Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamalllnserlll Fasililas Nuklir .

Serpong, 9-10 Februari 1993PRSG, PPTKR -BATAN

SPEKTROMETRI GAMMA PADA BAHAN BAKAR BEKAS MOX

Oleh

SigH Asmara SantaPusat Produksi Radioisotop - Badan Tenaga Atom Nasional

ABSTRAKSpektrometri Gamma pada Bahan Bakar Bekas MOX. Pengukuran spektrometri gamma·

telah dilakukan pada bahan bakar bekas MOX (mixed oxides) reaktor pembiak Joyo. Tujuannyaadalah untuk menentukan burn-up monitor dan meneliti proses pembentukan radioisotop burn-upmonitor selama iradiasi. Profil distribusi aksial dan radial aktivitas hasil belah terpilih juga ditelitidalam kaitannya dengan profil burn-up bahan bakar. Kecenderungan pemampatan panjang batangbahan bakar setelah mengahlmi iradiasi diteliti dengan mencacah radioisotop bum-up monitor padadaerah sekitar batas pelet bahan bakar dan dan insulator. Hasil penelitian menunjukkan bahwa I06Ru_I06Rh,I34CS,mcs, dan I44Ce.I44Prdapat dipakai sebagai bum-up monitor bahan bakar MOX ini, untukanalisis yang bersifatrutin. Pengukuran panjangpelet bahan bakarmenunjukkan bahwa kecenderunganpemampatan lebih besarpada bahan bakaryang diiradiasi pada posisi lebih dekat pada pusat teras dan

mempunyai nilai burn-up lebih besar.ABSTRACT

Gamma Spectrometry on MOX spent Fuel. Measurements of gamma spectrometry wereperformed on MOX (mixed oxides) spent fuels of JOYO Fast Breeder Rector. The aims of thisexperiment were to determine the bum-up monitor and to investigate the formation process ofradioisotopes burn-up monitor during irradiation. Axial and radial profile distribution of selectedfission products activity were also investigated in conjuntion to burn-up profile. The tendency ofdensification of irradiated fuel assemblies was investigated by stepwise counting of radioisotopebum-up monitor in boundary region offuel pellet and insulator. The experiment shown that I06Ru_I06Rh,I34CS,mCs, and I44Ce.I44Prcan be used as burn-up monitors ofMOX fuel assemblies in routineanalysis. Measurements of the fuel length shown that the densification of fuels pin is more apparentas irradiated closer to the center core and has higher burn-up value.

I. PENDAHULUAN

1.1. Pentlngnya Burn-up Bahan BakarPenentuan nilai burn-up bahan bakarbekas dengan

ketepatan yang memadai adalah salah satu persoalanyang penting. Terutama dalam kaitannya untukmempertimbangkan segi ekonomis mendaurulang bahanbakar bekas. Besaran burn-up juga dipakai sebagai salahsatu parameter untuk mengenal perubahan karasteristikreaktor yang teramati [1-2], maupun dipakai untukmelaksanakan akuntansi bahan nuklirsebagai salah satuaspekpelakSanaan sistem pengawasan bahan nuklirolehbadan yang berwenang [3-4] .Ketepatan hasil pengukuran­pengukuran parameter tersebut umumnya dapat dicapaidengan menggunakan metode analisis kimia yaituspektrometer massa. Namun praktis alat ini tidak dapatdipakai untukmengukurdistribusi bum-up dan kandunganplutonium meliputi seluruh bagian bahan bakar bekasapalagi bilajumlahnya banyak,dikarenakanharus melaluiprosedur-prosedur laboratorium yang rumit [5] . Burn­

up bahan bakar dalam teras reaktor juga perlu diketahuiuntuk keperluan perubahan posisi iradiasi bahan bakaratau penggantian sub-assembly bahan bakar.

345

Beberapa metode uji tak merusak (NDA) telahbanyak dikembangkan untuk mengatasi kesulitanpegukuran burn-up. Diantara metode-metode yang telahlazim digunakan, adalah pengukuran hasil belah denganspektrometri sinar gamma. Metode ini paling praktisuntuk analisis bahan bakar bekas meski dalam jumlahbanyak. Dengan telah berkembangnya detektor-detektorberesolusi tinggi dan sistem pemroses data maka metode·ini semakin menjadi pilihan utama [2,6,7]. Umumnyasistem pengukuran dengan metode ini dilengkapi puladengan peralatan scanning dan sistem kolimator karenaaktivitas bahan bakar bekas sangat tinggi.

1.2. Struktur Sub-assemblySub-assembly bahan bakar reaktor Joyo tersusun

atas 127 batang bahan bakar yang dibungkus tabungberbentuk hcksagonal yang dihubungkan dengan silinderpengangkat (handling head) pada bagian atas dan lubang­lubang aliran (entrance nozzle) pada bagian bawah.

