Journal articles on the topic 'Kritikalität'

ZusammenfassungAngesichts einer begrenzten Deponiekapazität der Erde und einer zunehmenden Kritikalität von Ressourcen und Lieferketten gewinnt die Kreislaufführung der Stoffflüsse zentrale Bedeutung. Der Abfall wird zum Wertstoff. Kenntnisse über seine stoffliche Zusammensetzung werden zum zentralen Ansatzpunkt der Steuerung umweltökonomisch effizienter Wertschöpfungskreisläufe. Durch die digitale Spiegelung der realen Prozesse wird dies möglich. Das Konzept des Total Design Management ermöglicht das simultane Optimieren von Werkstoff-, Produkt- und Recycling-Design. Nachhaltigkeit wird stringent in Bezug auf die durch den digitalen Raum gegebenen Systemgrenzen definiert. Aus volkwirtschaftlicher Sicht entsteht eine transaktionsökonomisch begründbare Abwägung zwischen internationaler Arbeitsteilung und Technologiesouveränität. Wie diese ausfällt, hängt stark von der Regulierung der Märkte und den Lieferkettenrisiken ab.

Pengkajian teknologi imobilisasi limah radioaktif aktivitas tinggi dan limbah alfa umur panjang menggunakan bahan matriks synroc. Pengkajian teknologi imobilisasi limbah cair radioaktif aktivitas tinggi (LCAT) dan limbah alfaumur panjang menggunakan bahan matriks synroc dilakukan untuk menyiapkan penyimpanan akhir di fasilitas penyimpanannlestari tanah dalam. Synroc adalah bentuk limbah kristalin yang tersusun dari gabungan fase-fase titanat yang stabil dan dipilih karena kestabilan geokimia dan kemampuan kolektif untuk imobilisasi semua unsur radioaktif dalam limbah radioaktif aktifitas tinggi. Pengembangan komposisi synroc untuk imobilisasi limbah tergantung pada kandungan radionuklida, untuk LCAT tipe purex yang mengandung aktinida dikembangkan synroc kaya zirconolite, CaZrTi2O7, untuk limbah uranium dan plutonium dikembangkan synroc kaya pyrocchlore, CaATi2O7 dengan penambahan unsur0unsur absorber netron (Hf dan Gd) untuk mencegah kritikalitas, dan untuk limbah yang mengandung Tc, Cs dan Sr (dari produk proses pemanasan LAT) dikembangkan synroc kaya fase hollandite/pirovskite, Ba(Al,Ti)2Ti6O16/CaTiO3. Laju pelindihan untuk unsur-unsur dalam synroc adalah jauh lebih kecil dari pada tipe gelas borosilikat limbah. Bahan matriks synroc untuk imobilisasi LCAT lebih baik daripada menggunakan matriks gelas borosilikat, dan juga lebih baik untuk imobilisasi limbah alfa umur panjang daripada menggunakan aspal dan plastik polimer.

Analisis konfigurasi bahan bakar terhadap produktivitas fisil pada Fast Breeder Reaktor (FBR) telah dilakukan. Konfigurasi bahan bakar dirancang dalam 5 variasi dengan 2 kategori yaitu konfigurasi homogen (inner dan outer) serta heterogen dengan fraksi bahan bakar yang sama yaitu 45 %. Perhitungan dilakukan dengan metode komputasi menggunakan kode FI-ITB.CHI yang dikembangkan dalam bahasa pemrograman Borland Delphi 7.0 Bahan bakar yang digunakan adalah campuran uranium-plutonium nitrida (Un-PuN) dan pendingin timbal bismuth (Pb-Bi) pada teras reaktor 2-D (dua dimensi) geometri r-z (silinder). Hasil perhitungan difusi neutronik menunjukkan bahwa pada semua konfigurasi bahan bakar yang diamati diperoleh nilai kritikalitas teras melalui pengaturan fraksi pengayaan (enrichment) pada setiap bagian teras. Fraksi pengayaan rata-rata yang terkecil untuk mencapai keadaan kritis ditunjukkan pada konfigurasi homogen-outer. Hasil analisis menunjukkan bahwa nilai distribusi fluks neutron yang paling tinggi diperoleh pada konfigurasi heterogen dan nilai distribusi daya dengan nilai power peaking factor (ppf) terendah diperoleh pada konfigurasi homogen. Nilai densitas atom bahan fisil yaitu 239Pu paling besar peningkatannya terjadi pada konfigurasi homogen-inner 2 sebagai hasil reaksi fisi bahan bakar setelah 1 siklus (4 tahun) operasi. Nilai BreedingRatio (BR) untuk seluruh konfigurasi bahan bakar masih dalam rentang nilai yang diharapkan (BR>1) namun nilai BR paling baik ditunjukkan pada konfigurasi homogen-inner 2 yaitu dengan nilai 1,17.Kata kunci: FBR, konfigurasi bahan bakar, fisil, breeding ratio.

