Suwoto Suwoto
Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) - BATAN

Published : 16 Documents
Articles

Found 16 Documents
Search

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 | Original Source | Check in Google Scholar

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
SENSITIVITAS PENGAYAAN URANIUM DAN FRAKSI PACKING PARTIKEL TRISO DALAM BAHAN BAKAR PEBBLE TERHADAP k∞ SEBAGAI DASAR DESAIN KONSEPTUAL RGTT200K Sudarmono, Sudarmono; Suwoto, Suwoto; Adrial, Hery
Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 19, No 1 (2013): Februari 2013
Publisher : Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (3591.126 KB)

Abstract

ABSTRAKSENSITIVITAS PENGAYAAN URANIUM DAN FRAKSI PACKING PARTIKEL TRISO DALAMBAHAN BAKAR PEBBLE TERHADAP k∞ SEBAGAI DASAR DESAIN KONSEPTUALRGTT200K. Desain RGTT200K merupakan pengembangan desain konseptual reaktorkogenerasi dengan tingkat daya menengah yang berpendingin gas helium. Sensitivitaspengayaan uranium dan fraksi packing partikel TRISO berbasis kernel (3Th,U)O2 dalam bahanbakar pebble terhadap faktor perlipatan tak hingga (k∞) merupakan tahap awal yang harusdilakukan untuk pengembangan desain konseptual teras RGTT200K. Hal ini dilakukan denganpemodelan simple cubic (SC), face centered cubic (FCC) dan body centered cubic (BCC)menggunakan perangkat lunak program transport Monte Carlo MCNPX pada berbagaipengayaan uranium dan fraksi packing partikel TRISO berbasis kernel (3Th,U)O2 dalam bahanbakar pebble dengan input data nuklir energi kontinyu ENDF/B-VI. Hasil perhitungan nilai k∞partikel TRISO dengan model kisi SC, FCC dan BCC memberikan nilai k∞ >1 tercapai denganpengkayaan di atas 8% dengan fraksi packing 5% hingga 15%. Model SC merupakan modelyang relatif terbaik dari ketiga model kisi. Hasil perhitungan nilai k∞ bahan bakar pebble denganmodel SC, FCC dan BCC memberikan hasil yang konsisten dengan partikel TRISO. Nilai k∞ >1tercapai dengan fraksi packing yang jauh lebih tinggi dibandingkan dengan model partikel TRISO.Kata kunci: sensitivitas, pengayaan, fraksi packing, k∞, triso, pebble, MCNPX.ABSTRACTSENSITIVITY OF (3Th,U)O2 URANIUM ENRICHMENT ANDPACKING FRACTION DUE TO K∞AS BASED ON RGTT200K CONCEPTUAL DESIGN. RGTT200K design is a development ofconceptual cogeneration reactor with medium power level that cooled by helium gas. Sensitivityof fuel element (3Th,U)O2uraniumenrichment andpacking fraction due to infinite multiplicationfactor (k∞) is a beginning phase that must be done for RGTT200K conceptual design of reactorcore. Those analysiswas done by simple cubic (SC), face centered cubic (FCC) and bodycentered cubic (BCC) modeling by using Monte Carlo MCNPX software, on various uraniumenriched and packing fraction of TRISO and pebble fuel element, with continue energy nucleardata input of ENDF/B-VI. The calculation results of TRISO under SC, FCC and BCC models show that k∞ >1 reached up 8% enrichment with packing fraction from 5% to 15%. SC model thatobtain lowest k∞>1, is the best model comparing with the others. The k∞ calculation results ofpebble fuel under SSC, FCC and BCC models show there is consistency between TRISO andPebble fuel. Pebble fuel reached higher packing fraction of k∞>1, comparing with TRISO.Keywords: sensitivity, enrichment, packing fraction, k∞, triso, pebble, MCNPX.
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 | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (838.026 KB)

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
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 | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (973.167 KB)

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.
ANALISIS LAJU DOSIS NEUTRON TERAS RGTT200K DENGAN MCNP5 Suwoto, Suwoto; Zuhair, Zuhair
Jurnal Sains dan Teknologi Nuklir Indonesia Vol 17, No 2 (2016): Agustus 2016
Publisher : BATAN

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (890.94 KB)

