Articles

Found 27 Documents
Search

Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Umur Teras dan Daya Reaktor Sardi, Widya; Fitriyani, Dian; Irka, Feriska Handayani
Jurnal Fisika Unand Vol 7, No 2 (2018)
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.7.2.151-158.2018

Abstract

Telah dilakukan analisis neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan variasi umur teras dan daya reaktor. Reaktor ini menggunakan uranium alam sebagai bahan bakar dan helium sebagai pendingin. Parameter neutronik yang diamati meliputi faktor multiplikasi (keff) dan densitas bahan bakar. Pengaturan bahan bakar menggunakan strategi shuffling pada model teras silinder dua dimensi R-Z.Teras dibagi menjadi 10 region. Setiap 10 tahun bahan bakar yang ada pada masing-masing region di shuffling ke region berikutnya. Bahan bakar di region 10 dikeluarkan sedangkan pada region 1 akan diisi dengan bahan bakar baru. Penelitian ini dilakukan dengan 3 variasi umur teras dan 3 variasi daya reaktor. Perhitungan menggunakan kode SRAC dengan JENDL-32 sebagai data library. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa reaktor dapat dioperasikan hingga 100 tahun pada daya 500 MWTh karena neutron yang berada dalam teras reaktor dapat mempertahankan kekritisannya selama reaktor beroperasi. Semakin lama umur teras maka nilai densitas 235U dan 238U semakin berkurang dan nilai densitas 239Pu semakin bertambah. Semakin tinggi daya yang digunakan maka densitas bahan bakar yang tersisa di akhir periode burn up lebih rendah. Kata kunci : Burn up, faktor multiplikasi, GCFR, shuffling, uranium alam
Analisis Neutronik Pada Gas Cooled Fast Reactor dengan Variasi Strategi Shuffling Bahan Bakar Arah Radial Putri, Muthia Annisa; Fitriyani, Dian; Irka, Feriska Handayani
Jurnal Fisika Unand Vol 7, No 2 (2018)
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.7.2.166-171.2018

Abstract

Analisis neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan variasi strategi shuffling bahan bakar telah dilakukan dengan pengaturan awal daya reaktor 550 MWTh dan umur 100 tahun menggunakan input bahan bakar uranium alam tanpa pengayaan. Bahan bakar pada pada teras reaktor dibagi atas 10 region, dengan label region 1 hingga region 10. Setiap region bahan bakar mengalami perbedaan lama proses burnup dan perbedaan densitas nuklida. Variasi strategi shuffling dilakukan dengan cara menyusun masing-masing region bahan bakar secara acak dari region 1 hingga 10. Pada penelitian ini dirancang 4 macam variasi strategi shuffling bahan bakar arah radial. Shuffling bahan bakar dilakukan sekali dalam 10 tahun bersamaan dengan periode refueling. Perhitungan dilakukan dengan metode komputasi menggunakan kode SRAC dengan input data nuklir dari JENDL-32 Library dengan model teras silinder 2D R-Z. Hasil analisis menunjukkan bahwa berdasarakan nilai faktor multiplikasi efektif, variasi strategi shuffling memenuhi kriteria desain reaktor. Strategi shuffling dengan pengaturan region bahan bakar berdensitas fisil tertinggi yang didekatkan dengan region bahan bakar berdensitas fisil rendah menghasilkan densitas 239Pu yang tinggi. Kata kunci: analisis neutronik, GCFR, SRAC, strategi suffling
OPTIMISASI UKURAN TERAS HIGH TEMPERATURE GASS-COOLED REACTOR (HTGR) DENGAN DAYA 30 MWT TIPE PEBBLE BED BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM Armanita, Desi; Fitriyani, Dian; Setiadipura, Topan
Jurnal Fisika Unand Vol 9, No 1 (2020)
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.9.1.100-109.2020

