Anis Rohanda
Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN

Published : 3 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 3 Documents
Search

PENENTUAN DECAY GAMMA REAKTOR HTGR 10 MWth PADA BERBAGAI TINGKAT DAYA Anis Rohanda
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 20, No 2 (2016): November 2016
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (622.842 KB) | DOI: 10.17146/sigma.2016.20.2.3515

Abstract

Reaksi fisi yang terjadi dalam rektor menghasilkan sejumlah energi dalam bentuk radiasi gamma. Salah satu bentuk radiasi gamma yang penting untuk diketahui adalah gamma peluruhan (decay gamma). Decay gamma memegang peranan penting dalam perhitungan tebal perisai radiasi teras reaktor dan penentuan dosis radiasi bagi pekerja radiasi. Gamma peluruhan merupakan gamma yang berasal dari peluruhan inti dari produk fisi, produk aktivasi dan produk aktinida & anak luruhnya. Gamma peluruhan dapat ditentukan dengan code ORIGEN2.1 yang telah diverifikasi penggunaan library yang bersesuaian untuk reaktor jenis HTGR. Untuk itu perlu dilakukan penelitian untuk menentukan gamma peluruhan dalam teras HTGR dengan daya 10 MWth yang identik dengan jenis reaktor yang akan dibangun oleh BATAN yaitu Reaktor Daya Eksperimental (RDE). Parameter penting yang diperlukan dalam perhitungan antara lain variasi daya (mulai dari 1 hingga 10 MWth), siklus operasi EFPD dan komposisi massa penyusun teras. Hasil analisis menunjukkan bahwa gamma peluruhan yang dihasilkan selama reaktor beroperasi sebanding dengan daya operasi dan berbanding terbalik dengan waktu peluruhan hingga 32 tahun. Spektrum foton gamma peluruhan yang dihasilkan memiliki nilai yang tinggi pada rentang energi gamma yang rendah yaitu pada mean energy 0,01 MeV dan cenderung semakin kecil pada mean energy gamma yang tinggi. Kontribusi terbesar pada gamma peluruhan diperoleh dari gamma peluruhan hasil dari produk fisi. 
PENGUKURAN DAN PERHITUNGAN FLUKS DAN SPEKTRUM NEUTRON DI FASILI- TAS SISTIM RABBIT REAKTOR RSG-GAS Amir Hamzah; Anis Rohanda; Jaka Iman
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 20, No 1 (2016): Februari 2016
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (760.866 KB) | DOI: 10.17146/sigma.2016.20.1.3501

Abstract

Spektrum neutron pada suatu reaktor nuklir merupakan salah satu parameter penting dan menjadi karaketristik dari reaktor tersebut. Pada penelitian ini dilakukan perhitungan spektrum neutron di posisi fasilitas iradiasi RS-1, RS-2, RS-4 dan RSPN teras reaktor RSG-GAS menggunakan paket program MCNP sebagai salah satu paket pro- gram yang handal dan sangat luas dipergunakan berbasis teori Monte Carlo. Analisis spektrum neu- tron tersebut dilakukan sebanyak 50 kelompok energi dengan menerapkan opsi tally fluks mode F5. Karena hasil keluaran dari MCNP masih berupa nilai fluks ternormalisasi, maka digunakan fluks neutron rerata teras sebesar 1,05x1014 n/cm2/detik hasil keluaran program ORIGEN2.1 sebagai faktor konversi untuk mendapatkan nilai fluks neutron absolut. Hasil perhitungan spektrum neutron di fasil- itas iradiasi sistem rabbit tersebut terlihat terjadi peningkatan fluks neutron secara gradual mulai dari posisi RS-1 hingga RS-4 dan sedikit penurunan di RSPN terutama pada daerah energi yang lebih tinggi. Hasil intergral fluks neutron termal dan epitermal rerata di RS-1 hingga RSPN adalah 1,2x1013 dan 2,7x1012 n/cm2/detik. Nilai fluks neutron termal di posisi sistem rabbit tersebut cukup tinggi dan mengambil bagian sebanyak 82% dari fluks total. 
ANALISIS PERUBAHAN MASSA BAHAN FISIL DAN NON FISIL DALAM TERAS PWR 1000 MWe DENGAN ORIGEN-ARP 5.1 Anis Rohanda
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 17, No 1 (2015): Pebruari 2015
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (109.43 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2015.17.1.2234