Abstract

ANALISIS LAJU DOSIS NEUTRON TERAS RGTT200K DENGAN MCNP5. Disain koseptual teras reaktor RGTT200K (Reaktor berpendingin Gas Temperatur Tinggi) berdaya 200 MWth yang mampu untuk kogenerasi. Teras reaktor berbentuk silinder non anular yang mengadopsi teknologi HTGR (High Temperature Gas-cooled Reactor) berbahan bakar kernel partikel berlapis TRISO dalam bentuk pebble dan berpendingin gas helium. Temperatur keluaran panas gas helium teras reaktor RGTT200K dirancang pada kisaran 950°C dengan temperatur masukan sekitar 625°C. Karena mampu untuk kogenerasi, di samping menghasilkan listrik, reaktor RGTT200K  menghasilkan panas temperatur tinggi yang dapat digunakan untuk penelitian panas proses lainnya. Bahan bakar RGTT200K berbentuk pebble (bola) yang berisikan kernel partikel berlapis TRISO yang berupa uranium oksida (UO2) diperkaya 10%. Lapisan TRISO terdiri 4 lapisan yaitu lapisan-lapisan:  karbon berpori,  karbon pirolitik dalam (IPyC, Inner Pyrolitic Carbon), Silikon Karbida (SiC) dan karbon pirolitik luar (OPyC, Outer Pyrolitic Carbon). Perhitungan laju dosis neutron pada teras RGTT200K dilakukan menggunakan program Monte Carlo MCNP5v1.2 yang memanfaatkan file data nuklir ENDF/B-VII, JENDL-4 dan JEFF-3.1 pada temperatur operasi Tkernel=1200K dan pada kondisi kecelakaan Tkernel=1800K. Pemodelan heterogenitas ganda pada kernel bahan bakar partikel berlapis TRISO dan pada bahan bakar pebble. Dengan memanfaatkan program EGS99304, jumlah struktur group energi yaitu 640 (SAND-II group structure) digunakan dalam perhitungan spektrum dan fluks neutron reaktor RGTT200K. Teras reaktor RGTT200K dibagi dalam 25 zona (5 zona arah radial dan 5 arah aksial). Perisai biologis reaktor RGTT200K menggunakan spesifikasi material beton dari LANL-USA. Perhitungan laju dosis neutron yang dipancarkan oleh sumber neutron dengan kartu tally F4 yang tersedia dalam program Monte Carlo yang dinormalisasi terhadap kuat sumber neutron reaktor RGTT200K. Distribusi laju dosis neutron ditentukan menggunakan faktor konversi flux-to-dose dari International Commission on Radiological Protection (ICRP). Hasil perhitungan laju dosis neutron dengan faktor konversi ICRP-74 untuk pekerja radiasi pada arah radial di bagian ujung luar perisai biologis pada temperatur operasi masing-masing adalah : 7,99; 14,30 dan 5,66 µSv/jam,  untuk ENDF/B-VII, JENDL-4 dan JEFF-3.1, sedangkan untuk kondisi kecelakaan laju dosis neutron masing-masing diperoleh: 8,77; 5,71 dan 10,70 µSv/jam. Perhitungan dengan file JENDL-4 perlu dikaji ulang, karena hasilnya tidak ada konsistensi. Dari hasil analisis tersebut tampak bahwa perisai biologis telah memenuhi standar keselamatan radiasi yang disyaratkan, khususnya untuk perhitungan laju dosis neutron dengan file ENDF/B-VII kedua kondisi operasi reaktor RGTT200K di bawah nilai standar persyaratan yaitu 10 µSv/jam (20 mSv/thn), sesuai dengan Perka BAPETEN No. 4 tahun 2013. Namun demikian untuk pemenuhan persyaratan keselamatan radiasi yang tinggi, maka ketebalan perisai biologis dari material beton untuk RGTT200K disarankan ketebalannya harus lebih dari 100 cm.
Analisis Perhitungan Benchmark Keselamatan Kritikalitas Larutan Uranil Nitrat di Teras Slab 280T STACY Zuhair, Zuhair; Suwoto, Suwoto; Suharno, Suharno
Jurnal Fisika FLUX Vol 8, No 2 (2011): Jurnal Fisika Flux Edisi Agustus 2011
Publisher : Lambung Mangkurat University Press

