92- ISSN 0216 - 3128 Budi Rohman, dkk.

PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS VOID REAK­TOR TRIGA 2000

Budi Rohman

Pusat Penglwjian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir-BAPETEN

Putranto I1ham Yazid

Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri-Badan Tenaga Nuk/ir Nasional

ABSTRAK

PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS VOID REAKTOR TRIGA 2000. Salah satu parameter fisilwatau kinetilw reaktor yang penting bagi reaktor berpendingin dan bermoderator air adalah perubahanreaktivitas akibat berubahnya kerapatan pendingin. Parameter ini biasanya berni/ai negatif dan memilikiperan penting dalam mencegah terjadinya ekskursi daya ketilw reaktor dioperasilwn. Banyak programperhitungan termal-hidrolik untuk reaktor memerlulwn parameter ini sebagai salah satu masulwn gunamemperhitunglwn umpan balik reaktivitas akibat terjadinya kenailwn Iwndungan uap dalam moderatorketilw reaktor dioperasilwn. TRIGA 2000 merupalwn reaktor berpendingin dan bermoderator air, olehsebab itu penting untuk menghitung ni/ai koefisien reaktivitas voidnya agar diperoleh pemahaman terhadapperilaku reaktor di bawah pengaruh faktor ini. Tulisan ini menyajilwn perhitungan koefisien reaktivitas voidreaktor TRIGA 2000 menggunalwn metode komputasi. Perhitungan di/akulwn dengan menggunalwn MCNP(Monte Carlo N-Particle), sebuah program komputer yang meneraplwn metode Monte Carlo untukmemperoleh ni/ai-ni/ai kekritisan. Perhitungan dengan program MCNP ini menghasillwn nilai estimasikoefisien reaktivitas void reaktor TRIGA 2000 sebesar -1.305xl ([3 AiJ/% void.

Kala kunci: koefisien reaktivitas void, TRIGA 2000, MCNP, metode Monte Carlo

ABSTRACT

CALCULATION OF VOID REACTIVITY COEFFICIENT OF TRIGA 2000. One of the important reactorphysic or kinetic parameters for water-cooled or moderated reactors is the changing of reactivity due tochange in the density of coolant or moderator. This parameter generally has a negative value and it hassignificant role in preventing the excursion of power during operation. Many reactor thermal-hydraulicanalysis softwares require this parameter as one of the input to account for reactivity feedback due to theincrease in moderator voids as the reactor being operated. TRlGA 2000 is a reactor that cooled alldmoderated by water, therefore, it is essential to determine the value of void reactivity coefficient in order toobtain better understanding of its behavior resulting from the presence of vapor in the moderator. Thispaper presents the determination of void reactivity coefficient of TRIGA 2000 using computational method.The calculation was performed using MCNP (Monte Carlo N-Particle), a code applying Monte Carlomethod to compute eigenvalues of critical systems. The calculation using MCNP code resulted an estimate ofvoid reactivity coefficient of-/.305 xl ([3 .1P/% ""idforTRIGA 2000 reactor.

Keywords: void reactivity coefficient, TRIGA 2000, MCNP, Monte Carlo method

PENDAHULUAN

n eaktor TRIGA 2000 merupakan reaktor jenis.ftkolam terbuka yang didasarkan pada desaindari General Atomic, USA. Reaktor ini meng­gunakan bahan bakar uranium dengan pengkayaanrendah (low enriched uranium) sekitar 20%. Terasreaktor menggunakan kisi dengan konfigurasiberbentuk heksagonal yang dapat memuat total 121elemen yang dapat tt:rdiri dari elemen bakar, batangkendali, batang grafit, serta tabung iradiasi. Teras

reaktor didinginkan dengan air yang juga berfungsisebagai moderator.

Ketika reaktor dioperasikan, akan wiadikenaikan suhu pada pendingin/moderator yang akanberakibat pad a turunnya kerapatan moderator akibatterbentuknya uap sehingga mengurangi tingkatmoderasi yang selanjutnya akan berpengaruh padareaktivitas teras. Pengaruh yang demikian biasanyadikuantitkasi dengan parameter yang disebut sebagaikoefisien void atau kerapatan moderator, yang

Prosiding PPI - PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN

Yogyakarta, 10 Juli 2006

/Judi Rohmllll, dkk. ISSN 0216-3128 93

maka persamaan (I) di atas, sebagai fungsi tTaksivoid, juga dapat ditulis sebagai [2]

ketika suhu pendingin mendekati saturasi, sehinggakoefisien reaktivitas void juga akan eukup besar.

