS DOPPLER TERAS RGTT200K Zuhair, Zuhair; Suwoto, Suwoto
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 17, No 1 (2015): Pebruari 2015
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/tdm.2015.17.1.2238

Abstract

Dalam high temperature reactor, koefisien reaktivitas temperatur yang didesain negatif menjamin reaksi fisi dalam teras tetap berada di bawah kendali dan panas peluruhan tidak akan pernah melelehkan bahan bakar yang menyebabkan terlepasnya zat radioaktif ke lingkungan. Namun masuknya air (water ingress) ke dalam teras reaktor akibat pecahnya tabung penukar panas generator uap, yang dikenal sebagai salah satu kecelakaan dasar desain, dapat mengintroduksi reaktivitas positif dengan potensi bahaya lainnya seperti korosi grafit dan kerusakan material struktur reflektor. Makalah ini akan menganalisis efek kecelakaan water ingress terhadap reaktivitas Doppler teras RGTT200K. Kapabilitas koefisien reaktivitas Doppler untuk mengkompensasi reaktivitas positif yang timbul selama kecelakaan water ingress akan diuji melalui serangkaian perhitungan dengan program MCNPX dan pustaka ENDF/B-VII untuk perubahan temperatur bahan bakar dari 800K hingga 1800K. Tiga opsi kernel bahan bakar UO2, ThO2/UO2 dan PuO2 dengan tiga model kisi bahan bakar pebble di teras reaktor diterapkan untuk kondisi water ingress dengan densitas air dari 0 hingga 1.000 kg/m3. Hasil perhitungan memperlihatkan koefisien reaktivitas Doppler tetap negatif untuk seluruh opsi bahan bakar yang dipertimbangkan bahkan untuk posibilitas water ingress yang besar. Efek water ingress lebih kuat pada model kisi dengan fraksi packing lebih rendah karena lebih banyak volume yang tersedia untuk air yang memasuki teras reaktor. Efek water ingress juga lebih kuat di teras uranium dibandingkan teras thorium dan plutonium sebagai konsekuensi dari fenomena Doppler dimana absorpsi neutron di daerah resonansi 238U lebih besar daripada 232Th dan 240Pu. Secara keseluruhan dapat disimpulkan bahwa, koefisien Doppler teras RGTT200K mampu mengkompensasi insersi reaktivitas yang diintroduksi oleh kecelakaan water ingress. Teras RGTT200K dengan bahan bakar UO2, ThO2/UO2 dan PuO2 dapat mempertahankan fitur keselamatan melekat dengan cara pasif. Kata kunci: Water ingress, reaktivitas Doppler, RGTT200K   In high temperature reactor, the negative temperature reactivity coefficient guarantees fission reaction in the core remain under the control and decay heat will not melt the fuel which cause the release of radioactive substances into the environment. But the entry of water (water ingress) into the reactor core due to rupture of a steam generator tube heat exchanger, which is known as one of the design basis accidents, can introduce positive reactivity with other potential hazards such as graphite corrosion and damage of the reflector structure material. This paper will investigate the effect of water ingress accident on Doppler reactivity coefficient of RGTT200K core. The capability of the Doppler reactivity coefficient to compensate positive reactivity incurred during water ingress accident will be examined through a series of calculations with MCNPX code and ENDF/B-VII library for fuel temperature changes from 800K to 1800K. Three options of UO2, ThO2/UO2 and PuO2 fuel kernels with three lattice models of fuel pebble in the reactor core was applied for condition of water ingress with water density from 0 to 1000 kg/m3. The results of the calculations show that Doppler reactivity coefficient is negative for the entire fuel options being considered even for a large possibility of water ingress. The effects of water ingress becomes stronger in lattice model with lower packing fraction because more volume available for water entering the reactor core. The effect of water ingress is also stronger in the uranium core compared to thorium and plutonium cores as a consequence of the Doppler phenomenon where the neutron absorption in resonance region of 238U is greater than 232Th and 240Pu. It can be concluded overall that Doppler coefficient of RGTT200K core has capability to compensate the reactivity insertion introduced by water ingress accident. RGTT200K core with UO2, ThO2/UO2 and PuO2 fuels can maintain the inherently safety features in a passive way. Keywords: Water ingress, Doppler reactivity, RGTT200K
STUDI OPTIMASI MODERASI NEUTRON DALAM TERAS HTR PEBBLE BED Zuhair, Zuhair; Suwoto, Suwoto; Irianto, Ign. Djoko
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 12, No 2 (2010): Desember 2010
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2010.12.2.1452