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

Criticality benchmark experiment at STACY critical facility is important forvalidation of computation technique and nuclear data library used in design of nuclearfuel cycle criticality safety. This paper discusses criticality safety benchmarkcalculation at STACY facility, which uses uranyl nitrate solution with MCNP-4C MonteCarlo transport code. The continuous energy nuclear data library was utilized inbenchmark calculation to complete criticality safety analysis. The MCNP-4C criticality(keff) prediction indicated overestimated results for all configurations except forconfiguration 131. The biases of calculation with criticality experiment (keff = 1) wereunder 0.26%. Configuration 140 calculation showed the most precisely agreement withC/E value of 1.0001. From these results, it can be concluded that the capability andreliability of MCNP-4C is constantly high in prediction of criticality accuracy for uranylnitrate solution at STACY 280T slab core.
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 | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1412.941 KB)

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 | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1070.214 KB)

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 8⅓-33⅓ 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
PEMODELAN TERAS UNTUK ANALISIS PERHITUNGAN KONSTANTA MULTIPLIKASI REAKTOR HTR-PROTEUS Zuhair, Zuhair; Suwoto, Suwoto; Irianto, Ign. Djoko
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 12, No 2 (2010): Juni 2010
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (394.314 KB)

Abstract

PTRKN sebagai salah satu unit kerja di BATAN dengan tugas pokok dan fungsi yang berkaitan erat dengan teknologi reaktor dan keselamatan nuklir, menaruh perhatian khusus pada konsep reaktor pebble bed. Dalam makalah ini pemodelan reaktor pebble bed HTR-PROTEUS dilakukan dengan program transport Monte Carlo MCNP5. Partikel bahan bakar berlapis TRISO dimodelkan secara detail dan eksak dimana distribusi acak partikel ini dalam bola bahan bakar didekati menggunakan array teratur kisi SC dengan fraksi packing 5,76% tanpa zona eksklusif. Model teras pebble bed didekati dengan memanfaatkan kisi teratur dari bola yang disusun sebagai kisi BCC berdasarkan sel berulang yang digenerasi dari sejumlah sel satuan. Hasil perhitungan MCNP5 memperlihatkan kesesuaian yang sangat baik dengan eksperimen, walaupun teras HTR-PROTEUS diprediksi lebih reaktif daripada pengukuran, khususnya di teras 4.2 dan 4.3. Pustaka ENDF/B-VI menunjukkan konsistensi dengan estimasi keff paling akurat dibandingkan pustaka ENDF/B-V, terutama ENDF/B-VI (66c). Deviasi estimasi keff yang dihitung dengan eksperimen dikaitkan sebagai konsekuensi dari komposisi reflektor grafit yang dispesifikasikan. Komparasi yang dibuat memperlihatkan bahwa MCNP5 menghasilkan keff teras HTR-PROTEUS lebih presisi daripada hasil dari MCNP4B dan MCNPBALL. Hasil ini menyimpulkan bahwa, sukses metodologi pemodelan ini menjustifikasi aplikasi MCNP5 untuk analisis reaktor pebble bed lainnya.Kata kunci: pemodelan teras HTR-PROTEUS, konstanta multiplikasi, MCNP5 PTRKN as a working unit in BATAN whose main duties and functions are related to reactor technology and nuclear safety, consern attention to pebble bed reactor concept. In this paper modeling of HTR-PROTEUS pebble bed reactor was done using Monte Carlo transport code MCNP5. The TRISO coated fuel particle is modeled in detailed and exact manner where random distributions of these particles in fuel pebble is approximated by using regular array of SC lattice with packing fraction of 5.76% without exclusive zone. Pebble bed core modeling was approximated by utilizing regular lattice of balls that are arranged as BCC lattice based on repeated cell generated from a numerous unit cell. The MCNP5 calculation results showed that excellent agreement with the experiment, although the HTRPROTEUS core predicted more reactive than the measurement, especially in cores 4.2 and 4.3. ENDF/B-VI library indicates consistency with the most accurate keff estimation compared to ENDF/B-V library, mainly ENDF/B-VI (66c). The deviation of calculated keff estimation with experiment is attributed to the consequence of specified graphite reflector composition. The comparison conducted shows that MCNP5 produces HTR-PROTEUS core keff is more precise compared to the results of MCNP4B and MCNP-BALL. These results concluded that the success of this modeling methodology justifies MCNP5 application for other pebble bed reactor analysis. Keywords: HTR-PROTEUS core modeling multiplication constant, 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 | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (469.946 KB)

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.