Oengan memasukkan definisi reaktivitas (p)sebagai

biasanya berharga negatif untuk reaktor ber­pendingin air.

Oi dalam Laporan Analisis KeselamatanReaktor TRIGA 2000 parameter ini belumdikuantifikasi, padahal parameter ini eukup pentingbagi reaktor berpendingin air. Selain itu, banyakprogram perhitungan termohidrolika reaktor me­merIukan masukan parameter ini untuk memper­hitungkan umpan-balik reaktivitas akibat perubahankerapatan moderator. Oengan alasan ini, makaparameter tersebut perlu ditentukan nilainya.

TUJUAN ANALISIS

k -I

p = -k··n

dp

dx

(2)

(3)

Tujuan analisis ini adalah untuk memperolehnilai koefisien reaktivitas void atau kerapatanmoderator reaktor TRIGA 2000 dengan metodekomputasi menggunakan paket program MCNP.

dengan x : tTaksi void

Keberadaan void di dalam moderator akan

mengubah kerapatannya. Kerapatan moderator, yangterdiri atas eampuran eairan dan gas, diberikan oleh:

(4)

DESKRIPSI TERAS REAKTOR TRI­GA 2000

dengan :

d : kerapatan moderator

d, : kerapatan eairan

dg : kerapatan gas

Karena dg biasanya jauh lebih keeil dari padad, (keeuali di daerah dekat titik kritis untuk bahan

tersebut), persamaan (4) di atas dapat ditulis sebagai

Reaktor TRIGA 2000 merupakan reaktorpenelitian jenis kolam terbuka berpendingin air yangdesain utamanya dibuat oleh General Atomic.Reaktor TRIGA 2000 yang dioperasikan saat inimerupakan hasil peningkatan daya dari daya semula1000 kW menjadi 2000 kW[3]. Kisi teras reaktorberbentuk heksagonal yang terdiri atas 121 lubangmasing-masing dengan diameter 3.82 em denganjarak antar pusat 4.2 em, seperti dapat dilihat di Gb.1, yang dapat diisi dengan elemen bakar, batangkendali, tabung iradiasi, serta elemen grafit. Terasreaktor ini berada di dalam silinder dengan diameter112 em dan tinggi 89 em yang di bagian luamyadikelilingi oleh retlektor dari blok grafit berbentukeinein setebal 28.4 em dan tinggi 73.3 em. Terasreaktor dan retlektor ini dipasang di dasar tangkidengan ditopang oleh struktur penyangga teras.

Elemen bakar reaktor TRIGA 2000 ber­

bentuk tabung dengan panjang total 75.2 em. Bagian

DASAR TEORI: KOEFISIEN REAKTI­VIT AS MODERATOR

Koefisien reaktivitas moderator merupakanukuran perubahan reaktivitas akibat perubahan sifat­sifat moderator misalnya temperatur, kerapatan,tekanan, atau tTaksi void. Apabila moderator yangdigunakan adalah eairan, yang juga befungsi sebagaipendingin, koefisien reaktivitas ini akan eukupsignifikan.

Salah satu pengaruh reaktivitas yang eukupsignifikan pada reaktor-reaktor dengan moderator airbe rasa I dari perubahan kerapatan moderator, baikkarena ekspansi termal maupun pembentukan void(uap). Pengaruhnya adalah pada berkurangnyamoderasi akibat penurunan kerapatan moderatorsehingga menyebabkan naiknya absorpsi reso­nansi[l]. Koefisien void atau kerapatan moderatorditulis menurut persamaan berikut:

dengan :

av : koefisien reaktivitas void moderator

k : faktor multiplikasi neutron

VM : volume moderator

NM : rapat atom moderator

p : kebolehjadian lolos dari resonansi

Untuk reaktor berpendingin air, dNM/dVM

berharga negatif dan akan eukup besar khususnya

d = (l-x)d, (5)