Abstract

ABSTRAKSTUDI OPTIMASI MODERASI NEUTRON DALAM TERAS HTR PEBBLE BED. Dalam HTR pebble bed, moderasi neutron sangat dipengaruhi oleh rasio bola moderator (M) dan bola bahan bakar (F) yang terdapat dalam teras reaktor. Moderasi optimal dapat dicapai dengan mengatur rasio F/M, namun kombinasi bola dengan rasio F/M lebih dari 1:1 dalam teras reaktor pebble bed menimbulkan masalah dalam perhitungan. Metode untuk menyelesaikan masalah ini didiskusikan dalam makalah ini. Optimasi moderasi dalam teras HTR pebble bed diinvestigasi dengan melakukan serangkaian perhitungan menggunakan program transport Monte Carlo MCNP5. Model bola bahan bakar dengan kernel UO2 dan bola moderator dengan densitas grafit spesifik dipilih agar sesuai dengan desain mutakhir HTR pebble bed. Pustaka data nuklir energi kontinu ENDF/B-VI dimanfaatkan untuk melengkapi analisis optimasi moderasi. Hasil perhitungan memperlihatkan bahwa nilai keff memiliki tendensi semakin meningkat dengan bertambahnya rasio F/M kemudian menurun secara perlahan setelah mencapai nilai tertentu. Rasio F/M yang besar menyebabkan nilai keff berkurang karena tangkapan resonansi neutron (under-moderated). Rasio F/M yang kecil menyebabkan nilai keff berkurang karena absorpsi neutron parasitik oleh moderator (over-moderated). Dari seluruh hasil perhitungan dapat disimpulkan bahwa optimasi moderasi neutron dalam teras HTR pebble bed dicapai dengan kombinasi bola yang dispesifikasikan oleh rasio F/M 3:2.Kata kunci: moderasi neutron, faktor multiplikasi, HTR pebble bed, MCNP5 ABSTRACTSTUDY ON OPTIMIZING NEUTRON MODERATION IN HTR PEBBLE-BED CORE. In HTR pebble bed, the neutron moderation is strongly influenced by the ratio of the fuel pebbles (F) and the moderator pebbles (M) contained in the reactor core. Optimum moderation can be achieved by adjusting the ratio F/M, but the combination of the pebble with the ratio of F/M more than 1:1 in pebble bed reactor core raises a problem in the calculation. This paper discusses a method to solve this problem. Optimizing neutron moderation in the HTR pebble bed core was investigated by conducting a series of calculations using Monte Carlo transport code MCNP5. The model of the fuel pebble with UO2 kernel and the moderator pebble with specific density of graphite was chosen to fit the current design of HTR pebble bed. The continuous energy nuclear data library ENDF/B-VI was used to complete the analysis of moderation optimization. The calculation results show that the values of keff tend to increase in line with the rise of ratio of F/M and go down slightly after a particular value. A large ratio of F/M causes a decrease in keff value because of the resonance neutron capture (under-moderated). A small ratio of F/M causes a decrease in keff value because of parasitic neutron absorption by the moderator (over-moderated). From all calculation results it can be concluded that the neutron moderation optimization of HTR pebble bed core is achieved with a combination of pebbles which is specified by the ratio of F/M 3:2.Keywords: neutron moderation, multiplication factor, HTR pebble bed, MCNP5
ANALISIS SENSITIVITAS KETEBALAN REFLEKTOR GRAFIT TERAS RGTT200K MENGGUNAKAN PERHITUNGAN MONTE CARLO Suwoto, Suwoto; Zuhair, Zuhair
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 16, No 2 (2014): Desember 2014
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2014.16.2.2498