The 10 MW HTR Indonesian Experimental Power Reactor (RDE reactor) is designed identical with the HTR-10 in China, conceptually. However, the review results showed that the spent fuel cask model which is used between two reactors is fully different, such as size and capacity. The proposed cask model in RDE reactor can hold 15 times more fuel pebbles than HTR-10 has. This research activities deal with the subcriticality analysis for the spent fuel cask of RDE reactor if using the HTR-10 cask model. The subcriticality condition is designed to meet the limit of safety value. The objective of this research is to determine the subcriticality value in the normal and accident events for the spent fuel cask when it is in the reactor building and the spent fuel cask room. All calculations were carried out by MCNP6.1 code. The selected external events are the water ingress (reactor room), water flood and the combination event of water flood and earthquake. The calculation results showed that the maximum value of keff (3σ) are 0.47510 and 0.19214 for the cask in the reactor building and in the spent fuel cask room, respectively. This value is far from the limit value of 0.95. The calculation results showed that the spent fuel cask are in the safe condition eventhough in the worst combination events, the cask is flooded and earthquake. The HTR-10 spent fuel cask can be proposed as an alternative for the RDE reactor to get an efficient reactor building.Keywords: spent pebble fuel element, HTGR, subcriticality, MCNP6.1, RDE reactor ANALISIS SUBKRITIKALITAS PENYIMPAN BAHAN BAKAR BEKAS MODEL CASK REAKTOR HTR-10 UNTUK REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL 10 MW TERMAL. Reaktor Daya Eksperimental (RDE) secara konseptual didesain identik dengan reaktor HTR-10 di Tiongkok. Meskipun demikian, terdapat perbedaan yang signifikan untuk desain konseptual cask penyimpan bahan bakar bekas di kedua reaktor seperti dimensi dan kapasitas. Kegiatan penelitian ini berkaitan dengan analisis subkritikalitas cask penyimpan elemen bahan bakar bekas tipe pebble di RDE jika menggunakan model cask yang dipakai di HTR-10. Kondisi sub-kritikalitas didesain memenuhi nilai batas keselamatan. Tujuan penelitian adalah menentukan nilai subkritikalitas dalam keadaan normal atau kondisi kecelakaan di gedung reaktor dan di gudang penyimpan bahan bakar bekas. Perhitungan dilakukan dengan paket program MCNP6.1. Kejadian kecelakaan yang dipilih adalah masuknya air ke dalam cask, cask terendam air dan kombinasi cask terendam air dan kejadian gempa. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa nilai maksimum keff (3σ) untuk cask di gedung reaktor dan di gudang penyimpan bahan bakar bekas masing-masing adalah 0,47510 dan 0,19214. Nilai ini masih jauh dari batas 0,95. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa cask penyimpan bahan bakar bekas tetap dalam keadaan selamat meski terjadi kombinasi 2 kejadian eksternal.Kata kunci: elemen bahan bakar bekas tipe pebble, HTGR, subkritikalitas, MCNP6.1, RDE