Abstract

Teras reaktor merupakan tempat terjadinya reaksi pembelahan (fisi) yang terkendali. Komponen reaktor seperti bahan bakar, kelongsong (cladding) dan air pendingin memiliki peranan penting dalam keberlangsungan reaksi fisi. Reaksi fisi mengakibatkan terbentuknya sejumlah nuklida hasil fisi dan hasil aktivasi. Hasil fisi berasal dari reaksi tangkapan neutron termal dengan bahan fisil sedangkan hasil aktivasi berasal dari interaksi bahan non fisil seperti material kelongsong dan pendingin oleh neutron dan gamma. Pada setiap pengoperasian suatu reaktor, informasi perubahan massa bahan fisil dan non fisil sangat berguna untuk manajemen bahan bakar dalam teras, seperti pengaturan reaktivitas, optimasi dan pemuatan bahan bakar. Untuk itu perlu dilakukan penelitian mengenai perubahan bahan fisil dan non fisil tersebut dalam teras reaktor. Hal ini dapat dilakukan dengan mengamati perubahan massa dari material dalam teras reaktor. Penelitian ini memiliki tujuan untuk mengetahui perubahan massa unsur penyusun material dalam teras, seperti massa dari unsur penyusun elemen bahan bakar nuklir, kelongsong dan air pendingin setelah digunakan dalam teras. Dari perubahan massa tersebut dapat diketahui fraksi bakar atau tingkat konsumsi bahan bakar yang digunakan. Penelitian dilakukan pada basis reaktor PLTN tipe PWR buatan pabrikan asal Amerika Serikat berdaya 1000 MWe dengan menggunakan code penghitung inventori hasil fisi ORIGEN-ARP 5.1, yaitu versi terbaru dari ORIGEN dengan library khusus reaktor daya. Hasil analisis menunjukkan bahwa bahan fisil U-235 mengalami pengurangan massa hingga 58% atau lebih dari separuhnya dari massa U-235 awal untuk tiap kali siklus operasi. Bahan fertil U-238 hanya mengalami pengurangan massa sekitar 2% dari massa awalnya tiap kali siklus operasi. Lain halnya dengan bahan non fisil yang mengalami perubahan massa yang berbeda-beda untuk tiap kali siklus operasinya yang tergantung pada tampang lintang aktivasi serta laju peluruhan dan pembentukan nuklida induk. Kata kunci: bahan fisil, bahan non fisil, PWR, ORIGEN-ARP 5.1   Controlled fission reaction occurs in the reator core. Reactor components such as fuel, cladding and cooling water have an important role in the sustainability of the fission reaction. Fission reaction causes the formation of a number of fission product nuclides and activation products. Fission product nuclides are produced from thermal neutron capture reaction of fissile material while the activation products are originated from interaction of non-fissile materials such as cladding material and coolant by neutron and gamma. At each of reactor operation, the information of fuel material changes in the form of non-fissile or fissile material, is very usefull for the management of core fuel, such as for reactivity control, optimization and loading of fuel. Hence, it needs to perform a research in the fissile and non-fissile material changes in the reactor core. This can be done by observing the change of material mass in the reactor core. The objective of this research is to determine the change in mass of material in the core, such as the mass of the nuclear fuel elements, cladding and cooling water after use in the core. From mass changes can be delivered to burn up calculation or fuel consumption level. The calculation were performed on the basis of the United States PWR 1000 MWe by using a fission inventory computer code of ORIGEN-ARP 5.1, a new version of ORIGEN with specific library for nuclear power plant. The analysis results show that the U-235 fissile material having a mass reduction up to 58% or more than half from the initial U-235 mass for each operation cycle period. Fertile material U-238 was reduced by about 2% only from the initial mass for each operating cycle period. For other cases, the non-fissile material case, mass changes reduced in various for each operation cycle, depend on activation cross-sections and decay and formation rate of parent nuclides. Keyword: fissile material, non fissile material, PWR, ORIGEN-ARP 5.1