Abstract

Telah dilakukan optimasi ukuran teras Reaktor daya Eksperimental (RDE). Optimasi ini bertujuan untuk memperoleh ukuran teras yang optimal untuk RDE 30 MWt berdasarkan aspek neutronik antara lain discharge burn up, fuel residence time dan distribusi daya dan aspek keselamatan. Pada tahap awal dilakukan optimasi pass bahan bakar. Pass bahan bakar menyatakan jumlah sirkulasi bahan bakar ke teras reaktor dan parameter optimasi pass adalah nilai power peaking factor mendekati 1, discharge burn up tinggi serta memiliki temperatur puncak bahan bakar setelah DLOFC rendah. Berdasarkan parameter tersebut didapatkan pass optimal adalah 5 pass. Variasi ukuran teras ditentukan dengan dua cara, yaitu variasi ukuran teras pada volume tetap dan variasi tinggi teras pada diameter tetap. Tahap selanjutnya, terhadap ukuran teras yang optimal, dilakukan optimasi fraksi enrichment dan heavy metal loading bahan bakar. Dari hasil perhitungan diperoleh bahwa pada volume tetap (5 m3) parameter-parameter neutronik bernilai optimal jika ukuran diameter teras 1,5 m dan tinggi 2,83 m, sedangkan pada diameter teras tetap (1,8 m) parameter-parameter neutronik optimal pada ukuran tinggi teras 3,931 m.  Pada kedua ukuran teras ini aspek keselamatan, discharge burn up dan fuel residence time optimal pada enrichment 17% dan heavy metal loading 6 grU/pebble. Core size optimization of Experimental Power Reactor (EPR) has been done. This optimization aims to obtain the optimal core size for the RDE 30 MWt based on the neutronik aspect among other discharge burn ups, fuel residence time, power distribution and safety aspect. In the early stages the fuel pass optimization is done. The fuel pass is the amount of fuel circulation to the reactor core and the pass optimization parameter is the value of power peaking factor approaching 1, high discharge burnup as well as having a fuel peak temperature after DLOFC is low. According to the parameters, the optimal pass is 5 passes. The variation in the size of the core is determined in two ways, which is the core size variation on fixed volumes and a high variation of the core at fixed diameter. The next stage, against the optimal core size, carried out the optimization of the fraction of enrichment and heavy metal loading fuel.  From the results of the calculations obtained that on a fixed volume (5 m3) neutronik parameters are optimal if the size of the core diameter is 1.5 m and height 2.83 m, while on the fixed diameter of the ratio (1.8 m) The optimal neutronik parameters of on the size Height of core 3.931 m.  On both of these core sizes are safety aspects, discharge burn up and fuel residence time is optimal on the enrichment of 17% and heavy metal loading 6 grU/pebble.
Analisis Konfigurasi Bahan Bakar Terhadap Produktivitas Fisil pada Fast Breeder Reactor (FBR) Mardiyah, Ainul; Fitriyani, Dian
Jurnal Fisika Unand Vol 8, No 3 (2019)
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.8.3.260-265.2019

Abstract

Analisis konfigurasi bahan bakar terhadap produktivitas fisil pada Fast Breeder Reaktor (FBR) telah dilakukan. Konfigurasi bahan bakar dirancang dalam 5 variasi dengan 2 kategori yaitu konfigurasi homogen (inner dan outer) serta heterogen dengan fraksi bahan bakar yang sama yaitu 45 %. Perhitungan dilakukan dengan metode komputasi menggunakan kode FI-ITB.CHI yang dikembangkan dalam bahasa pemrograman Borland Delphi 7.0 Bahan bakar yang digunakan adalah campuran uranium-plutonium nitrida (Un-PuN) dan pendingin timbal bismuth (Pb-Bi) pada teras reaktor 2-D (dua dimensi) geometri r-z (silinder). Hasil perhitungan difusi neutronik menunjukkan bahwa pada semua konfigurasi bahan bakar yang diamati diperoleh nilai kritikalitas teras melalui pengaturan fraksi pengayaan (enrichment) pada setiap bagian teras. Fraksi pengayaan rata-rata yang terkecil untuk mencapai keadaan kritis ditunjukkan pada konfigurasi homogen-outer. Hasil analisis menunjukkan bahwa nilai distribusi fluks neutron yang paling tinggi diperoleh pada konfigurasi heterogen dan nilai distribusi daya dengan nilai power peaking factor (ppf) terendah diperoleh pada konfigurasi homogen. Nilai densitas atom bahan fisil yaitu 239Pu paling besar peningkatannya terjadi pada konfigurasi homogen-inner 2 sebagai hasil reaksi fisi bahan bakar setelah 1 siklus (4 tahun) operasi. Nilai BreedingRatio (BR) untuk seluruh konfigurasi bahan bakar masih dalam rentang nilai yang diharapkan (BR>1) namun nilai BR paling baik ditunjukkan pada konfigurasi homogen-inner 2 yaitu dengan nilai 1,17.Kata kunci: FBR, konfigurasi bahan bakar, fisil, breeding ratio.
Analisis Neutronik Pada Reaktor Cepat dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX) N, Dina Cinantya; Fitriyani, Dian
Jurnal Fisika Unand Vol 3, No 1: Januari 2014
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.3.1.%p.2014