ABSTRAKKAJIAN KESELAMATAN PENGOPERASIAN REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG DENGAN MENGGUNAKAN BATANG KENDALI REAKTOR TRIGA 2000 TANPA BAHAN BAKAR (BKRTTBB). Telah dilakukan kegiatan pabrikasi BKRTTBB untuk digunakan pada teras TRIGA 2000 Bandung sebagai upaya modifikasi batang kendali pengganti FFCR (Fuel Follower Control Rod) yang telah memiliki fraksi bakar melebihi 50% pada bagian elemen pengikutnya. Dari 5 buah FFCR yang digunakan saat ini telah terindikasi 2 buah yang memiliki fraksi bakar melebihi 50 % dan 1 buah yang telah mendekati 50 %. Sampai dengan akhir tahun ini direncanakan dilakukan penggantian sebanyak 2 buah, dan akan berlanjut sampai dengan 4 buah di tahun berikutnya. Untuk dapat menjamin keselamatan proses modifikasi dan pasca modifikasi, maka perlu dilakukan kajian simulasi operasi dengan menggunakan BKRTTBB pada skenario teras paling reaktif. Pada kajian ini telah dilakukan simulasi operasi dengan meng-gunakan 1 buah FFCR, 4 buah BKRTTBB, dan 102 elemen bakar dengan komposisi elemen bakar sesuai dengan kondisi terkini pada teras TRIGA 2000 dengan menggunakan MCNP. Dari kajian ini didapatkan beberapa parameter kritikalitas antara lain reaktivitas teras lebih (core excess) sebesar $ 5,461, dan reaktivitas padam (shutdown margin) sebesar $ -9,647, kemudian dengan menskenariokan kondisi one stuck rod didapatkan bahwa semua kondisi salah satu batang kendali tersangkut memberikan respons subkritis. Kemudian dari simulasi ini pula di-dapatkan faktor puncak daya aksial sebesar 1,21 dan faktor puncak daya radial sebesar 2,02. Dari kedua nilai faktor puncak daya ini dapat dihitung distribusi suhu pada teras dengan menggunakan program komputasi STAT dan STATMOD. Hasil simulasi menggunakan STAT dan STATMOD dengan memberikan suhu masukan air sampai dengan 42 °C didapatkan suhu terpanas pada subbuluh sebesar 87,98 °C dan 82,75 °C. Berdasarkan hasil ini dapat disimpul-kan bahwa pengoperasian reaktor dengan menggunakan BKRTTBB pada kondisi yang men-dekati dimana suhu air masukan mendekati 49 °C (suhu tertinggi untuk sinyal SCRAM), air pendingin primer belum mencapai suhu pendidihan (112 °C). Sehingga pengoperasian reaktor dengan BKRTTBB dapat dinyatakan aman dan selamat dari aspek neutronik maupun termal-hidrolik.ABSTRACTSAFETY REVIEW OF BANDUNG TRIGA 2000 RESEARCH REACTOR OPERATION USING CONTROL ROD WITHOUT FUEL FOLLOWER (BKRTTBB). BKRTTBB manufacturing activities have been carried out to be used on the TRIGA 2000 core as a modification of the control rod replacement FFCR (Fuel Follower Control Rod) which has had burnup exceeds 50 % on the fuel follower. Two units of existing FFCR have been indicated exceeds 50 % of burnup and 1 unit was approaching 50%. Until the end of this year planned replacement by 2 units, and will continue up to 4 units in the next year. To ensure the safety of the modification process and the post-modification activities, it is necessary to study the operation simulation using BKRTTBB on the most reactive core. This study has been carried out on simulated reactor operation using 1 unit FFCR, 4 units BKRTTBB, and 102 fuel elements with composition in accordance with current conditions on the TRIGA 2000 core by using MCNP. This study obtained some criticality parameters, core excess $ 5.461, and shutdown margin $ -9.647, then the scenario of one stuck rod conditions showed that all the conditions of one control rod stuck is responded as subcritical. Then from this simulation also obtained axial peak power factor of 1.21 and radial peak power factor of 2.02. Based on these values, the temperature distribution on the reactor can be calculated using computational codes, STAT and STATMOD. The simulation results using STAT and STATMOD by providing input water temperature up to 42 °C at the hottest sub channel temperature obtained of 87.98 °C and 82.75 °C. Based on these results it can be concluded that operation of the reactor by using BKRTTBB in conditions near to LOFA where no temperature exchange so that the water temperature input approaching 49 °C (the highest temperature for the scram signal), water primary coolant still has not reached the temperature of boiling (112 °C). So that the operation of the reactor with BKRTTBB can be declared safely and secure in neutronics and termalhydraulics aspect.