Prosiding PPI - PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN

Yogyakarta, 10 Juli 2006

94- ISSN 0216 - 3128 Budi Rohman. dkk.

bahan bakar aktifnya tersusun dari paduan uranium

dan zlrkonium hidrida UZrH1.6 atau uranium clan

zirkonium hidrida-erbium UZrH1.6-Er dengandiameter 3.64 em. Bahan bakar ini dimasukkan ke

dalam kelongsong baja tahan karat ss-304 dengantebal 0.05] em dan diameter luar 3.75 em. Di antara

bahan bakar dan kelongsong terdapat eelah yangberisi gas He ketika da]am kondisi baru. Di bagianbawah dan atas elemen bakar dipasang retlektorgrafit dengan panjang berturut-turut 9.39 em dan 6.6em. Terdapat tiga jenis e]emen bakar yangdigunakan, yakni tipe 8.5-20, ]2-20. dan 20-20 yangmasing-masing mengandung 8.5, ]2, dan 20 persenberat Uranium dengan pengkayaan sekitar 20%.

Reaktor TRIGA 2000 memliki 5 batangkendali dengan bahan penyerap neutron boronkarbida B4C yang di bagian bawahnya dipasangfuel

follower dengan panjang dan komposisi sarnadengan bahan bakar.

METODE PERHITUNGAN

Perhitungan koefisien reaktivitas voidmoderator dilakukan dengan menggunakan paketprogram komputer MCNP-4B. Program MCNP-4Bini menggunakan metode Monte Carlo yang bersifatstatistis dalam meneari penyelesaiannya, hal iniberbeda dengan metode transport yang bersifatdeterministik. Dalam metode deterministik, earayang paling urnurn diterapkan adalah metode ordinatdiskret yang menyelesaikan persamaan transportuntuk perilaku partikel rata-rata. Metode MonteCarlo tidak memeeahkan persamaan yang eksplisit,tetapi meneari penyelesaian dengan eara mensi­mulasikan partikel-partikel seeara individual sertameneatat beberapa aspek (tally atau eaeah) dariperilaku rata-rata partikel tersebut. Jadi, metodeMonte Carlo menyelesaikan permasalahan transportdengan me]akukan simulasi atas riwayat atauja]annya partike], bukan memeeahkan persamaan.Tidak perlu disediakan persamaan transport gunamenyelesaikan persoa]an transport dalam metodeMonte Carlo.

Deskripsi Program Komputer MCNP

MCNP[4J, singkatan dari Monte Carlo N­Particle, adalah program komputer yangdikembangkan sejak tahun ]963 di Los AlamosNational Laboratory (LANL), Amerika Serikat.Sampai saat ini ia masih terus dikembangkan dandisempumakan. Program yang digunakan dalamtulisan ini adalah dari versi 4B yang dikeluarkanpada bulan Maret ]997. Program MCNP me­nerapkan metode Monte Carlo dalam menyelesaikan

berbagai maeam persoalan transport partikel, antara

lain neutron, foton, elektron. gabungan neutron/foton, neutronlfoton/elektron maupun foton/elektron.Sifat-sifat bahan serta interaksi partikel denganbahan dinyatakan da]am fungsi energi kontinyu.MCNP dapat digunakan untuk memeeahkanpersoalan transport partikel di dalam bahanberbentuk tiga dimensi sembarang. Program ini

mampu menghitung nilai eigen kCjJ dalam suatusistem bahan dapat belah dengan akurasi tinggi.

Fitur-fitur penting program MCNP adalahsebagai berikut[4]:

- Data nuklir dan reaksi inti. MCNP menggunakanpustaka data inti dan atom untuk energi kontinyu.Pustaka reaksi inti terutama berasal dari sistem

ENDF (Evaluated Nuclear Data File), ENDL(Evaluated Nuclear Data Library) serta ACTL(Activation Library) hasil kompilasi LivermoreNational Laboratory dan Grup T-2 dari LosAlamos National Laboratory, Amerika Serikat.Seluruh data tersebut diubah ke dalam format

yang dapat dibaea oleh program MCNP denganmenggunakan program lain misalnya NJOY.MCNP menyediakan tabel data nuklir untukreaksi neutron, foton hasH induksi neutron,interaksi foton dan elektron, dosimetri atauaktivasi neutron serta hamburan partikel termalS(u.P). Terdapat lebih dari 500 tabel reaksineutron untuk lebih dari 100 isotop dan elemenyang berlainan.