Abstract

Analisis neutronik pada reaktor cepat dengan variasi bahan bakar telah dilakukan pada penelitian ini.  Penelitian dilakukan secara simulasi komputasi terhadap reaktor cepat berpendingin logam cair Pb-Bi dengan variasi tiga jenis bahan bakar campuran yaitu UN-PuN, UC-PuC, dan MOX.  Perhitungan difusi neutron multigrup dilakukan untuk geometri teras reaktor 3D berukuran medium. Parameter-parameter neutronik yang diamati meliputi faktor multiplikasi neutron (keff), distribusi fluks neutron, dan distribusi daya. Pada awal operasi, reaktor diatur dalam kondisi kritis yang ditunjukkan dengan nilai keff dalam rentang 0,998 sampai 1,002 dengan cara mengatur fraksi fisil (pengayaan) bahan bakar pada setiap bagian teras. Hasil simulasi menunjukkan bahwa ketiga jenis bahan bakar yang digunakan akan memberikan pengaruh yang berbeda pada karakteristik neutroniknya. Untuk mencapai kondisi kritis, MOX memerlukan fraksi pengayaan yang paling besar (25,8% hingga 30%) dibandingkan UN-PuN (12,83% hingga 14%) dan UC-PuC (12,8% hingga 14,9%). UN-PuN menghasilkan distribusi fluks neutron dan distribusi daya tertinggi yaitu 1,1446 x 105 n/cm2.s dan 471,676 MW/cm3 dibandingkan UC-PuC (1,0708 x 105 n/cm2.s dan 459,195 MW/cm3) dan MOX (0,6926 x 105 n/cm2.s dan 449,556 MW/cm3). Hal ini disebabkan oleh tingginya rapat UN-PuN sehingga menyebabkan probabilitas reaksi fisi tinggi dan secara tidak langsung akan menyebabkan jumlah neutron di teras bertambah.
Analisis Neutronik Super Critical Water Reactor (SCWR) dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX) Sari, Nella Permata; Fitriyani, Dian; Irka, Feriska Handayani
Jurnal Fisika Unand Vol 5, No 1 (2016)
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.5.1.47-52.2016

Abstract

Analisis neutronik Super Critical Water Reactor (SCWR) menggunakan simulasi komputasi program SRAC telah dilakukan. Reaktor ini menggunakan air ringan (H2O) sebagai pendingin. Analisis neutronik SCWR dilakukan dengan memvariasikan jenis bahan bakar, yaitu: uranium-plutonium nitrit (UN-PuN), uranium-plutonium karbit (UC-PuC) dan mixed oxide (MOX). Diameter teras dibagi menjadi 10 region dalam arah radial. Reaktor ini menggunakan strategi shuffling, agar reaktor dapat beroperasi menggunakan uranium alam. Masing-masing region diisi dengan bahan bakar yang sudah dibakar dan ditempatkan di dalam teras reaktor dengan konfigurasi tertentu dan uranium alam dibakar dalam jangka waktu 100 tahun. Setelah 10 tahun waktu operasi, bahan bakar di region 1 di pindahkan ke region 2, region 2 di pindahkan ke region 3 begitu seterusnya sampai bahan bakar di region 10 dikeluarkan dari teras reaktor dan region 1 diisi bahan bakar baru. Dari hasil simulasi didapatkan bahwa pada desain teras dengan bahan bakar UN-PuN dan MOX menghasilkan nilai faktor multiplikasi (keff) dan level burn up yang paling optimal.Kata kunci: analisisneutronik, strategi shuffling, UC-PuC, UN-PuN, MOX
Optimasi Ukuran Teras Reaktor Cepat Berpendingin Gas dengan Uranium Alam sebagai Bahan Bakar Andris, Dora; Fitriyani, Dian; Irka, Feriska Handayani
Jurnal Fisika Unand Vol 5, No 1 (2016)
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.5.1.21-27.2016

