Desain Neutronik Reaktor Cepat Berpendingin Helium 900 MWth Dengan Skema Burnup Radial MCANDLE Berbasis Bahan Bakar Thorium Mix Oxyde (Th, Pu)O2

Damri Damri, Menik Ariani, Fiber Monado, Akmal Johan

Abstract


Desain Neutronik Reaktor Cepat Berpendingin Helium 900 MWth bahan bakar Thorium Mix Oxyde telah dilakukan. Dibutuhkan penambahan bahan bakar fisil Pu239 karena thorium alam tidak memiliki isotop fisil  Perhitungan dilakukan menggunakan simulasi komputasi dengan program SRAC. Reaktor ini menggunakan Skema Burnup MCANDLE arah Radial dengan membagi teras reaktor menjadi 10 bagian. Setelah 10 tahun periode burn up, bahan bakar di shuffling secara radial dari bagian 1 ke bagian 2, bagian 2 ke bagian 3, begitu seterusnya sampai bahan bakar di bagian 9 di-shuffling ke bagian 10 sehingga bahan bakar bagian 10 dikeluarkan dari teras reaktor dan bahan bakar baru ditempatkan di bagian 1. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa komposisi bahan bakar 86% Th dan 14% Pu239 dalam keadaan kritis sampai pada tahun ke 4 ditunjukkan dengan nilai keff  1,012 dengan reaktivitas 0,0119.


Full Text:

PDF

References


Kamei, T., & Hakami, S. (2011). Evaluation of implementation of thorium fuel cycle with LWR and MSR. Progress in Nuclear Energy, 53(7), 820–824. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2011.05.032

Peel, R., van den Durpel, L., Ogden, M. D., & Whittle, K. R. (2016). Three-component U-Pu-Th fuel for plutonium irradiation in heavy water reactors. EPJ Nuclear Sciences & Technologies, 2, 29. https://doi.org/10.1051/epjn/2016022

Widiawati, N., Su’ud, Z., Irwanto, D., Permana, S., Takaki, N., & Sekimoto, H. (2021). Enhancing the performance of a long-life modified CANDLE fast reactor by using an enriched 208Pb as coolant. Nuclear Engineering and Technology, 53(2), 423–429. https://doi.org/10.1016/j.net.2020.07.008

Anggoro, Y. D., Dewi, D., Yuliyanto, A. T., & Prapatan, M. (2013). Kajian Perkembangan PLTN Generasi IV. Jurnal Pengembangan Energi Nuklir, 15, 69–79.

Okumura K, Teruhiko Kugo, Kunio Kaneko, & Keichiro Tsuchihashi. (2007). SRAC 2006: A Comprehensive Neutronics Calculation Code System. Division of Nuclear Data and Reactor Engineering Nuclear Science and Engineering Directorate (K Okumura, K Teruhiko, & K KuniaT Keichiro, Ed.; 2002 ed.). 2002

Maemunah, I. R., Yuningsih, N., & Irwanto, D. (2019). Studi Komparasi Reaksi Fisi dan Fusi pada Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Masa Depan. Prosiding Seminar Nasional Fisika 5.0, 0, 473–481.

Vionita, V., Ariani, M., & Royani, I. (2022). Perhitungan Desain Konsep Reaktor Cepat Berpendingin Karbondioksida Superkritis dan Berbahan Bakar Uranium Metalik Alam. In Jurnal Teori dan Aplikasi Fisika (Vol. 10, Issue 02).

Ariani, M., Su’ud, Z., Waris, A., Khairurrijal, Monado, F., & Sekimoto, H. (2012). The feasibility study of small long-life gas cooled fast reactor with mixed Natural Uranium/Thorium as fuel cycle input. AIP Conference Proceedings, 1448(2012), 59–64. https://doi.org/10.1063/1.4725438

J. Duderstadt and L. Hamilton, Nuclear Reactor Analysis. Canada: John Wiley & Sons, Inc., 1976




DOI: https://doi.org/10.56064/jps.v24i3.728

Refbacks

  • There are currently no refbacks.


   

  

 

 

Creative Commons License

Jurnal Penelitian Sains (JPS) Published by UP2M, Faculty of Mathematic and Natural Science Sriwijaya University is licensed under a Creative Commons Attribution-NonCommercial-ShareAlike 4.0 International License.

 

View My Stats