- Spesifikasi sumber. MCNP dapat menerimamasukan yang menggambarkan berbagai maeamsumber dengan geometri, distribusi arah, energimaupun posisinya ditentukan oleh pengguna.Selain itu, MCNP juga menyediakan berbagaifungsi yang memungkinkan pengguna memakaidistribusi energi seperti di dalam spektrum fisidan fusi, yakni spektrum Watt, Maxwellian danGaussian. MCNP juga menyediakan modelsumber neutron yang khusus digunakan dalamperhitungan kekritisan.

- Caeah (tally). Untuk memperoleh besaran fisik,MCNP menyediakan berbagai maeam eaeahdasar. Semua eaeah tersebut dinormalisir perjumlah partikel yang disimulasikan. Penggunadapat memperoleh besaran arus partikel, tlukspartikel maupun deposisi energi. Arus partikcldapat dinyatakan sebagai fungsi arah terhadapsuatu permukaan atau bagian permukaantertentu. Fluks partikel dapat diperoleh daripermukaan atau volume/sel. Selain itu MCNPjuga menyediakan dua maeam detektor yangdapat memberikan informasi tentang flukspartikel pada suatu titik atau lingkaran eincintertentu.

Prosldlng PPI - PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN

Yogyakarta, 10 Juli 2006

Bud; Rohman, dkk. ISSN 0216 - 3128 95-- Geometri. MCN? mampu memodelkan hampir

semua bentuk tiga dimensi sembarang. MCN?mendetinisikan suatu bentuk geometri tigadimensi dengan didasarkan pada bidang ataupermukaan yang membatasi benda tersebut.Untuk itu MCN? menyediakan berbagai jenispermukaan standar, seperti bidang datar, bola,kerucut, silinder dan lain sebagainya untukmemudahkan pengguna dalam memodelkansegal a bentuk geometri tiga dimensi secara utuh.

Perhitungan Kekritisan dalam MCNP

Bangkitkan bilangan aeak.Gunakan untuk menentukan

ener gi new on.

Oalam perhitungan kekritisan, MCN?melakukan simulasi gerakan acak sebuah partikel(misalnya neutron hasil reaksi tisi) mulai darikelahirannya, yakni terpancar dari sumber neutrontisi, sampai neutron tersebut ditangkap oleh bahan,baik akibat peristiwa tangkapan mumi maupun tisi.Riwayat sebuah neutron akan dianggap berakhir bilaia keluar atau lolos dari sistem. Simulasi ini

dilakukan satu per satu sampai seluruh neutron habisterpancar dari sumbemya[4,5J• Bagan alir untukperhitungan kekritisan ini dapat dilihat di Gambar I.

B engki tk en billlngan ae ak.Gunakenuntuk menentukan

j umlah, po sisi dan energineutr on fisi.

Akm\ulasikan harga keff(3 maeam eGtimator).

B angki1kan bilangan ocak.Gunakan untuk menentukan

arah &r ak new on.

B angkitk an bilengan ae ak.G unakan untuk m enent.uken

panj angjejak danletakturnbuk anlint.erak si

berikutnya.

Tidal<

Tidak

B angkitk an bilangan aeak.Gunakan untuk menent.ukan

suduthambur dan energineutr on

B angld tkan bil angan ae ak.Gunakan untuk menentukan

j erus inter aksi.

Ya

Gambar 1. Bagan alir proses perhitungan kekritisan dengan MCNpISI.