Abstract

ABSTRAK ANALISIS SENSITIVITAS KETEBALAN REFLEKTOR GRAFIT TERAS RGTT200K MENGGUNAKAN PERHITUNGAN MONTE CARLO. Salah satu parameter desain reaktor pebble-bed yang sangat penting selain radius, pengayaan dan densitas bahan bakar adalah ketebalan reflektor. Reflektor aksial dan radial dalam reaktor temperatur tinggi digunakan untuk meningkatkan ekonomi neutron, namun dimensi reflektor harus diinvestigasi khususnya untuk teras pebble-bed dengan opsi bahan bakar yang berbeda. Makalah ini secara esensial bertujuan mencari tebal efektif reflektor aksial dan radial yang direkomendasikan untuk teras RGTT200K. Analisis ditekankan pada perilaku neutron dalam bahan bakar bola dimana partikel TRISO disusun dengan kisi SC dalam matriks grafit dan perilaku teras yang disusun oleh bahan bakar pebble dalam kisi BCC. Perhitungan teras dengan tiga opsi bahan bakar, yakni UO2, PuO2 dan ThO2/UO2 pada berbagai fraksi packing TRISO dikerjakan dengan program transport Monte Carlo MCNPX dan pustaka data tampang lintang energi neutron kontinu ENDF/B-VI. Hasil perhitungan memperlihatkan perubahan reaktivitas teras RGTT200K karena fraksi packing TRISO tidak secara langsung menyebabkan ketebalan reflektor radial bertambah. Penambahan ketebalan reflektor radial setelah mencapai 100 cm tidak memberikan perubahan yang berarti terhadap reaktivitas teras RGTT200K. Penambahan ketebalan reflektor aksial juga tidak mempunyai dampak yang berarti pada perubahan reaktivitas teras RGTT200K. Dari analisis dapat disimpulkan bahwa, tebal efektif reflektor radial dan aksial bagian atas dan bawah dicapai masing-masing pada ketebalan 100 cm. Kata kunci: RGTT200K, sensisitivitas, reflektor radial, reflektor aksial, MCNPX, ENDF/B-VI. ABSTRACT ANALYSIS ON THICKNESS SENSITIVITY OF GRAPHITE REFLECTOR FOR RGTT200K CORE USING MONTE CARLO CALCULATION. One of very important parameter in design of the pebble bed reactor beside radius, enrichment and density of fuel are reflector thickness. Axial and radial reflectors in high temperature reactor are used to improve the neutron economy, however the reflector dimension has to be investigated especially for pebble bed core with various fuel options. This paper essentially aimed to look for the thickness of radial and axial reflectors to obtain specific design recommended for RGTT200K core. The analysis focused on the neutron behavior in fuel pebble where TRISO particles arranged with SC lattice in the graphite matrix and the core behavior composed by the fuel pebble in the BCC lattice arrangement. The core calculation with three fuel options of UO2, PuO2 and ThO2/UO2 at various TRISO packing fractions were employed using MCNPX Monte Carlo transport code and continuous neutron energy cross-section ENDF/B-VI file. The calculation results show that, the RGTT200K core reactivity change because of TRISO packing fraction is not directly cause the increasing of radial reflector thickness. The adding of radial reflector thickness after achieving 100 cm does not give the effective effect on the RGTT200K core reactivity change. The increasing of axial reflector thickness has no significant impact on RGTT200K core reactivity change. From the analysis, it can be concluded that the effective thickness of radial reflector and top and bottom axial reflectors are achieved at a thickness of 100 cm. Keywords: RGTT200K, sensitivity, radial reflector, axial reflector, MCNPX, ENDF/B-VI.
ANALISIS PERHITUNGAN DISTRIBUSI TEMPERATUR TERAS DAN REFLEKTOR REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL Suwoto, Suwoto; Adrial, Hery; Setiadipura, Topan; Zuhair, Zuhair
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 20, No 2 (2016): November 2016
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2016.20.2.3514