Panjang sub-assembly bahan bakar ini 2970 mm denganbe rat sekitar 70 kg. Tabung pembungkus terbuat daristainless stell SU3 16 dengan ketebalan 1,9 mm dengan

Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatanserta Fasilitas Nuklir

lebar antar muka tabung pembungkus heksagonal 74,4mm. Sebanyak 127 batang bahan bakar tersusun dalamkisi-kisi segitiga yang terpisahkan 6,47 mm satu sarnalainnya oleh lilitan kawat pemisah dan juga dipereratposisinya dengan memasukkan ujung-ujung batang bahanbakar pada pelat lubang-Iubang pengunci pada bagianatas dan bawah. Kemudian himpunan (bundle) batangbahan bahan bakar ini dimasukkan dalam tabungpembungkus heksagonal yang disambung denganpengelasan bagian atas dengan silinder pengangkat danbagian bawah dengan lubang-Iubang aliran yang terbuatpula dengan material yang sarna.

1.3. Batang Bahan BakarKomponen utama batang bahan bakar adalah

kelongsong berdiameter 5,5 mm setebal 0, 8 mm terbuat

dari SUS316, pelet-pelet bahan bakar campuran oksida­plotonium dan oksida-uranium dengan 30 % be rat oksidaplutonium dalam campuran bahan bakar tersebut, pelet­pelet insulator oksida uranium sepanjang 12 mm yangmemisahkan bahan bakardengan pegas-pegas ujung atasdan bawah [8]. Pengkayaan pelet uranium bahan bakar12 % dan perbandingan isotop '239pU,240pUdan 241pUmasing-masingadalah 76,6 %,19,0 % dan 0,7 %. Lilitankawatpemisah dari SUS316 berdiameter 1,2 mm diikatkanpada bagian ujung-ujung batang bahan bakar dengancara pengelasan. Panjangtotal batang bahan bakaradalah1533 'mm dan 550 mm diantaranya tersusun dari pelet­pelet bahan bakar berdiameter4,63 mm. Plenum bantalan

pegas dan plemun pegas yang terdapat pada kolombatang bahan bakar menjaga pelet-pelet bahan bakar darigerakan-gerakan yang tak dikehendaki selama pemuatandalam teras dan pengang-kutannya.

1.4. Tujuan penelitian

Penelitian ini bertujuan untuk menentukan burn-upmonitor bahan bakar jenis MOX (mixed oxides), mengenalproses pembentukannya selama iradiasi, dan menentukanprofil distribusi bum-up secara aksial maupun radial,serta mendeteksi kecenderungan pemampatan bahanbakar setelah mengalami iradiasi.

II. BAHAN DAN TAT AKERJA2.1. Bahan dan Perala tan

'Bahan untuk penelitian ini adalah sebagian kecildari sub-assembly bahan bakar bekas MOX yang telahtersimpan di dalam kolam penyimpan bahan bakar bekas.Sebelum disimpan sub-assembly tersebut mengalamiproses pencucian dari kontaminasi sodium pendinginreaktor, kemudian dimasukkan ke dalam tabung stain­less-steel setebal3 mm panjang 3340 mm yang telah diisidengan air bebas mineral dan ditutup rapat, kemudianbaru dipindahkan dan disusun dalam rak-rak bahan bakarbekas di kolam penyimpan bahan bakar.

Perala tan yang dipakai terdiri atas sistem kolimator,sistem scanning bahan bakar, dan sistem spektrometrisinar gamma dan pencacah neutron. Sistem kolimator initersusun dari pipa-pipa kolimator yang dihubungkan

346

Serpong, 9-10 Februari 1993PRSG,PPTKR -BATAN

dengan bejana detektorGe dan fasilitas dewamya terbuatdari SUS304. Untuk menjamin hanya berkas radiasigamma yang masuk dalam detektor Ge dipasang sistemkisi yang terdiri atas tiga buah kisi statis yaitu kisi obyek,pipa kolimator dan detektor masing-masing terbuat dariPb dan dan sebuah kisi dinamis yang terpasang padaujung pipa kolimator dekat obyek bahan bakar bekas.Untuk mengatur laju paparan radiasi yang masuk kedetektor sesuai dengan kemampuan sistempencacahannya sinar gamma, maka sistem kolimator inidilengkapi dengan sistem absorber yang terdiri dariabsorber statik terbuat dari bahan Pb, Sn dan Cu sertaabsorber dinamis terbuat dari SUS304. Gambar 1

menyajikan sistem kolimator yang dipakai dalampercobaan ini.

Peralatan scanning setinggi 7,7 meter ini terpasangsecara vertikal di dalam kolam penympan bahan bakarbekas berisi air bebas mineral sedalam 8 meter. Bagianbawah alat scanning ini dilengkapi dengan penyanggatabung bahan bakar bekas yang dihubungkan denganrantai dan batang pengendali gerakan yang dikendalikanmelalui motor penggerak yang terpasang di atas kolam.Melalui konsul kendali scanning, tabung bahan bakarbekas dapat digerakkan naik turun dan berotasi dengankecepatan yang sesuai dengan yang dihendaki.

Perangkat spektrometri gamma pencacahan bahanbakar bekas tersusun seperti pada gambar 2 . Perangkatlunak GAMMA V buatan Toshiba yang telah dimodifikasidipakai untuk melaksanakan analisis kualitatif dan

kuantitafif. Detektor Ge mumi, penguat awal dan dewarnitrogen cair terpasang diletakkan di dalam bejanadetektor kolimator yang terdapat di dasar kolampenyimpan bahan bakar.

