Perpustakaan Digital ITB

HTTR merupakan reaktor HTGR tipe prismatik yang dikembangkan oleh Jepang. Reaktor ini dapat beroperasi dengan temperatur outlet sebesar 950°C dan panasnya dapat dimanfaatkan untuk kogenerasi listrik dan produksi hidrogen. Pada penelitian ini dilakukan analisis neutronik pada reaktor HTTR berbahan bakar UO2 dan (Th, U-233)O2 dengan pendingin helium menggunakan modul PIJ dan CITATION pada kode SRAC2006 dengan basis data JENDL-4.0. Perhitungan sel menggunakan dua jenis model, yaitu dengan dan tanpa pendefinisian sel mikroskopik pada compact bahan bakar dan perhitungan teras reaktor menggunakan geometri triangular-z dan heksagonal-z. Parameter neutronik yang dianalisis adalah k-eff, rasio konversi, perubahan densitas material fisil dan fertil, spektrum neutron, distribusi rapat daya, dan power peaking factor. Hasil perhitungan yang diperoleh untuk setiap parameter neutronik dengan model 1 dan 2 cukup berbeda pada UO2, tetapi mirip pada (Th, U-233)O2. Nilai k-eff lebih besar pada model 1. Rasio konversi cenderung meningkat selama burnup dan bernilai lebih besar pada model 2. Spektrum neutron UO2 dan (Th, U-233)O2 dominan pada daerah energi termal. Perhitungan untuk kedua jenis geometri teras memiliki hasil yang mirip dengan nilai k-eff yang lebih besar pada geometri triangular-z. Rapat daya maksimum terletak pada blok bahan bakar paling tengah dan atas pada teras reaktor. Nilai peaking factor kurang dari 1,2 pada arah X dan Y dan sekitar 1,8 pada arah Z. Rapat daya rata-rata teras adalah 2,4636 W/cm3. Hasil analisis neutronik menunjukkan keunggulan dari penggunaan bahan bakar thorium dibandingkan dengan uranium.