Perpustakaan Digital ITB

Pada penelitian ini telah dilakukan perancangan desain neutronik dari Molten Salt Reactor (MSR) dengan daya operasi 100 MWe. Pemilihan daya yang rendah yaitu 100 MWe bertujuan agar reaktor MSR ini dapat digunakan pada daerah dengan populasi yang rendah, misalnya di luar pulau Jawa seperti daerah Kalimantan Barat ataupun pulau-pulau kecil yang transmisi listriknya terputus antar pulau. MSR merupakan salah satu konsep reaktor generasi IV yang berbahan bakar garam cair. Skema bahan bakar yang digunakan pada penelitian ini yaituThorium-Uranium alam diperkaya (Th-U), Thorium-Plutonium (Th-Pu), dan Thorium-PlutoniumAktinida Minor (Th-Pu-MA). Penggunaan Plutonium pada bahan bakar bertujuan untuk mengurangi limbah nuklir yang menjadi salah satu masalah dalam pengembangan reaktor nuklir saat ini. Pada penelitian ini akan dilakukan analisis terhadap penggunaan beberapa jenis Plutonium pada reaktor MSR berdaya 100 MWe. Analisis pertama penelitian yaitu analisis neutronik MSR 100 MWe berbahan bakar Th-Pu menggunakan beberapa pustaka data nuklida (JENDL 3.3, JENDL 4.0, dan JEFF 3.1) dengan hasil yang menunjukkan bahwa perbedaan tersebut mempengaruhi hasil parameter neutronik. Misalnya pada aspek kritikalitas, reaktor dapat beroperasi selama 2000 hari tanpa adanya pengisian ulang bahan bakar dengan minimal konsentrasi PuF4 yaitu 0.995%, 0.90%, dan 0.87% untuk masing-masing perhitungan JEFF 3.1, JENDL 4.0, dan JENDL 3.3. Kemudian pada analisis kedua mengenai perbedaan ukuran reaktor dan variasi jenis Plutonium pada MSR 100 MWe, menunjukkan bahwa reaktor yang lebih besar memerlukan fraksi PuF4 yang lebih rendah dibandingkan reaktor kecil. Selain itu, variasi jenis Plutonium yang digunakan yaitu Weapon Grade, Reactor Grade, dan MOX Grade, dengan hasil yang menunjukkan bahwa dengan Weapon Grade, reaktor membutuhkan konsentrasi PuF4 yang paling rendah yang diikuti oleh Reactor Grade dan MOX Grade, untuk masa operasi reaktor 2000 hari. Berdasarkan analisis ini, diperoleh bahwa dengan ukuran reaktor yang lebih kecil diestimasikan dapat mereduksi Plutonium lebih banyak. Kemudian dari analisis perbandingan performa neutronik MSR 100 MWe dengan skema bahan bakar Th-U dan skema Th-Pu-MA, diperoleh bahwa reaktor dapat beroperasi selama 5 tahun dengan minimal konsentrasi masing-masing UF4 (Skema Th-U) dan PuF4 (Skema Th-Pu-MA) yaitu 7.30% dan 3.87%. Selain itu ayunan reaktivitas pada skema Th-U lebih tinggi dibandingkan Th-Pu-MA, yang juga akan mempengaruhi faktor keselamatan reaktor. Selanjutnya dari analisis perbandingan jenis garam cair yang digunakan, seperti FLiBe, FLiNaK, dan FNaBe, menunjukkan bahwa garam cair FLiBe mempunyai keunggulan dalam segi ekonomi neutron karena nilai kritikalitas dan rasio konversi yang diberikan lebih unggul dibandingkan garam cair lainnya. Perhitungan neutronik yang telah dilakukan menggunakan program SRAC (PIJ dan CITATION) juga diverifikasi menggunakan program MCNP. Hasilnya menunjukkan bahwa rata-rata persentase perbedaan nilai faktor multiplikasi efektifnya (keff) keduanya sekitar 2.23%, sehingga dengan hasil tersebut perhitungan neutronik dengan program SRAC dapat diandalkan karena hal ini juga terkait dengan waktu perhitungan yang lebih singkat dan spesifikasi komputer yang tidak terlalu tinggi.