ANALISIS KOEFISIEN TEMPERATUR FUNGSI PENGKAYAAN URANIUM PERANGKAT BAHAN BAKAR PWR 1000 Mwe DENGAN MCNP

ABSTRAK
ANALISIS KOEFISIEN TEMPERATUR FUNGSI PENGKAYAAN PENGKAYAAN URANIUM
PERANGKAT BAHAN BAKAR PWR 1000 MWe DENGAN MCNP. Dalam rangka menyongsong
pembangunan PLTN pertama di Indonesia, maka perlu pengkajian tentang keselamatan PLTN tersebut.
Salah satu parameter keselamatan reaktor PLTN adalah parameter koefisien temperatur. Parameter ini
perlu ditentukan dengan akurat karena mempunyai peranan penting dalam analisis kestabilan dan
pengendalian transien operasi reaktor. Dalam makalah ini, koefisien temperatur moderator, kelongsong dan
bahan bakar dihitung untuk perangkat bahan bakar PWR 1000MWe dengan pengkayaan 3%, 2,5% dan 2%.
Perhitungan dilakukan menggunakan paket program metode Monte Carlo MCNP5 versi 1.3. dengan data
nuklir ENDF/B-VI.2 dan ENDF/B-V. Kondisi dingin dengan temperatur sebesar 293,6K dipakai sebagai
acuan. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa koefisien temperatur bahan bakar pada pengkayaan 3%,
2,5%, 2% masing-masing adalah -1,16 pcmΔk/k/K, -1,47 pcmΔk/k/K dan -1,61 pcmΔk/k/K. Bahan bakar
merupakan material yang paling sensitif jika terjadi perubahan temperatur, sedangkan efek pada kelongsong
dapat dibaikan. Meskipun demikian, semua nilai koefisien reaktivitas bernilai negatif.
Kata kunci : bahan bakar PWR, pengkayaan, kinf, koefisien temperatur, MCNP5
ABSTRACT
ANALYSIS OF THE TEMPERATURE COEFFICIENT OF THE PWR 1000 MWe FUEL
ASSEMBLY OF ENRICHMENT FUNCTION USING MCNP CODE. As a part of preparation for the first
Nuclear Power Plant, NPP, in Indonesia, it is necessary to assess the safety of the NPP. One of the safety
parameters of an NPP reactor is temperature coefficient parameters. The parameters must be determined
with high accuracy because those are important values to analyze the stability and transient control of the
reactor. In this paper, the moderator, cladding and fuel temperature coefficients were calculated for the
PWR 1000MWe fuel assembly with enrichment of 3%, 2,5% dan 2%. The calculations were carried out using
the Monte Carlo method code of MCNP5 version of 1.3. The nuclear data of ENDF/B-VI.2 is used as a main
nuclear data. In hot condition, some neutron cross-section materials were taken from the ENDF/B-V nuclear
data. The cold condition with temperature of 293.6K is used as a reference. The calculations showed that
the temperature coefficient for fuel on 3%, 2.5%, 2% enrichment are -1.16 pcmΔk/k/K, -1.47 pcmΔk/k/K and
-1.61 pcmΔk/k/K respectively. The fuel is the most sensitive materials if the change of temperature occurred,
while the effect on cladding material can be avoided. However, all values of the temperature coefficient are
negative.
Keywords : PWR fuel assembly, enrichment, kinf, temperature coeficient, MCNP5