Abstract

Optimasi ukuran teras reaktor cepat berpendingin gas dengan uranium alam sebagai bahan bakar telah dilakukan. Optimasi ukuran teras dilakukan untuk model teras silinder dua dimensi R-Z pada volume 8 m3, 14 m3 dan 20 m3. Setiap volume dibuat lima model ukuran teras dengan menvariasikan tinggi dan diameter teras. Diameter teras untuk setiap model ukuran teras dibagi menjadi 10 region. Perhitungan dilakukan dengan simulasi komputasi dengan program SRAC. Reaktor ini menggunakan strategi shuffling arah radial agar reaktor dapat beroperasi dengan bahan bakar uranium alam. Setelah 10 tahun periode burn up, bahan bakar di-shuffling secara radial dari region 1 ke region 2, region 2 ke region 3, begitu seterusnya sampai bahan bakar di region 9 di-shuffling ke region 10 sehingga bahan bakar region 10 dikeluarkan dari teras reaktor dan bahan bakar baru ditempatkan di region 1. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa untuk teras dengan volume 8 m3 dan 14 m3 diperoleh nilai keff  antara 0,95 sampai 1,05 (reaktor berada dalam keadaan kritis) dan untuk volume 20 m3 keff ? 1,05 (keadaan superkritis) dengan ayunan reaktivitas ±0,05. Teras dengan model paling pipih pada volume 8 m3 merupakan model yang direkomendasikan untuk desain reaktor karena menghasilkan kinerja neutronik reaktor yang optimal dibandingkan model lain.Kata kunci: ukuran teras reaktor, uranium alam, SRAC, strategi shuffling
Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO2, N2) Riska, Riska; Fitriyani, Dian; Irka, Feriska Handayani
Jurnal Fisika Unand Vol 5, No 1 (2016)
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.5.1.28-34.2016

Abstract

Telah dilakukan analisis perhitungan neutronik pada gas cooled fast reactor (GCFR) menggunakan program SRAC yang dikembangkan oleh JAERI. Parameter neutronik pada GCFR yang diamati adalah nilai faktor multiplikasi (keff) dan burn up level pada teras reaktor. Analisis neutronik dilakukan untuk tiga variasi bahan pendingin, yaitu: helium, karbon dioksida dan nitrogen. Pada reaktor diterapkan strategi shuffling, yang bertujuan agar reaktor dapat beroperasi menggunakan uranium alam. Langkah pertama yang dilakukan adalah menetapkan spesifikasi umum reaktor, menentukan nilai densitas dan variasi fraksi volume yang akan digunakan pada program. Selanjutnya, dilakukan perhitungan power level pada bagian sel. Hasil perhitungan akan dihomogenisasi dan dicolapsing berdasarkan grup yang telah ditentukan. Kemudian hasil ini digunakan pada perhitungan teras untuk mendapatkan faktor multiplikasi dan power density. Proses ini terus berulang sampai didapatkan power level yang homogen dengan error ? 10-6.  Dari hasil simulasi menunjukkan bahwa pendingin karbon dioksida dengan fraksi coolant 25% mempunyai nilai faktor multiplikasi (keff) dan burn up level yang paling optimal.Kata kunci: analisis neutronik, bahan pendingin, GCFR, karbon dioksida.
PENGARUH VARIASI BAHAN PENDINGIN JENIS LOGAM CAIR TERHADAP KINERJA TERMOHIDROLIK PADA REAKTOR CEPAT Haryani, Nevi; Fitriyani, Dian
Jurnal Fisika Unand Vol 2, No 3: Juli 2013
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.2.3.%p.2013