Prosiding PPI - PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN

Yogyakarta,10 Juli 2006

96 ISSN 0216-3128 Bud; Rohman, dkk.

MCNP tidak secara langsung menghitung

harga faktor multiplikasi kcff dengan caramembandingkan jumlah neutron pada satu generasidengan jumlah neutron pada generasi sebelumnya,melainkan pada setiap akhir satu generasi akandihasilkan 3 buah nilai kcff yang berbeda yangdisebut sebagai estimator. Pengguna dapatmenggunakan salah satu estimator tersebut untuk

menentukan nilai kcff dari sistem reaktor yangdihitung. Ketiga estimator tersebut adalah:

I. Estimator tumbukan (kift) yang dihitung setiap

kali terjadi peristiwa tumbukan partikel yangmemungkinkan terjadinya peristiwa fisi selamasatu generasi neutron. Estimator ini memberikanestimasi harga kctT yang terbaik untuk sistemyang sangat besar.

2. Estimator serapan (ke~) yang dihitung setiap

terjadi interaksi antara neutron dan inti bahandapat belah selama satu generasi neutron.Estimator ini memberikan estimasi harga kctTdengan kesalahan terkecil pada sistem reaktortermal.

3. Estimator panjang jejak (k:};) yang dihitung

setiap kali neutron berpindah tempat di dalambahan dapat belah pada suatu jarak tertentu dariposisi semula. Estimator ini memberikan prediksiharga kctTterbaik untuk sistem reaktor cepat yangmenggunakan elemen bakar berbentuk lempengtipis.

LANL merekomendasikan untuk mengguna­

kan rerata dari kombinasi ketiga nilai estimatorsebagai estimasi nilai kctTyang terbaik.

PEMODELAN TERAS REAKTORTRIGA 2000 DALAM MCNP

Geometri teras reaktor TRIGA 2000 yangdimodelkan dalam perhitungan ini didasarkan padakonfignrasi yang diterapkan dalam operasi sampaidengan akhir tahun 2005. Komponen-komponenutama dalam teras yang dimodelkan, seperti dapatdilihat di Gambar 2, 3 dan 4, di antaranya meliputi:

- Elemen bakar dari ketiga tipe (8.5-20, 12-20, dan20-20) total sejumlah 107 batang.

- Satang kendali sejumlah 5 batang. Satangkendali ini adalah yang diperlengkapi dengan

fuel follower tipe 12-20.

- Elemen grafit (dummy) sejumlah 3 batang.

- Tabung iradiasi sejumlah 2 batang.

- Struktur teras, termasuk grid plate dan safetyplate

- Retlektor grafit

- Lazy Susan

- Thermal dan therma/izing column

- Radial dan tangential beamport serta radialpiercing beamport

Gambar 2. Pemodelan teras reaktor TRIGA 2000161•

Prosldlng PPI • PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan· BATAN

Yogyakarta, 10 Juli 2006

Budi Rohman, dkk.- ISSN 0216 - 3128 97

Gambar 3. Representasi teras TRIGA 2000dalam MCNP.

Kandungan bahan bakar dalam pemodelanuntuk perhitungan ini adalah sesuai dengankomposisi bahan bakar standar. Dalam model inikelima batang kendali dalam posisi tertarik ke atassepenuhnya, sehingga bagian fuel followersepenuhnya menjadi bagian dari teras reaktor.

Untuk menyusun input dari model inidigunakan program Triga MCNP[6] yang memilikikemampuan untuk menyusun konfigurasi terasreaktor TRIGA 2000 sekaligus membangkitkaninput untuk MCNP.

Kartu KCODE

Untuk menghitung kekritisan reaktor, perludidefuisikan kartu KCODE yang berisi informasimengenai jumlah sumber (partikel) yang disimulasi,harga awal keff, jumlah siklus yang dilompatisebelum perhitungan akumulasi keff dimulai (inipenting temtama apabila nilai awal keff yangdiberikan tidak bagus), dan jumlah siklus total yangdikehendaki dalam perhitungan. Jumlah partikelyang disimulasi dalam perhitungan disesuaikandengan kompleksitas sistem teras, lazimnya terdapatminimal I partikel disimulasikan dalam materialdapat belah (fissile). Semakin banyak partikel yangdisimulasikan, akan semakin kecil standar

deviasinya dan memberikan hasil yang lebih baik.Kartu KCODE ini memiliki bentuk sebagai berikut:

KCODE nsrck rkk ikz kc!

dengan

Gambar 4. Representasi elemen bakar TRI­GA 2000 dalam MCNP.

nsrck : jumlah sumber nominal tiap siklus.

rkk : harga awal untuk keff

ikz : jumlah siklus yang akan dilompati sebelumperhitungan kef] dimulai.

kc! : jumlah siklus dalam perhitungan

Dalam perhitungan ini digunakan nsrck = 22400, rkk= 1.0, ikz = 50, dan kc! = 150.