Abstract

Reaktor Daya Eksperimental (RDE) adalah salah satu jenis reaktor temperatur tinggi berpendingin gas helium yang pengoperasiannya harus memenuhi batas standar keselamatan operasi, khususnya dari aspek temperatur, sehingga penelitian tentang dis- tribusi temperatur pada bahan bakar yang berada di teras dan reflektor reaktor sangat penting untuk dilakukan. Program PEBBED6 dirancang khusus untuk reaktor jenis PBR (Pebble Bed Reactor) ber- bahan bakar jenis bola dan dapat menghitung parameter neutronik dan distribusi temperatur pada teras reaktor maupun reflector dalam teras RDE menggunakan fraksi packing 61%. Perhitungan dan pemrosesan spektrum tampang lintang menggunakan program COMBINE dan perhitungan distribusi temperatur pada bahan bakar pebble dan daerah reflektor dilakukan dengan menggunakan modul THERMIX-VSOP yang sudah terintegrasi dengan program PEBBED6. Hasil perhitungan temperatur permukaan pebble pada bagian tengah dan atas teras aktif untuk tiga ketebalan reflektor 100 cm, 150 cm dan 200 cm masing-masing adalah 646,50 oC dan 761,30 oC, sementara temperatur permukaan pebble pada teras bagian tengah dan atas paling dekat dengan reflektor samping adalah 601,40 oC dan 695,80 oC. Sedangkan temperatur pada reflektor sisi samping bagian tengah dan atas terluar untuk ketebalan 100cm masing-masing adalah 413,20 oC dan 438,30 oC, sementara temperatur pada ketebalan reflektor 150 cm dan 200 cm adalah 340,80 oC dan 353,90 oC. Secara keseluruhan, hasil perhitungan menghasilkan distribusi temperatur permukaan bahan bakar teras dan reflektor yang berada pada nilai di bawah batas keselamatan temperatur yang dipersyaratkan. 
STUDI PERFORMA TERAS INISIAL HTR PEBBLE BED DENGAN BAHAN BAKAR PLUTONIUM OKSIDA Zuhair, Zuhair; Suwoto, Suwoto; Adrial, Hery
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 21, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2017.21.1.3609

Abstract

STUDI PERFORMA TERAS INISIAL HTR PEBBLE BED DENGAN BAHAN BAKAR PLU-TONIUM OKSIDA. Konsep desain reaktor nuklir Generasi IV yang paling menjanjikan adalah reaktor temperatur tinggi (high temperature reactor, HTR) jenis pebble bed karena karakteristik keselamatan melekat dan temperatur pendinginnya yang tinggi. Desain reaktor pebble bed memiliki puluhan bahkan ratusan ribu bahan bakar pebble dengan moderator grafit dan pendingin helium. Dalam studi ini, teras reaktor memiliki volume 8?-33? m3 dan densitas daya 3 MW/m3 yang menghasilkan daya termal 25-100 MW. Beberapa tahap yang dikerjakan dimulai dari pemodelan bahan bakar dan teras reaktor, optimasi teras inisial HTR pebble bed sebagai fungsi rasio tinggi per diameter (H/D) hingga optimasi teras inisial HTR pebble bed sebagai fungsi pemuatan logam berat (heavy metal). Seluruh perhitungan dikerjakan dengan memanfaatkan program transport Monte Carlo MCNPX dan pustaka data nuklir energi kontinu ENDF/B-VII. Hasil analisis menyimpulkan bahwa, rasio H/D yang rendah dan massa Pu/pebble yang tinggi merupakan opsi yang paling ideal dalam teras HTR pebble bed dari sudut pandang ekonomi neutron.Kata kunci: TRISO, kernel, plutonium oksida, teras inisial, HTR pebble bed
STUDI DAN KAJIAN DATA NUKLIR REAKTOR GENERASI-IV DENGAN SPEKTRUM NEUTRON CEPAT Suwoto, Suwoto; Zuhair, Zuhair
Jurnal Fisika FLUX Vol 10, No 1 (2013): Jurnal Fisika FLUX Edisi Februari 2013
Publisher : Lambung Mangkurat University Press