2.2. Tata KerjaSembilan sub-assembly bahan bakar bekas

telah dipilih pada penelitian ini dari sejumlah bahanbakar bekas yang telah disimpan dalam kolam, denganwaktu pendinginan dari sekitar 4 tahun hingga beberapahari.

Pemilihan sub-assembly bahan bakar didasarkan pada :- jumlah siklus iradiasi yang telah dijalani- nilai bum-upnya- perbedaan posisi iradiasi dalam teras.

Tabell menyajikan riwayat iradiasi bahan bakar yangditeliti.

Pengukuran spektrometrigamma dilakukan denganmenempatkan sub-assembly bahan bakar bekas denganposisi vertikal pada peralatan scanning dan dicacahdengan detektor Ge mumi yang dimuatkan pada bejanadetektor sistem kolimator. Unjuk kerja sistem kolimatordan spektrometri sinar gamma diukur dengan caramengkalibrasinya dengan sumber-sumber standar 6OCO,137Csdan 226Radengan aktivitas masing-masing 138,8mCi, 24,8 mCi dan 9,98 mCi. Hasilnya menunjukkanbahwa sistem kolimator hanya dapat dilalui berkas sinargamma selebar 2 mm, dan faktor atenuasi intensitas

Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatanserta Fasilitas Nuklir

berkas sinar gamma oleh adanya absorberdinamis dapatdiketahui. Nilai ini diperlukan untuk koreksi intensitasgamma pada saat pengaturan waktu mati spektrometrigamma.

Pengukuran dilaksanakan dengan urutan sebagaiberikut :

1. Mendapatkan spektrum gamma pada posisitengah-tengah batang bahan bakar .danmenganalisisnya seeara kualitatif dan kuantitatif.

2. Mengukur distribusi radial hasil belah pada titiktengah batang bahan bakar

3. Mendapatkan distribusi aksial hasil belah danaktivasi struktur komponen sub-assembly.

4. Melakukan survei batas pelet bahan bakar daninsulator.

III. HASIL DAN PEMBAHASAN

3.1. Analisls Kuaiitatalf dan Kuantltatlf SpcktrumGamma.

Spektrum sinar gamma bahan bakar PFD067 padaposisi tengah yang telah mengalami pendinginan selama46,3 bulan disajikan pada gambar 3 . Denganmenggunakan perangkat lunak GAMMA V spektrum~ersebut dianalisis seeara kualitatif dan kuantitatif.Beberapa radioisotop antara lain 22Na,S4Mn,6OCo,9SZr_9sNb, I06Ru_106Rh,I34CS,mCs, 140La,!44Ce-I44Prserta IS4Euberhasil diidentifikasi. Radioisotop 22Na berasal darihasi Iakti vasi sodium pendingan reaktor yang tidak dapatdibersihkan seeara sempurna. Distribusi aksialaktivitasnya membentuk kurva yang tidak berpolatertentu. Hal ini sesuai dengan hasil penelitian olehHirasawa [10]. Radioisotop s4Mn dan 6OCoberasal dariproses aktivasi komponen struktur sub-assembly. Lebihjelasnya akan diterangkan pada pola distribusi aksialradioisotop tersebut. Radioisotop lainnya berasal darihasil belah bahan bakar MOX. Radioisotop hasil belah9SZr_9SNbdan 14°Latidak dapat terdeteksi dari sejumlahsub-assemblybahan bakaryang diteliti. Hal ini disebabkankarena fraksi hasil belah (yield) radioisotop tersebut danfaktor waktu paronya tidak dapat masuk dalam kondisibatas deteksi sistem spektrometri gamma yang dipakai.Puneak foto radioisotop IS4Eu(1275 keV) berinterferensdengan puneak foto 22Napengotor sehingga tidak dapatdipakai sebagai bum-up monitor. Dengan demikianhanyalah radioisotop-radioisotop hasil belah I06Ru_106Rh,134CS,mCs, dan I44Ce-I44Prdapat dipakai sebagai burn-upmonitor bahan bakar MOX.

3.2. Pcmbcntukan Monitor Burn-up Sclama IrradlaslSeperti yang disebutkan di atas, terdapat empat

radio-isotop yang dapat dijadikan bum-up monitor.Berdasarkan penelusuran proses pembentukannya denganTabel Isotop [9], tidak semua bum-up monitor tersebutterbentuk melalui serentetan peluruhan radioisotop hasilbelah primer. Proses pembentukan monitor bum-uptersebut sebagai berikut :1. Rutheriun - Rodhium

Radioisotop ini terbentuk melalui peluruhan hasil

347

Serpong. 9-10 Februari 1993PRSG. PPTKR -BAT AN

belah primer 1000b yang diikuti oleh peluruhan­peluruhan berukutnya menjadi 100Mo, 1000e, 100Ruakhirnya meluruh menjadi 100rnRhdan 100Rhmenujuinti mantap 100Pd. Proses pembentukannya hanyamelibatkan interaksi dengan neutron satukali, sehinggajumlah I06Ru_106Rhsebanding dengan fluks neutrondan lama irradiasi, sehigga sebanding dengan nilaiburn-upnya. Gambar 4 menunjukkan prosespembentukan 106Rh_I06Rh.