Kartu KSRC

Partikel sumber yang disimulasikan ditempat­kan tersebar di setiap daerah bahan bakar yangmengandung bahan dapat belah, yang terdapat baikdi dalam elemen bakar maul' un batang kendali.Lokasi partikel yang disumulasikan ini hams cukupjauh dari batas-batas sel. Kartu KSRC digunakanuntuk menentukan posisi partikel yang disimulasi inidalam pasangan-pasangan koordinat x, y, dan zdalam bentuk berikut:

KSRC XI YI ZI

dst.

sampai sejumlah nsrck triplet, sehingga dalam modelini terdapat 22400 triplet posisi titik sumber awal.

Pemodelan Void

Untuk memodelkan adanya void dalampendingin, digunakan variasi kerapatan air pendinginsebagai fungsi fraksi void dengan mengikuti per-

Prosiding PPI - PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN

Yogyakarta, 10 Juli 2006

98- ISSN 0216 - 3128 Budi Rohman, dkk.

samaan (5) di atas. Kerapatan air pendingin tanpavoid yang digunakan sebagai referensi pad a tekananoperasi reaktor TRIGA 2000 adalah 0.99659 glem3•

Selanjutnya kerapatan air pendingin ini divariasimenurut fraksi voidnya, di mana nilai suatu fraksivoid berbanding langsung dengan prosentasepengurangan kerapatan air. Fraksi void yangdigunakan dalam perhitungan ini berkisar antara 0sampai dengan 85 % serta kerapatan air yangbersesuaian adalah 0.99659 sampai dengan 0.14949glem3 seperti tertera di Tabe1 1.

Tabel 1. Fraksi void dan kerapatan airuntuk input MCNP.

Fraksi Void (%) Kerapatan Air (g/cm3)

0

0.99659

5

0.94676

10

0.89693

15

0.84710

20

0.79727

25

0.74744

30

0.69761

35

0.64778

40

0.59795

45

0.54812

50

0.49830

55

0.44847

60

0.39864

65

0.34881

70

0.29898

75

0.24915

80

0.19932

85

0.14949

Pada pemodelan ini fraksi void dikenakanterhadap seluruh komponen air yang berada di dalamtangki dan sega1a struktur di dalamnya. Selanjutnyaprogram MCNP dieksekusi sejumlah variasi fraksivoid yang tersebut untuk memperoleh nilai kelfuntukmasing-masing nilai fraksi void.

HASIL DAN PEMBAHASAN

Dengan menggunakan model sepertidijelaskan di atas diperoleh estimasi nilai kelf untukmasing-masing fraksi void sehingga reaktivitas yang

bersesuaian dapat dihitung menurut persamaan (2),dengan k adalah nilai kelfyang dihitung oleh MCNP.

Untuk fraksi void 0% diperoleh harga kef! =1.14550 atau setara dengan reaktivitas O.I270 19.Selanjutnya nilai kef[ turun seiring dengan turunnyakerapatan air, sampai ketika fraksi void meneapai85% harga kef[ = 1.00866, atau nilai rektivitasnyasudah sangat kecil yakni 0.008586. Hasil seleng­kapnya dari perhitungan ini disajikan dalam Tabel 2,serta grafiknya dapat dilihat pada Gambar 5.

Koefisien reaktivitas void lazimnya dihitungdalam satuan Ap/% void atau perubahan reaktivitasterhadap fraksi void dianggap linear. Kebanyakanprogram termohidrolik memerlukan data koefisienreaktivitas void dalam satuan ini sebagai salah satuinputnya. Untuk itu, lintasan kurva tersebut perludidekati dengan garis linear, sehingga gradien garisterse but merupakan nilai koefisien reaktivitasnya.

Berdasarkan hasil perhitungan, diperolehharga koefisien reaktivitas void untuk moderatorreaktor TRIGA 2000 av= - 1.305 x 10.3 Ap/% void, di

mana nilai ini merupakan gradien garis linear yangmendekati kurva lintasan nilai-nilai reaktivitas

sebagai fungsi fraksi void seperti terlihat di Gambar5.