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.20527/flux.v10i1.2633

Abstract

Abstract. STUDY AND ASSESSMENT OF GENERATION IV REACTOR NUCLEARDATA WITH FAST NEUTRON SPECTRA. Generation IV International Forum (GIF)has evaluated and assessed NES of Gen- IV and selected six potential types ofreactors to be deployed in the next decade. Those include GFR, LFR, SFR, MSR,SCWR and VHTR. The first three reactors were fast neutron spectrum applied and therest reactors were thermal neutron spectrum used. The study and assessment focusedon the nuclear data characteristic parameter and nuclear data uncertainties of Gen-IVreactor with fast neutron spectrum. Until 2008, the accuracy target of nuclear datacross-sections used it in fast reactor spectrum calculation are relatively significantespecially for σ-capture, σ-fission, and σ-inelastic. Several differences of nuclear datacross-sections on minor actinide isotopes between expected and targeted parametersare observed such as σ-fission of Cm-244 isotope up to 10 times larger and σ-captureof 92-U-238 isotope around 1.5-2 times higher than targeted parameters. Uncertaintyand accuracy of minor actinide cross-sections for fast spectrum Gen-IV reactorsprovide relatively significant discrepancies (1.3 to 10 times higher) in term of accuracybetween expected and targeted parameters. Some differences of provided results fromany experimental and assessment data with several evaluated nuclear data files for Pbare found. Some discrepancies on integral parameter of fast spectrum Gen-IV reactorsbetween expected and targeted such keff, void reactivity and Doppler effects, peakpower and burn-up are clearly observed. Accurate and precise cross-sections data ofradiation captured and threshold reaction cross sections such as (n,2n), (n,3n), (n,p),(n,α) are necessary for fast reactors.Keywords: cross-sections, fast neutron spectrum, GFR, LFR, SFR, uncertainty, targetaccuracy
ANALISIS PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS DOPPLER PARTIKEL TRISO REAKTOR TEMPERATUR TINGGI Zuhair, Zuhair; Suwoto, Suwoto; Irianto, Ign. Djoko
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 13, No 1 (2011): Juni 2011
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2011.13.1.1456