ANALISIS KRITIKALITAS BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS REAKTOR RSG-GAS PADA RAK BERBAHAN ALUMINIUM. Penggunaan stainless steel sebagai material rak penyimpanan bahan bakar nuklir bekas (BBNB) di fasilitas Kanal Hubung – Instalasi Penyimpanan Sementara Bahan Bakar Bekas (KH-IPSB3) berpotensi menyebabkan terjadinya korosi galvanik pada BBNB sehingga penggantian material rak penyimpanan BBNB perlu dipertimbangkan. Potensi korosi galvanik terjadi karena aluminium sebagai material utama kelongsong Bahan Bakar Nuklir (BBN) Reaktor Serba Guna - G. A. Siwabessy (reaktor RSG-GAS) berinteraksi dengan stainless steel sebagai material rak penyimpan BBNB. Aluminium dapat digunakan sebagai material alternatif rak penyimpanan BBNB untuk mengurangi efek korosi galvanik. Penelitian ini bertujuan untuk mengkaji kritikalitas rak penyimpanan BBNB dengan material aluminium. Jaminan kritikalitas diperlukan untuk menjaga keselamatan fasilitas KH-IPSB3. Rak penyimpanan aluminium yang optimum dikaji dengan melakukan simulasi ukuran pitch dan menghitung laju serapan neutron pada kondisi normal (tidak terjadi kecelakaan). Perhitungan nilai kritikalitas (keff) dilakukan menggunakan program Monte Carlo N-Particle versi 6 (MCNP6). Model yang digunakan adalah model 3-dimensi satu rak utuh yang terisi penuh dengan BBNB di dalam kolam penyimpanan. Hasil perhitungan pada ukuran pitch 127 mm menunjukkan bahwa nilai keff rak penyimpanan BBNB dengan material aluminium (keff = 0,7709) lebih besar 13,20% dibandingkan material stainless steel (keff = 0,6810). Nilai keff rak penyimpanan BBNB dengan material aluminium pada ukuran tersebut masih berada dalam rentang yang disyaratkan yaitu keff kurang dari 0,95. Nilai keff dipengaruhi oleh ukuran pitch, dimana dengan berkurangnya ukuran pitch 1 mm dapat meningkatkan nilai keff sebesar 14,24%. Nilai laju serapan neutron juga mempengaruhi nilai keff, di mana laju serap neutron rak penyimpanan dengan material aluminium lebih kecil dibandingkan material stainless steel. Hasil simulasi menunjukkan bahwa rak penyimpanan dengan material aluminium memenuhi aspek keselamatan untuk digunakan sebagai rak penyimpanan BBNB di KH-IPSB3 karena mempunyai nilai keff < 0,95 pada ukuran pitch lebih dari 112 mm (keff = 0,9196).

Radius bahan bakar kompak dan kernel selama ini dibuat tetap pada nilai baku yang diadopsi oleh proyek reaktor suhu tinggi. Radius kompak bahan bakar ditetapkan 0,6225 cm dan radius kernel bahan bakar ditentukan 0,0250 cm. Dua parameter ini diinvestigasi karena sangat mempengaruhi performa moderasi neutron dalam teras VHTR. Efek radius kernel dan bahan bakar kompak dalam bahan bakar blok VHTR sebagai representasi dari teras aktif didiskusikan dalam makalah ini. Pengkayaan 235U sebesar 12% dan fraksi packing TRISO 0,29 dikerjakan di seluruh perhitungan dengan program transport Monte Carlo MCNPX dan pustaka data nuklir energi kontinu ENDF/B-VII pada suhu 1200K. Bahan bakar blok VHTR dimodelkan secara utuh dan presisi dengan kondisi batas reflektif. Hasil perhitungan memperlihatkan ketergantungan k∞ pada radius kernel berkurang seiring dengan berkurangnya radius bahan bakar kompak. Nilai k∞ hampir tidak bergantung pada radius kernel untuk radius bahan bakar kompak 0,4000 cm. Analisis menyimpulkan bahwa, kombinasi dua parameter ini adalah cara yang tepat untuk mendapatkan nilai faktor perlipatan neutron tak hingga yang diinginkan dari teras VHTR prismatik dengan fraksi packing dan pengkayaan bahan bakar yang spesifik.

Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) Serpong merupakan reaktor nuklir tipe Material Testing Reactor (MTR). Reaktor ini awalnya dioperasikan menggunakan bahan bakar dispersi U3O8/Al pengkayaan uranium 19,75 % 235U dengan densitas uranium 2,96 gU/cm3. Bahan bakar U3Si2/Al densitas 2,96 gU/cm3 telah berhasil diproduksi dan digunakan sebagai bahan bakar RSG-GAS menggantikan bahan bakar U3O8/Al, sedangkan penelitian bahan bakar berbasis UMo/Al dengandensitas 7 gU/cm3 juga telah diperoleh dalam bentuk pelat mini. Penelitian tentang bahan bakar densitas tinggi masih berfokus pada proses pabrikasi, sedangkan perhitungan tentang umur atau masa pakai (lifetime) dan korelasinya dengan burn up bahan bakar belum banyak dilakukan. Berkaitan dengan hal tersebut, pada penelitian ini dilakukan perhitungan umur bahan bakar dan korelasinya terhadap burn up menggunakan pasangan program ORIGEN dan MCNP. Program ORIGEN digunakan untuk mensimulasikan proses waktu iradiasi, sehingga diperoleh data produk fisi dan uranium sisa (235U tidak mengalami reaksi fisi). Sementara itu, program MCNP digunakan untuk menghitung kritikalitas di dalam teras reaktor. Waktu iradiasi digunakan untuk perhitungan umur bahan bakar, sedangkan kritikalitas digunakan untuk mengetahui burn up maksimal untuk bahan bakar U3Si2/Al dan UMo/Al. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa peningkatan densitas uranium berdampak kepada bertambahnya lama iradiasi di dalam reaktor dan burn up bahan bakar. Waktu yang dibutuhkan untuk mencapai burn up 56 % masing masing bahan bakar U3O8/Al; U3Si2/Al, dan U-7Mo/Al selama 188 hari, 292 hari, dan 420 hari. Peningkatan densitas uranium menyebabkan bahan bakar U3O8/Al mampu mencapai burn up 56 %, sedangkan U3Si2/Al dan U-7Mo/Al dapat mencapai nilai burn up sebesar 68,97 % dan 76,76 %. Meningkatnya umur (lifetime) dan burn up bahan bakar berdampak kepada meningkatkan efisiensi bahan bakar di dalam reaktor.

ANALISIS KEKRITISAN ELEMEN BAKAR REAKTOR KARTINI. Telah dilakukan analisis kekritisan elemen bakar reaktor Kartini dengan menggunakan program WIMSD4. Analisis kekritisan dikerjakan dengan mendefinisikan sel bahan bakar sebagai elemen bakar yang dikelilingi air pendingin dengan ruji-ruji yang bervariasi dari 2 cm sampai dengan 5 cm. Kekritisan sel ditentukan berdasarkan pada hasil perhitungan faktor multiplikasi neutron sel oleh program WIMSD4. Dikatakan kritis atau superkritis apabila faktor multiplikasi neutron sel sama dengan 1 atau lebih. Dari variasi ruji-ruji sel dalam input WIMSD4 diperoleh variasi faktor multiplikasi neutron sel yang dihasilkan oleh program WIMSD4. Berdasarkan pada hubungan antara ruji-ruji sel dengan faktor multiplikasi neutron yang dihasilkannya dapat ditetapkan batas ukuran ruji-ruji sel yang menghasilkan kondisi sel subkritis. Dari hasil perhitungan dapat diperoleh kesimpulan bahwa elemen bakar reaktor Kartini akan bersifat subkritis dengan k~ = 0.94 apabila ditempatkan pada kisi-kisi sel yang masing-masing selnya mempunyai ruji-ruji minimum 4.5 cm. Fasilitas tempat penyimpanan elemen bakar di reaktor Kartini seluruhnya mempunyai kisi-kisi sel yang ruji-ruji minimumnya lebih kecil dari hasil perhitungan sub kritikalitas sel, akan tetapi kapasitas elemen bakar dari tiap tempat penyimpanannya jauh dibawah batas massa kritis dari volume tempat penyimpanan elemen bakarnya. Dengan demikian tempat penyimpanan elemen bakar dapat dipandang memenuhi syarat subkritikalitas yang ditetapkan.