2. Cesium-134

Radioisotop ini tidakseeara langsung terbentuk karenaproses pembelahan , tetapi merupakan aktivasi neu­tron dari inti man tap mCs. Urutan pembentukan 134CSini terlihatpadagambar4. Oleh sebab itujumlah 134CSyang melibatkan dua kali proses tangkapan neutronseeara kasar sebanding dengan kuadrat fluks neutrondan lamanya iradiasi [4].

3. Cesium-137

mCs ini terbentuk dari serangkaian peluruhan hasilbelah primer 137Te seperti terlihat pada gambar 5.Proses pembentukannya hanya melibatkan prosespembelahan sehingga jumlah mCs yang terbentuksebanding dengan fluks neutron dan waktu iradiasi.

4. Celium-PraeeodyumMonitor hasil belah ini terbentuk dari radioisotopI44Xehasil belah primer. Radioisotop ini adalah salahsatu monitor hasil belah yang mempunyai karasteristikunggul karena mempunyai umur paro yang panjang(285 d) fraksi hasil belahnya untukbahan bakar MOXtinggi dan migrasi dalam bahan bakar rendah [5].Sepertijuga monitor hasil belah lainnya keeuali I34CS,radioisotop I44Ce_I44Prsebanding dengan fluks neu­tron dan waktu iradiasi, sehingga juga sebandingdengan nilai bum-upnya. Gambar 5 menunjukkanproses pembentukan bum-up monitor I44Ce_I44Prdarihasil belah primer I44Xe.

Dari proses pembentukan monitor hasil belahtersebut'di atas, jelaslah jumlah !34CSlebih rendahdibanding hasil-hasil belah lainnya. Tetapi aktivitasI34CSsebanding dengan kuadrat perkalian fluks neutrondan waktu iradiasi, maka seeara teoritis kemiringankurva laju pertumbuhan aktivitasnya terhadap bum-upakan lebih besar.

Laju pertumbuhan aktivasi neutron berbandinglangsung dengan konstanta peluruhan radioaktifitasnya,dan kondisijenuh praktis terpenuhi bila diiradiasi selamakurang lebih 5 kali waktu paronya. Dengan demikianproses aktivasi 133Cs(n;t)I34Csdengan umur paro I34CSadalah 2,06 tahun, maka kondisijenuhnya dieapai sekitar10 tahun. Akan tetapi bum-up monitor 134CStidakterbentuk melalui eara ini, karena terbentuknya secaratidah langsung melalui proses aktivasi hasil belah mCsyangjumlahnya seeara terus-menerus bertambah selamairadiasi. Umur paro efektif laju pertumbuhan 134CSjugasebanding dengan fluks neutron dan waktu iradiasi.

Prosidillg Semillar Tekllologi dall Keselamalallserla Fasililas Nuklir

3.3. Distrlbusl Radial HasH Bclah

Untuk mendapatkan distribusi radial hasil belah,

sub-assembly bahan bakardiseanning seeara radial padaposisi tengah-tengah batang bahan bakar. Gambar 6memperlihatkan distribusi hasil belah sub-assemblyPFD221 yang diperoleh dengan eara menseanning seeararadial pada keeepatan 3,6 °ls yang dieaeah oleh ProcessMemorypada kecepatan 0,5 saluran/s. Dengandemikian200 saluran identik dengan distribusi sepanjang 360°.Pola distribusi radial aktivitas hasil belah sang attergantung pada posisi iradiasi di dalam teras. Bahanbakar PFD221 di atas diiradiasi pada posisi 2C2 yangberdekatan dengan posisi 3C3 batang kendali MCR007.Dengan demikian pola distribusi neutron tidak seragamsepanjang radialnya yang menyerupai kurva sinusoidal.Pada daerah aktivitas hasil belah tinggi menunjukkan

bahwa daerah tersebut menghadap ke pusat ~eras danmembelakangi arah sub-assembly batang kendali.Keadaan sebaliknya berlaku pada daerah kurva yangaktivitas hasil belahnya kecil. Enam buah puneak-puneakpengurangan intensitas kurva aktivitas tersebut sepanjangsatu peri ode rotasi menunjukkan aktivitas hasil belah

yang dieaeah pada posisi normal sudut-sudut heksagonalsub-assembly bahan bakar.