Abstract

ABSTRAKANALISIS PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS DOPPLER PARTIKEL TRISO REAKTOR TEMPERATUR TINGGI. Salah satu aspek keselamatan melekat HTR didasarkan pada koefisien reaktivitas temperatur bahan bakar dan moderator yang negatif. Koefisien temperatur bahan bakar dikenal dengan sebutan koefisien reaktivitas Doppler. Makalah ini mendiskusikan perhitungan koefisien reaktivitas Doppler partikel TRISO dalam matriks grafit dengan program transport Monte Carlo MCNP5 dan pustaka tampang lintang energi kontinu ENDF/B-VII. Partikel TRISO dimodelkan dengan kisi BCC dimana kernel dan keempat lapisan coating disimulasikan secara eksplisit. Serangkaian perhitungan dikerjakan dengan fraksi packing TRISO yang berbeda dan temperatur kernel, TF, yang berbeda pula. Temperatur matriks grafit, TM, dijaga konstan pada 1200K. Hasil perhitungan memperlihatkan semakin tinggi temperatur bahan bakar, semakin rendah nilai kritikalitas (k) partikel TRISO. Dengan bertambahnya temperatur bahan bakar, reaktivitas partikel TRISO menurun untuk seluruh fraksi packing TRISO yang dipertimbangkan. Hasil perhitungan juga memperlihatkan koefisien reaktivitas Doppler menurun dengan naiknya temperatur bahan bakar dan meningkat dengan bertambahnya fraksi packing TRISO. Dapat disimpulkan bahwa, pemilihan fraksi packing TRISO dan temperatur operasi merupakan opsi penting dalam analisis desain keselamatan melekat reaktor temperatur tinggi.Kata kunci: koefisien reaktivitas Doppler, partikel TRISO, BCC, MCNP5, ENDF/B-VII ABSTRACTANALYSIS ON THE CALCULATION OF DOPPLER REACTIVITY COEFFISIENT FOR TRISO PARTICLE OF HIGH TEMPERATURE REACTOR. One of HTR inherent safety aspects is based on the negative fuel and moderator temperature reactivity coefficients. Fuel temperature coefficient is known as the Doppler reactivity coefficient. This paper discusses the calculation of the Doppler reactivity coefficient for TRISO particles in graphite matrix with MCNP5 Monte Carlo transport code and ENDF/B-VII continuous energy cross section library. TRISO particles are modeled as BCC lattice where the kernel and four coating layers are simulated explicitly. A series of calculations were done with different TRISO packing fraction and different temperature of the kernel, TF. Temperature graphite matrix, TM, is kept constant at 1200K. The calculation results show the higher the fuel temperature, the lower value of TRISO particles criticality (k). The increasing temperature of fuel, TRISO particle reactivity decreases for all considered TRISO packing fraction. The calculation results show also the Doppler reactivity coefficient decreases with rising of fuel temperature and increases with increasing of TRISO packing fraction. It can be concluded that the choice of TRISO packing fraction and operational temperature are important option in inherent safety design analysis of high temperature reactor.Keywords: Doppler reactivity coefficient, TRISO particle, BCC, MCNP5, ENDF/B-VI
ANALISIS KUAT SUMBER NEUTRON DAN PERHITUNGAN LAJU DOSIS NEUTRON TERAS AWAL RDE Suwoto, Suwoto; Adrial, Hery; Zuhair, Zuhair
Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 23, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2017.23.1.3119

