PERHITUNGAN KONST ANTA PELURUHAN NEUTRON SEREMP AK TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR SILISIDA *)

PERHITUNGAN KONSTANTA PELURUHAN NEUTRON SEREMPAK TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR SILISIDA. Reaktor RSG-GAS rencananya akan mengganti bahan bakarnya dari uranium oksida ke uranium silisida, sehingga perlu untuk dianalisiskonstanta peluruhan neutron serempaknya. Parameter ini merupakan salah satu faktor penting dalam perhitungan transien yang berhubungan erat dengan keselamatan operasi reaktor. Teras reaktor RSG-GASbahan bakar silisida, tipe pelat dengan muatan 300 gr dan densitas 3,55 gr/cm3diharapkandapat beroperasi 32,5 hari pactadaya nominal. Perhitungan fraksi neutron kasip ( f3),waktu generasi neutron rerata (A) dan usia neutron serempak (1)dilakukan dengan menggunakanpaket program WIMSD/4 dan Batan-2DIFF. Model yang digunakan adalah multislap I-D dengan sel samailterdiri dari meat, cladding, moderator dan extra region. Program WIMSD/4 digunakan untuk memperoleh tampang lintang makroskopik 4 kelompok energi neutron. Sedangkan program Batan-2DIFF dalam geometriX-Y digunakanuntuk menghitungparameter kinetik . Hasilperhitungan diperoleh nilai f3,1,A masing masing adalah 7,243E-O3,63,58 E-O6dtk., 59,95E-06 dtk, sehingga konstanta peluruhan neutron serempaknya adalah 113,9 dtk-1. Perhitungan ini jika dibandingkandengan konstantapeluruhanneutron serempak teras oksida sangat sesuaiyaitu 115,8 dtk-1(SAR)hanyaterpaut 1,6 %. Hal ini disebabkan oleh karena derajat bakar pada teras yang dihitungberbeda namunbasil perhitunganmenunjukkanbahwa pergantian bahan bakar dari oksidake silisidatidak ada masalahjika ditinjaudari kinetiknya.
ABSTRACT CALCULATION OF PROMPT NEUTRON DECAY CONSTANT OF THE RSG-GAS SILICIDE CORE. The RSG-GAS reactor will planned to change its fuel from uranium oxide to uranium silicide. Therefore, it is important to analysis its prompt neutron decay constant, since the parameter is one of the important factors for transient calculation which close related to the reactor operation safety. The RSG-GAS silicide core, type pelate, 300 gr fuel loading and 3.55 gr/cm3 fuel density is expected to be able to operate 32.5 days at nominal power. The calculation of effective delayed neutron fraction (f3eff),average neutron generation time (A) and average neutron life time (1)is performed by using WIMSD/4 and Batan-2DIFF codes. The I-D multi slab model with the unit cell consisting of meat, cladding, moderator and extra region was used as model. The WIMSD/4 code is used to obtain 4 neutron energy group macroscopic cross section. Meanwhile, Batan-2DIFF code in X-Y reactor geometry is used to calculate kinetic parameters. The results of calculation are 7.243E-03; 63.58E-06 s; 59,95E-O6 s., for f3,A,1values respectively. So that the prompt neutron decay constant is 113.9 S.l. If we compare the result of calculation to the RSG-GAS oxide core namely 115,8 S.l (SAR), it is well agree because the deviation is only 1.6 %. The deviation arises because the fuel burn-up in the core which calculated is different. According to kinetic parameter values of f3,A, 1, it is concluded that the conversion of fuel in RSG-GAS core from oxide to silicide will not pose any problem because the kinetic parameter values between them are concurring.