OPTIMASI DESAIN TERAS DAN KOMPOSISI BAHAN BAKAR FISIL DUAL FUEL MOLTEN SALT REACTOR (MSR) DENGAN BAHAN BAKAR UF4-LiF-ThF4 DAN BLANKET ThF4-LiF

PAKSI PRATITA MURTI, Dr. Ir. Andang Widiharto, M.T.; Dr.AlexanderAgung,S.T.,M.Sc

2019 | Skripsi | S1 TEKNIK NUKLIR

Molten Salt Reactor (MSR) adakah salah satu jenis reaktor generasi IV. Reaktor ini menggunakan bahan bakar fisil Uranium 235 untuk startup. Setelahnya, bahan bakar fisil akan digantikan oleh bahan bakar fertil yaitu material Uranium 238 dan Thorium 232 yang persediannya lebih melimpah di alam Tujuan penelitian ini adalah mendapatkan desain optimum dari geometri teras reaktor dan komposisi bahan bakar fisil Uranium 235 dual fuel MSR. Variasi pengayaan bahan bakar ada 4 (2,5%, 5%, 7,5%, dan 10%), dan jari-jari kanal bahan bakar (2 cm sampai 7 cm, dengan selisih 0,5 cm). Aspek neutronik yang dianalisis adalah faktor multiplikasi efektif (keff), rasio konversi (CR), serta aspek keselematan melekat yaitu koefisien reaktifias suhu dan void. Perhitungan neutronik dilakukan dengan program Monte Carlo N-Particle Extended (MCNPX). Berdasarkan hasil penelitian, didapatkan hasil dual fuel MSR pada pengayaan bakar sebesar 5%, dan jari-jari kanal bahan bakar 2,5 cm. Nilai keff dan CR masing-masing adalah sebesar 1,0027 ± 0,00115 dan 0,6012039.Pada kondisi ini desain optimum pada saat pembiakan awal belum tercapai disebabkan nilai CR yang belum memenuhi syarat sebagai reaktor pembiak (CR > 1). Penyebabnya adalah reaktor beroperasi dengan bahan bakar fresh fuel (segar) serta produksi material fisil dari material fertil memerlukan waktu untuk meluruh dan komposisi bahan bakar yang fisil yaitu material Uranium 235 lebih inferior dibandingkan dengan Uranium 233 Sementara koefisien reaktifitas suhu dan void masing-masing sebesar - 0,0007/K dan -0,0006/%void. Nilai koefisen reaktifitas yang bernilai negatif menunjukkan desain memenuhi syarat keselamatan melekat.

Molten Salt Reactor (MSR) is one type of generation IV reactors. This kind of reactor uses fuel fissile Uranium 235 for the startup. After some period time, the fissile fuel will be replaced by fertile fuel that is Uranium 238 and Thorium 232 which is more abundant in nature. The purpose of this study is to get the optimum design of geometry core reactor and composition of the fsil fuel Uranium 235 dual fuel MSR. There are 4 variations of fuel enrichment (2.5%, 5%, 7.5% and 10%), and the radius of the fuel channel (2 cm to 7 cm, with a difference of 0.5 cm). Neutronik analyzed aspect is the effective multiplication factor (keff), conversion ratio (CR), and aspects of inherent safety of coefficient of temperature and void reactivity. Neutronic Calculations performed by the program Monte CarloN-Particle Xtended(MCNPX). Based on the research, obtained condition the enrichment of fuel by 5% and a radius of fuel channels by 2.5 cm. Value of keff and CR respectively amounted are 1.0027 ± 0.00115 and 0.6012039. The condition of optimum design didn't get yet because reactor is operated using fresh fuel so that production of fissil material from fertil material need time to decay and Uranium 235 fuel is more inferior than Uranium 233 fuel. While the coefficient of tempertaure and void reactivity respectively -0.0007 / K and 0.0006 /% void. The value of coefficient of reactivity is negative and inherent safety design requirement is fulfilled

Kata Kunci : Kata kunci :MSR, dual fuel, desain optimum, faktor multiplikasi efektif, rasio konversi, koefisien reaktifitas suhu, koefisien reaktifitas void.