Abstract

Teras reaktor RDE (Reaktor Daya Eksperimental) berbentuk silinder non anular, mengadopsi teknologi HTGR (High Temperature Gas-cooled Reactor) berbahan bakar kernel partikel berlapis TRISO dalam bentuk bola (pebble) dan berpendingin gas helium. Desain teras reaktor RDE ini mengadopsi teknologi reaktor temperatur tinggi HTGR dengan keselamatan inherent pasif yang sangat aman. Temperatur keluaran panas gas helium teras reaktor RDE dirancang pada kisaran 700°C dengan temperatur masukan sekitar 250°C. Di samping menghasilkan listrik, reaktor RDE didisain menghasilkan panas temperatur tinggi yang dapat digunakan untuk keperluan kogenerasi lainnya (penelitian panas proses lainnya). Bahan bakar pada RDE berbentuk bola yang berisikan kernel partikel berlapis TRISO yang berupa uranium oksida (UO2) berpengkayaan 17%. Lapisan TRISO terdiri 4 lapisan yaitu lapisan karbon penyangga berpori, lapisan karbon pirolitik bagian dalam (IPyC, Inner Pyrolitic Carbon), lapisan Silikon Karbida (SiC) dan lapisan pirolitik karbon bagian luar (OPyC, OuterPyrolitic Carbon). Analisis kuat sumber dan perhitungan awal laju dosis neutron pada teras RDE dilakukan menggunakan program Monte Carlo MCNP5v1.2. Pemodelan heterogenitas ganda pada bahan bakar kernel partikel berlapis TRISO dan pada bahan bakar bola pada teras RDE. Dengan memanfaatkan program EGS99304, jumlah struktur group energi yaitu 640 (SAND-II group structure) digunakan dalam perhitungan spektrum neutron pada reaktor RDE. Teras reaktor RDE dibagi dalam 100 zona (10 arah radial dan 10 arah aksial). Analisis hasil perhitungan menunjukkan bahwa kuat sumber neutron reaktor RDE sebesar 8,47027X1017 neutron/sekon. Distribusi laju dosis neutron ditentukan menggunakan faktor konversi fluks ke dosis neurton dari International Commission on Radiological Protection, ICRP dan NCRP. Hasil perhitungan awal laju dosis neutron dengan faktor konversi ICRP-21 dan NCRP-38 untuk pekerja radiasi pada arah radial di perisai biologis sudah melemah memberikan nilai masing-masing sebesar 6,69915 µSv/jam dan 6,9964 µSv/jam pada posisi 215 cm dari pusat teras RDE, sehingga pekerja radiasi aman dan terlindungi dari radiasi sesuai dengan persyaratan Perka Bapeten  No. 04 tahun 2013 tentang Proteksi dan Keselamatan Radiasi Dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir yang menetapkan nilai batas dosis efektif rerata untuk pekerja radiasi adalah 20 mSv/tahun (10 µSv/jam). Dari hasil analisis tersebut tampak bahwa model perisai radiasi dan perisai biologis telah memenuhi standar keselamatan radiasi yang disyaratkan.Kata kunci: TRISO, Pebble, MCNP5v1.2, RDE, kuat sumber neutron, laju dosis neutron, ICRP, NCRP
PENGKAJIAN METODA PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PERHITUNGAN NEUTRONIK HTGR Suwoto, Suwoto
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 19, No 1 (2015): Februari 2015
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2015.19.1.2896

Abstract

Kajian terhadap metoda pengolahan data nuklir yang digunakan dalam perhitungan neutronik teras High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) perlu dilakukan karena data tampang lintang nuklir yang digunakan dalam perhitungan neutronik memegang peranan penting dalam analisis keselamatan kritikalitas. Metoda pengolahan dalam generasi tampang lintang data nuklir yang biasa digunakan selama ini adalah metode deterministik yang biasa digunakan dalam program deterministik seperti WIMS/D5B dan yang menggunakan metode probabilistik seperti pada program Monte Carlo MCNP5v1.2. Kedua metode tersebut mempunyai keunggulan dan kelemahan masing-masing. Program pengolah data nuklir NJOY, berguna dalam me-nyelesaikan persoalan pengolahan data nuklir dalam format ENDF (Evaluated Nuclear Data File) yang akan digunakan dalam perhitungan fisika neutronik teras reaktor HTGR, baik yang menggunakan tampang lintang multi-kelompok seperti pada program WIMS/D5B dengan memanfaatkan modul WIMSR maupun yang menggunakan tampang lintang energi kontinu pada program MCNP/MCNPX dengan memanfaatkan modul ACER. Data hasil kajian dengan kedua metoda dalam pengolahan dan penyiapan data tampang lintang nuklir digunakan dalam perhitungan neutronik bahan bakar pebble teras HTGR. Hasil perhitungan neutronik bahan bakar pebble HTGR dengan UO2 dengan pengkayaan 10% dan fraksi packing TRISO 10% untuk variasi tem-peratur 900K, 1200K dan 1500K dengan metode probabilistik MCNP5v1.2 menggunakan tampang lintang energi kontinu dari file ENDF/B-VII menghasilkan perbedaan nilai multiplikasi tak hingga (k¥) masing-masing 7,42%, 5,7% dan 4,36% lebih besar dibanding dengan program deterministik WIMS/D5B. Nilai perbedaan tersebut dikarenakan adanya perbedaan pendekatan geometri dan juga pendekatan energi tampang lintang data nuklir yang digunakan. Dengan demikian metode probabilistik dengan MCNP5v1.2 lebih disukai karena dinilai lebih dan teliti dalam perhitungan neutronik teras reaktor HTGR.
STUDI DAN INVESTIGASI AWAL KONSEP DESAIN REAKTOR GENERASI IV Zuhair, Zuhair; Suwoto, Suwoto
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 11, No 2 (2009): Desember 2009
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2009.11.2.1435

