Perpustakaan Digital ITB

Kebutuhan energi listrik semakin meningkat. Namun, sumber penghasil energi listrik yang ada saat ini masih didominasi oleh bahan bakar fosil yang merugikan lingkungan. Energi nuklir merupakan sumber bahan bakar alternatif yang sedang ramai dikembangkan. Saat ini, Generation IV International forum sedang mengembangkan reaktor nuklir generasi keempat. Salah satu reaktor generasi keempat adalah European Sodium-cooled Fast Reactor (ESFR). ESFR didesain untuk mempertahankan fisi berantai selama 5,6 tahun. Penelitian ini bertujuan untuk menentukan peningkatan desain ESFR agar dapat mempertahankan fisi berantai selama 10 tahun, menentukan jumlah serta posisi burnable poison yang diperlukan untuk menurunkan excess reactivity, dan membandingkan dampak perbedaan nuclear library yang dipakai terhadap hasil simulasi. Kemampuan reaktor mempertahankan reaksi fisi dapat ditentukan dengan mencari nilai konstanta multiplikasi efektif neutron. Penelitian dilakukan dengan simulasi metode Monte Carlo menggunakan OpenMC. OpenMC menyimulasikan keadaan reaktor utuh sesuai dengan deskripsi yang dimasukkan dan memberi keluaran berupa data konstanta multiplikasi efektif neutron dan perubahan komposisi dalam reaktor. Nilai k-efektif rata-rata selama satu tahun dari ESFR adalah 1,01525 dengan rata-rata ketidakpastian ± 0,00043. Nilai ini bersesuaian dengan hasil referensi yang ada, dengan perbedaan sebesar 0,04620%. Dari hasil simulasi 1 tahun, dirancang model reaktor ESFR yang mampu mempertahankan reaksi fisi selama 10 tahun dengan memberi tambahan bahan bakar sebesar 20% dan burnable poison dalam bentuk 72 pin B4C 3% boron-10 yang dikemas dalam 18 assembly. Dirancang 5 variasi panjang pin burnable poison dan 3 variasi posisi assembly burnable poison dalam reaktor. Dari keseluruhan variasi, variasi panjang pin burnable poison 80 cm dengan variasi posisi assembly diletakkan antara bahan bakar dalam dan bahan bakar luar mampu menurunkan reaktivitas menjadi 3912,21327 pcm pada awal masa kerja reaktor. Terakhir, penggunaan nuclear library berbeda memberikan hasil reaktivitas rata-rata yang cukup berbeda, namun reaktivitas awal yang samasama di sekitar 3910 pcm. ENDF/B-VII.1 menghasilkan rata-rata selama 10 tahun sebesar 3202,07312 pcm, simulasi menggunakan library ENDF/B-VIII.0 menghasilkan reaktivitas rata-rata 2952,19668 pcm, dan simulasi menggunakan library JENDL-5.0 menghasilkan reaktivitas rata-rata 2756,01969 pcm. Perbedaan disebabkan jumlah data library yang berbeda.