DESAIN TERAS DAN BAHAN BAKAR PLTN JENIS HTR-PBMR PADA DAYA 50 MWe DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM SRAC2006

Sari

ABSTRAK

DESAIN TERAS DAN BAHAN BAKAR PLTN JENIS HTR-PBMR PADA DAYA 50 MWe DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM SRAC2006. Penelitian ini bertujuan untuk mengkaji desain teras dan bahan bakar PLTN jenis HTR-PBMR (HIGH TEMPERATURE REACTOR - PEBBLE BED MODULAR REACTOR) 50 MWe dari keadaan Beginning of Life (BOL) sampai Ending of Life (EOL) dengan masa operasi 8 tahun. Parameter yang dianalisis dalam penelitian ini adalah distribusi suhu di dalam teras, persen pengkayaan U₂₃₅, komposisi bahan bakar, kekritisan, dan koefisien reaktivitas suhu teras. Penelitian dilakukan dengan menyiapkan data parameter desain teras antara lain densitas nuklida, dimensi bahan bakar dan teras, dan distribusi suhu aksial teras. Paket program SRAC2006 digunakan untuk mendapatkan nilai faktor multiplikasi effektif (k_eff) teras dari data input yang telah disiapkan. Hasil penelitian menunjukkan nilai kekritisan teras berbanding lurus dengan penambahan pengkayaan U₂₃₅. Pengayaan optimum tanpa penggunaan burnable poison didapatkan pada nilai 10,125% dengan reaktifitas lebih sebesar 3,12% pada BOL. Penambahan burnable poison Gd₂O₃ didapat nilai optimumnya sebesar 12 ppm dengan nilai reaktifitas lebih pada BOL sebesar 0,38%. Untuk penggunaan Er₂O₃ nilai optimumnya adalah 290 ppm dengan reaktifitas lebih 1,24% pada saat BOL. Koefisien reaktivitas suhu teras tanpa burnable poison dan penggunaan Gd₂O₃ dan Er₂O₃ bernilai negatif yang menunjukkan sifat inherent safety-nya.

Kata kunci: desain, teras, bahan bakar, PLTN, SRAC2006.

ABSTRACT

DESIGN OF 50 MWe HTR-PBMR REACTOR CORE AND NUCLEAR POWER PLANT FUEL USING SRAC2006 PROGRAMME. This research aims to assess the design of core and fuel of nuclear power plant type High Temperature Reactor-Pebble Bed Modular Reactor 50 MWe from the Beginning of Life (BOL) to Ending of life (EOL) with eight years operating life. The parameters that need to be analyzed in this research are the temperature distribution inside the core, quantity enrichment of U²³⁵ , fuel composition, criticality, and temperature reactivity coefficient of the core. The research was conducted with a data set of core design parameters such as nuclides density, core and fuel dimensions, and the axial temperature distribution inside the core. Using SRAC2006 program package, the effective multiplication factor (k_eff) values obtained from the input data that has been prepared. The results show the value of the criticality of core is proportional to the addition of U²³⁵ enrichment. The optimum enrichment obtained at 10.125% without the use of burnable poison with an excess reactivity of 3.12% at BOL. The addition Gd₂O₃ obtained an optimum value of 12 ppm burnable poison with an excess reactivity 0.38 %. The use of Er₂O₃ with an optimum value 290 ppm has an excess reactivity 1.24% at BOL. The core temperature reactivity coefficient with and without the use of burnable poison has a negative values that indicates the nature of its inherent safety.

Keywords: design, fuel, nuclear power plant, SRAC2006.