3.4. Distribusl Aksial HasH Bclah dan Aktlvasl

Bahan bakardiseanningseeara aksial pada kecepatan1 mm/detik dan dieatat dalam process memory 5 detik/saluran untuk mementukan distribusi hasil belah

sepanjang sub-assembly. Gambar 7 menunjukkandistribusi hasil belah I37Csdan I44Pr.Aktivitas hasil belah

ini turun sangattajam di luar daerah bahan bakar. Sepertitelah dijelaskan dimuka tidak semua radioisotop yangterbentuk berasal dari hasil belah, tetapi terdapat puladari hasil aktivasi komponen struktur sub-assembly.Gambar 8 memperlihatkan distribusi 54Mndan 6OCOyangberasal dari reaksi (n,-J komponen struktur materi. Halini dapat diterangkan sebagai berikut. Pada daerah bahanbakar fluks neutron eepat lebih dominan dari pada padadaerah reflektor dan pada daerah reflektor kedua fluksneutron ini pada orde 1014(n/em2.detik) [8]. Aktivitas54Mndan 6OCOlebih rendah pada daerah bahan bakardantinggi pada daerah di luar bahan bakar dimana fluksneutron setara dengan neutron eepat. Diluar bahan bakarMOX t'idak terdapat proses pembelahan. Dengan demikianpada daerah ini proses aktivasi lebih dominan. Hal inisesuai pula dengan pengukuran kelongsong bahan bakaryang dilakukan oleh Hirasawa [10].

348

Serpong, 9-10 Februari 1993PRSG, PPTKR - BATAN

4.5. Pcngukuran Panjang Bahan BakarPengukuran ini dilakukan untukmenentukkan batas

pelet insulator dan bahan bakar MOX. Pengukurandilakukan dengan memeaeah aktivitas hasil belah palingbesar yaitu I44Pr selang 1 mm disekitar batas pelettersebut selama satu men it. Gambar 9 menyajikan kurvaaktivitas I44Prpada bataspelet insulator dan bahan bakarbagian atas dan bawah. Dari sembilan sub assemblybahan bakar yang diteliti dihitung panjang bahan bakartersebut ternyata eenderungan terjadi pemampatan padabahan-bahan bakaryang diiradiasi pada posisi yang lebihdekat dengan pusat teras dan yang mempunyai nilaiburn-up rerata yang lebih tinggi, seperti yang ditunjukkanpada gambar 13.

IV. KESIMPULANPengukuran spektrometri gamma telah dilakukan

pada sembilan sub-assembly bahan bakar bekas MOX.Beberapa radioisotop antara lain 22Na,54Mn, 6OCO,95Zr- 95Nb, I06Ru-106Rh, 134CS,I37Cs, 14°La, I44Ce_I44Prserta

154Euumumnya berhasil teridentifikasi. Radioisotop 22Naadalah terutama berasal dari hasil aktivasi sodium

pendingan yangtidakdapat dibersihkan seeara sempurna.Radioisotop 54Mndan 6OCOterutama berasal dari prosesaktivasi komponenstruktursub-assembly. Kenyataan inilebih diperjelas oleh hasil pengukuran profiI distribusiseeara aksial. Radioisotop hasil belah 95Zr_95Nb, 140Ladan 154Eu tidak selalu terdeteksi dengan kondisipengukuran yang dilakukan. Hanya radioi,sotop­radioisotop hasil belah I06Ru_106Rh,I34CS,I37Csdan I44Ce_'I44Prdapat dipakai monitor burn-up untuk analisis rutin.Pengaruh sub-assembly batang kendali teramati jelaspada pcnurunan aktivitas hasil bclah yang discanningsecara radial. Kecenderungan pemampatan panjangbatang bahan bakar setelah mengalami iradiasi semakin 'nyata terlihat pada sub-assembly bahan bakar yangdiiradiasi pada posisi lebih dekat dengan pus at teras danmempunyai nilai burn-up lebih tinggi.

V. UCAPANTERIMA KASIH

Ucapan terima kasih kami sampaikan kepada PowerReactor and Nuclear Fuel Development, Jepang yang ,telah yang telah dapat menerima kami sebagai pesertatraining penerima Beasiswa BankDunia. Terlebih kepadaDR. N obutatsuMizoo, T oshihiro Oodo, Kazuo Takahashiyang telah memberi dukungan penuh selama kamimclakukan penelitian ini. Tak lupa ueapan terima kasihini kami sampaikan pula kepada Tatsuo Torii yang telahmembantu modifikasi pcrangkat lunak GammaV.

Prosiding Seminar Teknologi dan Keselama/anser/a Fasililas Nuklir

Serpong, 9-10 Februari 1993PRSG. PPTKR - SATAN

V. DAFTAR ACUAN

1. S. MATSUURA et ai, "Non-Destructive Gamma-Ray Spectro-metry on Spend Fuels of Boiling Water Reactor",Nucl. Sci. Technol, vol 12(1), January 1975,24.

2. H. NA TSUUME et ai, "Gamma-ray Spectrometry and Chemical Analyisis on JPDR-1 Spend Fuels, Jaeri Memo­6291,1975.

3. M. P. PAOLETTI et ai, IAEA-SM-20l/3, 613.

4. A. HERMANN, "Analitical Investigationof Spend Fuels and Their Relations to Reactor Operation and Nuclear. Safeguard", Isotopenpraxis, vol. 25(3), March.1989, 89.

5. J.E. REIN,"Status of Burn-up Measurement Methodology", IAEA - SM - 149/40,449.

6. H. AKUTSU et ai, IAEA-SM-173/35,441.

7. J. POP. JORDANOF, "Advances in Local Nuclear Fuel Burn-up Physics", IAEA - STI/PUB/336, 1971,71.

8. ----, The Experimental Fast Reactor JOYO and Irradiation Test, PNC N908 79-02, 1979.