Tabel 2. Estimasi harga kefl dari perhi­tungan MCNP.

Fraksi Void (%) keflReaktivitas

0

1.145500.127019

5

1.1403 IO.I23045

10

1.137950.121227

15

1.132220.116779

20

1.127960.113444

25

1.123550.109964

30

1.117810.105394

35

1.111370.10021

40

I. 103770.094014

45

1.097210.088597

50

1.090480.082973

55

1.082340.076076

60

1.073840.068763

65

1.061630.058052

70

1.050710.048263

75

1.037710.036340

80

1.026350.025674

85

1.008660.008586

Prosidlng PPI - PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN

Yogyakarta, 10 Juli 2006

Budi Rohman, dkk.

0.14

0.12

0.10

0.08

0.00

0.04

0.02

ISSN 0216 - 3128

Y. ·1.305E-03x + 1.390E-01

•

99

0.00

o 10 20 30 40 50 60 70 80

Fratsl void f%»

Gambar 5. Reaktivitas sebagai fungsi fraksi void.

KESIMPULAN

Berdasarkan hasil perhitungan denganmenggunakan program komputer MCNP, diperolehestimasi nilai koefisien reaktivitas void untuk

moderator reaktor TRIGA 2000 a,. =- 1.305 X 10-3

t,P/% void untuk konfigurasi teras yang dianalisis.

DAFT AR PUST AKA

1. DUDERSTADT, JAMES J., et. al., Nuclear

Reactor Analysis. John Wiley & Sons, NewYork, 1976.

2. LAMARSH, JOHN R., Introduction to Nuclear

Engineering (2nd Edition). Addison-WesleyPublishing Company, Reading, Massachusetts,1983.

3. Laporan Analisis Keselamatan Akhir ReaktorTRIGA 2000 Bandung. P3TkN-BA TAN, Ban­dung, November 200 I.

4. BRIESMEISTER, JUDITH F. (Editor), MCN?­A General Monte Carlo N-?article TransportCode Version 4B. Los Alamos National

Laboratory, March 1977.

5. HARMON, CHARLES D., et al., CriticalityCalculations with MCN? A Primer. Los

Alamos National Laboratory, August 1994.

6. PUTRANTO ILHAM YAZID, Triga MCN?Ver. 9.0 (program komputer). Bandung, Januari2006.

TANYAJAWAB

Widarto

- Mohon infonnasi apakah sudah tidak void untukoperasi daya 2000 kW.

- Mulai daya berapa void timbul pad a operasi dayareaktor TRIGA 2000.

Budi Rohman

- Ketika TRIGA 2000 dioperasikan pada daya2000 kW memang ada gelembung uap (void) dansampai tingkat tertentu ini adalah normal.Bagaimanapun, kenaikan temperatur padamoderator akan selalu menurunkan

kerapatannya dan efeknya terhadap reaktivitassama dengan efek karena keberadaan void.

- Besar daya reaktor TRIGA 2000 dim anafenomena timbulnya void mulai timbul dapatdihitung dengan perhitungan/program termo­hidrolik. Tulisan ini adalah mengenai per-

Prosiding PPI • PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan· BATAN

Yogyakarta, 10 Juli 2006

ISSN 0216 - 3128100

hilUngan neulronik, $ehingga fenomena ini fidak

tampak dari hasil perhitungan.

Gatot Suhariyono

- Pada grafik hasil perhitungan, data-datanyacenderung parabola kenapa dibuat linier? R2koreksinya harus ditampilkan untuk mengetahuikeakuratan data bila R2 100%.

Bud; Rohman, dU.-Budi Rohman

- Dari hasil perhitungan memang lintasan kl/rvareaktivitas berbentuk parabola. Pendeka/andengan garis linear diambil karena perhitunganini dilakukan un/uk memperoleh koefisienreaktivitas void untuk satu paket programtermohidrolik, dim ana program ini memerlukaninput koefisien reak/ivi/as void dalam sail/anLI,d% void (linear).

Prosldlng PPI - PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN

Yogyakarta, 10 Jull 2006