THERMAL-HYDRAULIC PERFORMANCE OF HIGH POWER RESEARCH REACTOR CORE DESIGN AS A FUNCTION OF URANIUM FUEL DENSITY

ABSTRACT
THERMAL-HYDRAULIC PERFORMANCE OF HIGH POWER RESEARCH REACTOR CORE
DESIGN AS A FUNCTION OF URANIUM FUEL DENSITY. BATAN has a program to design high
power research reactor. This design is aimed to anticipate Indonesia’s plan to construct new
research reactor as a replacement of the existing research reactors that are closing to their
operation lifetime. At the same time, this program is used to increased BATAN’s human resource
development in reactor technology. This research reactor is designed to follow the future trend that
has high power and can generate average neutron flux as high as 1.0×1015 n/cm2
s and thermal
neutron flux of 5.0×1015 n/cm2
s with reactor power of 50 MW. The regulation on the limitation of
research reactor fuel enrichment less than 20% triggered the research and development on fuel
loading that can achieve neutron flux as high as possible. This research is meant to analyze the
results of neutronic calculation on the effect of U-9Mo fuel loading in fresh and equilibrium condition
to the core thermohydraulic performance of high power research reactor. The calculation was
carried out using diffusion code Batan-3diff and modified PARET-ANL. The analysis on the effect of
fuel loading to the distribution of power peaking factor of the high power research reactor core in
fresh and equilibrium condition indicates the significant effect on fuel and coolant thermal
characteristics. The analysis results show that U-9Mo fuel with U235 isotope loading of 360, 390,
and 450 g, either in fresh and equilibrium condition with all control rods withdrawn, fulfills the
requirements for high power research reactor fuel. The use of U-9Mo with 450 g is much more
preferred as it has the longer in-core residence time than the other fuel loading levels.
Keyword: research reactor, high power, uranium density, thermal hydraulic performance.
ABSTRAK
PERFORMA TERMOHIDROLIKA PADA DESAIN TERAS REAKTOR RISET DAYA TINGGI
SEBAGAI FUNGSI DENSITAS URANIUM BAHAN BAKAR. BATAN mempunyai program untuk
mendesain reaktor riset daya tinggi. Desain tersebut bertujuan untuk mengantisipasi apabila
Indonesia akan membangun reaktor riset baru sebagai pengganti reaktor riset yang akan berakhir
umur operasinya. Program tersebut sekaligus penting untuk meningkatkan kemampuan SDM
BATAN di bidang Teknologi Reaktor. Reaktor riset ini didesain mengikuti trend masa depan yaitu
memiliki daya tinggi dan dapat menghasilkan fluks neutron rerata sebesar 1.0×1015 n/cm2
s dan
fluks neutron termal sebesar 5.0×1014 n/cm2
s, dengan daya reaktor 50 MW. Adanya peraturan
penggunaan bahan bakar reaktor riset dengan pengayaan uranium kurang dari 20% memicu
pengembangan penelitian terhadap tingkat muat bahan bakar yang memungkinkan untuk dapat
menghasilkan fluks neutron setinggi mungkin. Tujuan penelitian untuk mengetahui pengaruh
densitas uranium bahan bakar U-9Mo pada kondisi segar (fresh) dan setimbang (equilibrium)
terhadap performa termohidrolika teras reaktor riset dengan daya tinggi. Perhitungan dilakukan
menggunakan program perhitungan neutronik difusi Batan-3diff dan PARET-ANL yang
termodifikasi. Analisis pengaruh densitas uranium bahan bakar pada distribusi faktor puncak daya
teras reaktor riset daya tinggi pada kondisi bahan bakar fresh fuel dan equilibrium. Hasil studi
menunjukkan bahwa bahan bakar U-9Mo dengan densitas uranium 360, 390 dan 450 g, baik pada
kondisi fresh maupun equilibrium dengan posisi batang kendali ditarik seluruhnya, memenuhi
syarat menjadi bahan bakar reaktor riset daya tinggi. Namun demikian penggunaan bahan bakar
dengan densitas uranium 450 g lebih menguntungkan karena mempunyai waktu tinggal di dalam
reaktor lebih lama dibandingkan uranium dengan densitas lainnya.
Kata kunci: reaktor riset, daya tinggi, densitas uranium, kinerja termohidrolika