Perpustakaan Digital ITB

Salah satu reaktor riset oleh General Atomic yang sedang beroperasi di Indonesia adalah reaktor TRIGA 2000 Bandung. Reaktor TRIGA (Training, Research and Isotope Production) didirikan dengan tujuan penelitian, pelatihan, produksi radioisotop, dan kebutuhan iradiasi sampel. Reaktor ini merupakan tipe TRIGA MARK II yang beroperasi kritis sejak tahun 1946 dan mengalami penurunan kritikalitas yang cukup signifikan. Isu dekomisioning terus digencarkan sebagai persiapan langkah-langkah baru untuk memperbaiki utilisasi reaktor riset TRIGA 2000 Bandung. Upaya reshuffling dalam mempertahankan kekritisan telah dilakukan, namun menimbulkan faktor puncak daya yang cukup tinggi sehingga menyebabkan peningkatan konsentrasi panas pada daerah lokal saluran pendingin. Daerah tersebut berpotensi terjadi pendidihan cairan di saluran pendingin. Hal tersebut mendorong peneliti untuk melakukan analisa komprehensif berupa kajian kopling neutronik dan termal-hidrolik menggunakan kode OpenMC-COOLODN2. Kajian awal pada penelitian ini dilakukan perhitungan komposisi wt% tiap elemen bahan bakar dengan menggunakan parameter burn-up history yang telah disediakan. Komposisi elemen bahan bakar TRIGA 2000 Bandung berupa campuran U-ZrH (Uranium Zirkonium Hidrida). Selanjutnya dilakukan validasi dengan cara membandingkan hasil parameter neutronik antara perhitungan OpenMC dan MCNP. Parameter yang digunakan adalah nilai faktor multiplikasi efektif (k-eff) dan nilai APF (Axial Power Peaking Factor) maksimum pada elemen bahan bakar F7 tanpa faktor deplesi. Parameter fisis lain digunakan sebagai penguatan data seperti PPF (Power Peaking Factor), spektum fluks neutron, reaction rate, distribusi fluks neutron, dan distribusi kepadatan daya pada variasi penarikan batang kendali 60% - 100%. Perhitungan faktor deplesi juga telah dilakukan pada variasi daya 100 kW - 600 kW dengan menghitung k-eff dan excess reactivity selama 1 tahun (time-step 12 bulan). Output perhitungan ini berupa profil persentase burn-up untuk masing-masing elemen bahan bakar mulai dari BoL (Beginning of Life) hingga EoL (End of Life). Data daya linear aksial pada bahan bakar terpanas (hottest fuel) tepatnya pada elemen B1 digunakan untuk parameter pembanding dengan hasil eksperimen pengukuran suhu thermocouple. Perhitungan ini menggunakan kode termal-hidrolik berbasis steady state berupa COOLODN2. Analisa mencakup karakteristik distribusi suhu pada fuel/cladding/superheat/ coolant dan DNBR. Kode OpenMC telah tervalidasi yang menunjukkan kesesuaian dan keakuratan dengan perbedaan nilai error (%?????) konsisten kurang dari 1%. Hasil perhitungan k-eff dan excess reactivity (%?????/????) tanpa deplesi menunjukkan bahwa reaktor dapat beroperasi kritis jika menggunakan lebih dari 50% penarikan batang kendali. Peningkatan persentase penarikan batang kendali efektif menurunkan nilai PPF maksimum pada arah aksial maupun radial. Spektrum fluks neutron menunjukkan operasi reaktor dominan pada daerah neutron termal. Kenaikan persentase penarikan batang kendali sebanding dengan profil kenaikan spektrum fluks neutron dan reaction rate. Selanjutnya, perhitungan deplesi inti reaktor dengan daya 100 kW- 600 kW selama 1 tahun pada dua kondisi (operasi 5 jam tiap minggu dan realtime) menunjukkan perbedaan signifikan pada nilai k-eff dan excess reactivity. Semakin besar daya, maka jumlah neutron untuk berfisi lebih besar sehingga mempercepat konsumsi bahan bakar fisil. Berdasarkan analisa termal-hidrolik menggunakan COOLODN2 terkait distribusi suhu fuel, cladding, superheat, coolant pada hottest fuel (elemen B1) menunjukkan kondisi yang masih memenuhi standart kesalamatan operasional khususnya pada rentang daya 100 kW – 400 kW. Hasil simulasi menunjukkan distribusi suhu bahan bakar yang lebih tinggi daripada hasil aktual (eksperimen). Hal ini memberikan justifikasi reaktor dalam kondisi aman dan di bawah batas operasi SCRAM yang didukung dengan syarat minimum nilai DNBR >1,3. Penggabungan analisis neutronik dan termal-hidrolik (N/TH) diharapkan dapat memberikan informasi mendalam terkait performa reaktor TRIGA 2000 Bandung saat ini. Selain itu, berguna sebagai referensi dalam melakukan pengembangan utilisasi dan revitalisasi elemen bahan bakar untuk meminimalisir adanya superheating yang berlebih sehingga dapat menekan perilisan bubble di dalam inti reaktor.