Abstract

Telah dilakukan simulasi perhitungan untuk analisis pengaruh berbagai bahan pendingin jenis logam cair terhadap kinerja termalhidrolik pada reaktor cepat dengan bahan bakar UN-PuN.  Perhitungan dilakukan terhadap desain reaktor dengan geometri teras berbentuk kubus 3D dengan ukuran 80 x 80 x 80 cm. Optimasi desain reaktor dilakukan untuk variasi empat jenis bahan pendingin logam cair yaitu, Na, NaK, Pb dan PbBi. Tinjauan dilakukan terhadap parameter-parameter termalhidrolik yang meliputi distribusi temperatur teras dan penurunan tekanan sistem. Simulasi diawali dengan perhitungan difusi multigrup yang menghasilkan distribusi fluks neutron, faktor multiplikasi neutron dan distribusi densitas daya. Perhitungan termalhidrolik dilakukan terhadap  masing-masing bahan pendingin pada laju alir awal 3000 kg/s.  Kemudian dilakukan pengaturan hingga diperoleh kondisi laju alir yang sesuai untuk masing-masing performa pendingin. Hasil simulasi menunjukkan bahwa pendingin Pb dan PbBi memberikan kinerja termalhidrolik yang baik pada laju alir 3000 kg/s, sedangkan pendingin Na dan NaK menunjukkan kinerja termalhidrolik baik pada rentang laju alir massa pendingin dari 500 sampai 1500 kg/s.
Analisis Neutronik pada Reaktor Cepat dengan Variasi Fraksi Pengayaan Bahan Bakar UN-PuN, UC-PuC dan MOX Asnita, Reni; Fitriyani, Dian
Jurnal Fisika Unand Vol 8, No 3 (2019)
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.8.3.266-272.2019

Abstract

Telah dilakukan penelitian tentang analisis neutronik pada reaktor cepat dengan memvariasikan fraksi pengayaan pada bahan bakar UN-PuN, UC-PuC dan MOX. Analisis ini bertujuan untuk mengetahui pengaruh perubahan fraksi pengayaan (enrichment) terhadap karakteristik neutronik pada reaktor cepat berpendingin Pb-Bi. Penelitian dilakukan secara simulasi komputasi menggunakan kode FIITB.CHI yang dikembangkan dalam bahasa pemrograman Delphi 7.0 untuk geometri teras 3D XYZ dengan variasi pengayaan berkisar antara 11%-20%. Penelitian dilakukan dengan mengamati parameter-parameter neutronik yaitu faktor multiplikasi neutron dan distribusi fluks neutron. Hasil analisis menunjukkan bahwa variasi fraksi pengayaan memberikan karakteristik neutronik yang berbeda-beda pada ketiga jenis bahan bakar. Untuk mencapai kondisi kritis bahan bakar MOX memerlukan fraksi pengayaan yang paling besar yaitu 14%-16% dibandingkan dengan bahan bakar UN-PuN sebesar 12%-14% dan bahan bakar UC-PuC sebesar 13%-15%. Distribusi fluks neutron pada grup energi rendah (grup ke-3 dan ke-4) didapatkan nilai fluks neutron yangpaling tinggi terutamauntuk bahan bakar MOX, sedangkan untuk neutron energi tinggi (grup ke-6 dan ke-7) didapatkan fluks neutron yang rendah terutama untuk jenis bahan bakarUC-PuC. Semakin tinggi energi neutronnya akan didapatkan fluks neutron lebih besar di energi neutron rendah.Kata kunci: Reaktor cepat, UN-PuN,UC-PuC, MOX, fraksi pengayaan, faktor multiplikasi neutron dan distribusi fluks neutron.