ANALISIS PARAMETER NEUTRONIK DALAM DESAIN TERAS PLTN TIPE PWR 1000 MWe DENGAN METODE TRANSPORT DAN DIFUSI NEUTRON

ABSTRAK
ANALISIS PARAMETER NEUTRONIK DALAM DESAIN TERAS PLTN TIPE PWR 1000 MWe
DENGAN METODE TRANSPORT DAN DIFUSI NEUTRON. PWR 1000 MWe adalah salah satu jenis
reaktor yang digunakan dalam Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Jenis reaktor ini menggunakan
air ringan (H2O) sebagai pendingin dan moderator yang dipertahankan dalam fase cair dengan cara memberi
tekanan. Dalam mendesain suatu reaktor, diperlukan batasan keselamatan dalam mengoperasikan reaktor.
Salah satu batasan keselamatan yang perlu diperhatikan adalah parameter neutronik yang merupakan besaran
yang menunjukkan karakteristik neutron di dalam teras reaktor. Dalam penelitian ini telah dilakukan
perhitungan kritikalitas teras dan distribusi faktor puncak daya reaktor termal tipe PWR berbahan bakar UO2
dengan daya 1000 MWe. Pemodelan dilakukan pada perangkat bahan bakar teras PWR dengan kisi 17x17.
Perhitungan fraksi bakar dilakukan untuk jenis bahan bakar UO2 dengan pengkayaan 3,4 % w/t U-235
menggunakan paket program SRAC-ASMBURN dengan daftar pustaka tampang lintang JENDL-3.2. Satu
perangkat bahan bakar terdiri dari 264 batang bahan bakar. Model ¼ teras digunakan dalam perhitungan
teras dengan menyelesaikan persamaan transport (SRAC-ASMBURN) dan difusi neutron 2 dimensi (SRACCITATION).
Perbedaan hasil perhitungan SRAC-ASMBURN dan SRAC-CITATION menunjukkan untuk
nilai keff adalah 0,260% lebih kecil, reaktivitas lebih teras di awal siklus 1,125% lebih kecil sedang nilai
faktor puncak daya (fpd) maksimum adalah 14,42% lebih besar. Dari hasil analisa tersebut dapat disimpulkan
bahwa paket program SRAC-ASMBURN yang berdasarkan pada persamaan transport menghasilkan nilai
yang lebih kecil dibanding dengan paket program SRAC-CITATION yang berdasarkan pada persamaan
difusi untuk nilai keff dan lebih besar untuk nilai faktor puncak daya.
Kata kunci : PWR, SRAC- ASMBURN, SRAC- CITATION, transport, difusi, reaktivitas, faktor puncak
daya
ABSTRACT
ANALYSIS OF NEUTRONICS PARAMETER IN NPP PWR-1000 MWe TYPE DESIGN USING
TRANSPORT AND DFIFUSION METHODS. PWR 1000 MWe is one of reactor types that is used in
Nuclear Power Plant. Light water (H2O) is used as coolant and moderator in PWR kept in liquid phase by
giving pressure. In reactor design, safety criteria are needed for reactor operation. One of the safety criteria
that is important to consider is the parameter of neutron characteristics in reactor core. In current study,
core criticality and power distribution calculations of PWR thermal reactor type with UO2 fuel of 1000Mwe
were carried out. PWR fuel assembly is modeled for 17 x 17. JENDL-3.2 microscopic library and used in a
burn up calculation for UO2 fuel type with 3,4 wt% low enrichment using SRAC-ASMBURN. One fuel
assembly consists of 264 fuel rods. A ¼ modeling core is used in core calculation using transport equation
code (SRAC-ASMBURN) and 2 dimension diffusion code (SRAC-CITATION). The SRAC-ASMBURN and
SRAC-CITATION calculation results show that the difference of keff values is 0,260% or less, the excess
reactivity of beginning of cycle (BOC) is 1,125% or less, while the maximum power peaking factor (PPF) is
14,42% or greater. From the analysis it is concluded that the SRAC-ASMBURN code program based on the
transport equation produces a smaller amount compared with SRAC-CITATION code program based on the
diffusion equation for keff and greater value for peak power factor value.
Keywords : PWR, SRAC-ASMBURN, SRAC-CITATION, transport, diffusion reactivity, power peaking factor