Analisis Produksi Plutonium-239 pada HTR-10 Menggunakan Program MCNPX

Sari

Sebagai reaktor termal berdaya 10 MWt, HTR-10 dapat mengakomodasi berbagai macam campuran bahan fisile dan fertile. Kemampuan akomodasi tersebut sangat bermanfaat dalam menutup siklus bahan bakar nuklir dan menstabilkan keberadaan Plutonium-239 yang masih dapat digunakan dalam daur ulang bahan bakar. Plutonium-239 (Pu-239) merupakan salah satu nuklida hasil proses fisi yang dapat digunakan kembali sebagai bahan bakar reaktor. Pada HTR-10, densitas Pu-239 yang dihasilkan sangat dipengaruhi oleh ukuran kernel dan pengayaan bahan bakar yang digunakan. Analisis produksi Pu-239 pada penelitian ini dilakukan terhadap hasil pemodelan dengan menggunakan program MCNPX (Monte Carlo N-Particle Extended). Parameter model yang digunakan adalah variasi radius kernel 250-300 μm dan variasi pengayaan bahan bakar 12-15%. Simulasi MCPNX menghasilkan perubahan masa bahan bakar dan produksi unsur aktinida hasil reaksi fisi selama pengoperasian reaktor satu tahun. Berdasarkan perhitungan menggunakan program MCNPX, didapat hasil bahwa produksi Pu-239 paling optimal adalah pada pengayaan bahan bakar 11% pada radius kernel 300 μm. Dengan memperbesar pengayaan U-235 menyebabkan penurunan konsentrasi U-238. Karena Pu-239 dihasilkan dari U-238, maka produksi Pu-239 adalah Pu-239 yang mempunyai densitas rendah.