9. C. M. LEDERER et ai, Table ofIsotopes, 7 ed,. Lawrence Berkey Laboratory, California, 1981.

10. H. HIRASA W A et ai, "Use of Gamma-ray Emission from Radioactive Nuclides for Post-irradiation Examina­tions, PNC SD0083, 1987.

TabelI. Riwayat Iradiasi Bahan Bakar

Sub- LokasiSiklusBurn-upWaktu Pen-

Assembly

IradiasiIradiasiReratadinginanBahan Bakar

di Tera.ke(MWd/t)Cd)

PFD024

3C10-640 0001129PFD040

4C10-632 9001135PFD052

4F10-423 5001313PFD067

lCl1-541 3001380PFDl04

4A33-938 700697PFD114

2C14-942 500682PFD127

3Fl4-832 100778PFD128

2D24-848 800290PFD22 1

2C210 - 1442 700208

349

,.~

., ;!;I u ~g .n ;;;

- '"r. r. f'l r:O Mu n0..""

Q.. •••t/1V1""" VI Q..

:L:

:> ;:J:J ';:JV1

VIV1f!.V)- ------I----'J

~'J

<-

~6~ .~Vi

t;J" .0"1.2 > .':.:r. "-..,~ ](;.~Vi-( -r: .•.

":j

~ ~~V) ,u

.." -

r -.., <{u.:!_ 0 ~ f: ~ .~c5

u ~ B ""> :.::_ u "~

2 .j;> -

o~ :2d " ~tc'J.5 0 :i V')VIQ-~ - OJ

,'" ~r~. -.0•... '"'"::;<: '-----'------'--

Prosiding Seminar Teknologi dan Keselama/anser/a Fasililas Nuklir

I

m~~J

1-' --'

- .f:t11~§3--L.JI :, ,

7f,

Serpong, 9-10 Februari 1993PRSG, PPTKR -BATAN

oC11r-

"~~I~I~lg

.:1 -.

~~

~ I "-" I~·Ig ~v, 0 ~ 2)

v,

..".r.u

"r:

'"(.~I~; I (J

r...

01 .sc.o ~

'<1 8N ._-o~8

~I I ~r;5

8eOl)~Q.,...(

01 r...o ~f") .J::J

8~

CJ

""c.".( I <> I;~

uj;

'J;.:

VI

..~ 1 ~I r-'>":i

350

QSS

NA1G E 503

P·OWER SUPPLY

HIGH VOLTAGE

1. Measurement of gamma ray spectrum

. ~ ~s ~:>1E.:

~ s·§%1;1 ~

~ s'&~". ~

~()C'~.!}:.~'"'"is"':ito>

t;:.

•

!NAIG E 562

DISPLAY & .

CONTROLLER

NAIG E 503

PROCESS MEMORY

•••

r4>-

AD C

NAIG E 551-p

2. Measurement of radt and axial direction of gammaray distribution ftm outside the fuel container.

LlN~ER AMP.

ORTEC 572•••

;+

v

PURE GE

pETECTOR &PREAMPo R T E C 1 5 12· 131 9

wVI~

REFERENCE PULSER S C'A •CANSt:RRA 1407 I--

NAIG E 521

3. SUNey boundary o~S/A insulator pellet .

MICRO

COMPUTER

HP 9845 S

RATEMETER

NAIG 0 107

Gambar 2. Diagram Elektronik Sistem Pencacahan

%'

~~~c,,~~'O

:g~~~~~A -.

~~

Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamalanserla Fasililas Nuklir Serpong, 9-10 Februari 1993

PRSG, PPTKR - BATAN

_JIJ.J

%%(I::[U"(fJ1-­%:JoU

PFD06? 210 E90220H=2083mm SLI RBSI1988/09/2 T=2988s

------>' >' >' >' >' >' .' >'> > ~ <lJ <lJ<lJ <lJ OJ •...•• ~ ~ <lJ ~ <lJ~~ -~.:~ 0 ~ I. ~ ('--. ~

C'1 '!) '<I' In '" ~ C'J (3\ If)'.0 (3\ r'1 0 ('--. C'1 '" If) co'!)('--.CIJ C •....••....•"' •....••....•'-' ......•.•.....•..•..... r-C~r-t ••.•..•.•• N'--' '--' '--'"

V1V1C..r:; (Ij (IjU u ...,~ ~ 0 O...-J •.•

('--. '<), ~ '-0 U Z U 0 ..q<~r'1 r'1;;; 0 S2 ~ 0 '<1' "d''--'r-1 ~'U '-0,.-4 1"'"""'1

..-- ~ ........ - - .- .

... ... -.-.-- ..----10° 1---· I- r I r I I I I I

(2) 50D 1000 1500 2(:;1130 2500 3000 3500 4000

CHRNN,EL.

Gambar 3. Spektrum Sinar Gamma Bahan Bakar PFD067 denganWaktu Pendinginan 46,3 Bulan

352

:<,S

·106 In

R II 2.\ 7 II

wVIW

RtTHEt\! Ui>l - RHODl U~l

1(1(;p-106

FP~i'\b ~Mo

Jl

~2

1.0l s

':.S s1'0-

••106

Tc.:3

1'-

••1(1(.

RuoW

1.020

;/)~ f>-~

~5

"'f>-~\06

Pd~6

ft106Rh45

29.K s

~ ~~ ~~§;~.~~V:I1; ~

:<:; :;.

$i.~~~~

<5

c-~.t}::,

~'"'"is''"t>

f>::,

fr- 133 m . Xc

~3I~IT f>-/~I IT/, 133

133 f>-. Cs133 f>-. Xe 55• I ~53

CESIUM-13-1

FP

133 m

Te52;/ ~ IT

133

f>-133 f>-133fr-~Sn •Sb •Te

SO

5152

1.47

s 2.36 m 12.4 m

20.8 h

DJ m

5.24 d stable

Gambar 4. Proses Pembtmtukan Radioisotop I06Ru_106Rhdanl34Cs

(n,y) •.133

55Cs

134

Cs55

2.062 y

~­~

I~

Ba~ ~

~"t>'"~::,c,,~.Q '0