Abstract

ABSTRAKSTUDI DAN INVESTIGASI AWAL KONSEP DESAIN REAKTOR GENERASI IV. Konsep desain reaktor Generasi IV adalah hasil dari upaya riset teknologi reaktor dan energi nuklir yang melibatkan 10 negara maju dalam Forum Internasional Generasi IV (GIF). Enam konsep desain reaktor kandidat yang potensial untuk diimplementasikan untuk memenuhi kebutuhan energi dunia di masa mendatang adalah GFR, LFR, MSR, SFR, SCWR dan VHTR. Makalah ini membahas studi dan observasi awal desain reaktor Generasi IV dengan melakukan tinjauan komprehensif terhadap deskripsi dan karakteristik desain bahan bakar, tipe pendingin, geometri, komposisi dan spektrum energi neutron serta siklus bahan bakar. Dari deskripsi reaktor Generasi IV dapat dilihat bahwa desain reaktor Generasi IV terdiri dari 2 desain reaktor dengan spektrum neutron termal dan 4 desain reaktor dengan spektrum neutron epitermal/cepat. Ditinjau dari produksi bahan bakar bekas radiotoksik yang tinggi menunjukkan bahwa reaktor dengan spektrum energi neutron cepat tampak kelihatan menjadi desain yang lebih baik. Siklus bahan bakar reaktor cepat dalam kelompok Generasi IV mempunyai kapabilitas desain untuk mendaur-ulang aktinida penuh. Efisiensi setiap desain reaktor yang memperlihatkan performa yang relatif pada isu limbah nuklir sangat bergantung pada konfigurasi final reaktor Generasi IV dan kondisi operasionalnya. Desain-desain reaktor Generasi IV belum secara penuh dikembangkan sehingga spesifikasi detailnya belum dapat diperoleh secara lengkap. Beberapa parameter spesifik yang dirangkum dalam makalah ini sangat bermanfaat untuk pemodelan dalam perspektif yang lebih luas bagi perhitungan teras dan sistem reaktor Generasi IV.Kata kunci: reaktor Generasi IV, GFR, LFR, MSR, SFR, SCWR, VHTR ABSTRACTSTUDY AND PRELIMINARY INVESTIGATION ON GENERATION IV REACTOR DESIGN CONCEPTS. Generation IV reactors design concepts are results from research effort of reactor technology and nuclear energy involving 10 developed countries in the Generation IV International Forum (GIF). The six candidate reactor design concepts which are potential to be implemented to fulfill global energy needs in the future are GFR, LFR, MSR, SFR, SCWR and VHTR. This paper discusses study and preliminary observation of Generation IV reactor design concepts through a comprehensive overview on description and characteristics of fuel design, cooling type, geometry, composition and neutron energy spectrum and fuel cycle. Based on the description of Generation IV reactors, it can be seen that Generation IV reactor design concepts consist of 2 reactor design concepts using thermal neutron spectrum and 4 reactor design concepts using epithermal/fast neutron spectrum. Observation on the production of the highly radiotoxic spent fuel indicates that the reactors with harder neutron energy spectra seem to be more suitable designs. The fuel cycle of fast reactor in the Generation IV group has a design capability to run the full actinide recycle. The efficiency of each reactor designs showing the relative performance to the nuclear waste issue depends very much on the final Generation IV reactor configurations and operational conditions. Generation IV reactor designs have not been fully developed yet and therefore their detail specifications are not completely obtained yet. Some specific parameters summarized in this paper are very useful to model in more widely perspective for Generation IV reactor core and system calculations.Keywords: generation IV reactors, GFR, LFR, MSR, SFR, SCWR, VHTR