~~~~bJ:>.. -.

~~

CE5!U;\I-137

FP

·137 "\3';p-

137p-~~ ....

Te •I •Xe •S!

- ,~

,.; s

~.:..ss~.:Um

L\7 m·-1)3 !.S5! rn

'7561U7 . IT

Cs .

,<; ~:«1.0. f\- 137

Ba56

~ ~~ ~~~-. OQ

~C'1~ ~~ S·~~';. ~

~()C)03.

~::~....•5"~t:>

§

CELIUM - PR-\SEODYMlUi\1

14-1I>-

14-1!)--

14-1p-

14-1

WFPXeCsBaLaVI

~•~~~ 5455Sf,57

1.2.

1.02 •11.4 •40.9 •

Gambar 5. Proses Pembentukan Radioisotop 144Ce-I44Prdan 137Cs

!)-- •

144 mPr 7.2 m

,~ ;/" ~~Ce IT Nd

~~,d " /58~-\... / ~-144 Pr 17.28 m

58

~~

;:;gc,,~0'0~~~~, ~bJ~:>.. -.

~~

Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatanserta Fasililas Nuklir

26-

24-

22-

20

Serpong, 9-10 Februari 1993PRSG, PPTKR -BATAN

PFD221 RLL R913-4H-2070mm SLI RESI3.6 deg/s 0/5 ch/s

_JI.,)",.Z0'::1':U"­(f)1---I':sou

l·B ­

15

1 4 -\:~: .....••. /. '.: /:;/::;'/"::::;,< :..., .;~.:~,,·:·/;:"~':::~:/';':'h', i .;,:'}}~:i'·::':·~.\i':' .J.;;.::;.::.,{::::/'::\:;::,..hi,:..:.:?:/\./:~.~.::

,. ,'.;t .1.1••••', ••••• j:. ,;.~. , ••:; .••••••.,.': •...•• ', •...•. ( '",:'," .', '~".~' ...' .. , ...•.•.

12 I· ..··,,,..•... :'. ""'j""" , .. i·'·'········

-1 •.• "" .••••••• T 1

10-j' I I f iI<;----.).~ J< 'if: ----0-1 3600 3500 350° 3500G-

4 -

2

0­8

r------,180 200 300 400 500 600

CHRNNEL

700 800 900 1000

Gambar 6. Distribusi Radial Aktivitas HasH Belah PFD221

355

Prosiding Seminar Tekllologi dall Keselamalanserla Fasililas Nuklir

M1G~1

90-01-72-63

--1 ~~7.54

u: :r.u 45,U11-7-::J

36() u27-

18

.'

....... :.,.,.

Serpollg. 9-10 Februari 1993PRSG. PPTKR -BATAN

P[D067CSI3~ A908-4I 00-2900 LI ABOI m/s 5s/c ,- BG

9-

e .(:':.: ....':,"....~.: ...'t:. ':':";!'-:'(:J :;0 IIH)

MI0~O

1:;0 200

... I ;'." .'.. , .. 0. ". _ ..::.:..... ' .. :...~'. ;', •...

251'1 300 350

P"DGG7 Pr I908-1

I 013-29(0)

LI ABI'IInm/s 5s/c

+ BG

..

. .:: '1 .

.." .......... .,. . ....

• • 0'.... ..

-..

" .-"" .

-

.. ..-

..

. . .... .0 •• _._

• 0 ._ ••••,--,3G

32

_.J 20·I.JZ.;Ie 24·is,In 20·,-z:i8 IG·

12 -

o

1·

\)o 50 100 150 200

CHRNNEL

250 3130 ·351'1 H\l3

Gambar 7. Distribusi Aksial Burn-up Monitor 137Csdan 144Pr

356

PD067Hn-S4 A908-5,

I00-2900 !:IABO

Iiom/s5s/ch+BG

,:

.. :..'.,....'.

' ...0° •••• ~

:',..,,: ..,.

.."

.'•.•... . ..,..•~...:-;.'~.~:.:-.:•.•....,.:--.:..'.•.•....:.

".'0''''_'' . ", "0;:.:':

,::/r:"'::'':' .::.'0 ..

.. '

..0\ ..•::..-:-0.,:" ...:: ..\·

Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamalanserla Fasililas Nuklir

90

017263

-1I.JZ 54z (e:1:u 45'\ VII-Z:J 360 u

27

109

oII 100 150 200

CHRtINEL

250 300 350

Serpong, 9-10 Februari 1993PRSG. PPTKR - BATAN

400

P '0067C060A900-2I 00-2900 S

f-IADO

ll'-m/s5s/ch

+DG

: ,,:,

....

--..... '0.'.".'.. '-'.-.

..

.'..•.\

.,;~\ "

.•.,.•._ ..., .•.,'V~_,.".•.:_:" ..,.

•••:~ ".J> ••

"

" I\)~2,--21·

22·20'10-_I

16-!oJ zZ 11-CI: :1;u 12 -'\

VI1-7- 10':)CJu 0-

6 .1·.1 . : ...:.~2 , ........

.•..•...•....

n ·1----·,----IJ 50 100 200

CHANNEL

250 300 350 400

Gambar 8. Distrubusi Aksial HasH Aktivasi s4Mn clan 60CO

357

'.0U i ! I I I lJI U:::Jer Sice of Fuel Assembly 1

I... I

I

I Lei Jppcr I I 01 I'

I ,ountry I 00 ot00 I !I I II. ~0 I I II I j0 000 I I I III 00 I I I

I

!o~r I I I

I

I . ;" 1 I II ! I i I

I Bo:tom Side of Fuel AssemblyI , I , ,

I I ~ Jo I I I I

I ," 0 I fud Low" I

I Boundaryo I

I I II

I I I 01 I I I

I I I

I

III

I I

10 000 0 00 0o iii 10 nn ..,

i .5

-;;-

Co.::.""

""-

W

c.

1.0

VI

00

'0

>..?:u< 0.5

0.01360 ~370 1380 1390 1400

2.0

1.5

-;;-

Co.::.""

""-c.

1.0

'0 >..?:u< 0.5

0.01905 1915 1925 1935 1945

.., ~~ ...f5" :::

ci1§:.., ",'-.I)q~'"a ~

~ §._0;';. ;;;

>;-

gc­~.

~'"

~..,'"i>:0isf5"'"

WtG~')~ i ~_ ~: :)))

Length of Fuel Assembly (mm)

Gambar 9. Kurva Aktivitas Burn-up Monitor 144Prpada Daeral1 Batas Pelet

Length of Fuel Assembly (mm)

~~

"1><>

~~~'?"1> •.••

"1>'"

~~~~:... -.

~~

Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatanserta Fasilitas Nuklir , .

21 II,I I

A veraged in Subassembly

1,-.,

0S S 0'--' s.. 0] ~

I· 0~ c~ -1..c ~~

-J000.CJ)

c 01:':1 ·21:':1 I0~ c~.c -3 L

\1:':1 .c::Is..~~

-4(J1')345'-oJ

Nomor Kolom Teras Reaktor JOYO

Serpong, 9-10 Februari 1993PRSG, PPTKR - BATAN

Gambar 10. Kecenderungan Pemampatan Bahan BakarBerdasarkan Posisi Iradiasi

359

Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatanserta Fasilitas NlIklir

DISKUSI

Serpong. 9-10 Februari 1993PRSG. PPTKR -BATAN

DJATIHS:

I. Apakah MOX disini adalah BB yang dipakai dalam raektor JOYO. Kalau ya, apa bedanya MOX tersebut denganMOX yang dipakai pada reaktor LWR. Bagaiman dengan MOX pada ATR.

SIGIT A.S

Reaktor Joyo menggunakan bahan bakar MOX yaitu PU02U02 dengan 30 % kandungan Pu02 dalam bahan bakar.Pengkayaan U-235 18 % dan perbandingan isotop Pu-239 ,Pu-240 dan Pu-24 1 adalah 76,6 %,19,0 % dan 0,7 %.Informasi tentangjenis MOX yang dipakai dalam ATR dan LWR tidak kami peroleh.

FERRA T AZIZ :

1. Apa alasan menyimpulkan ke-4 isotop tersebut sebagai monitor bum-up?2. Bagaimana menentukan BU dengan spektrometri gamma?

SIGIT A.S :

1. Dari hasil spektrometri sinar gamma hanya Rn-I06 - Rh-I06, Cs-134, Cs-137 dan Ce-144 - Pr-144 yang layakdipakai sebagai burn-up monitor untuk MOX Joyo, karena umumya panjang, "yield"nya cukup besar dan tidakberinterferens dengan puncak-puncak foto FP lainnya serta dapat terdeteksi oleh sistem deteksi yang dipakai.

2. Burn up yang ditentukan adalah berdasarkan perhitunga relatifyaitu dengan mengukur aktivitas bum up monitor.Nilai bum upnya sendiri dihitung dengan program MAGI,jadi bila telah terukur aktivitas suatu bum up monitor,secara relatif dapat dihitung nilai bum up nya tanpa menggunakan program MAGI lagi.

360