STUDI AWAL DESAIN PEBBLE BED REACTOR BERBASIS HTR-PM DENGAN RESIRKULASI BAHAN BAKAR ONCE-THROUGH-THEN-OUT. Reaktor nuklir tipe pebble bed reactor (PBR) adalah salah satu reaktor canggih dengan fitur keselamatan pasif yang kuat. Pada desain tipe ini berpotensi untuk dilakukan kogenerasi yang bermanfaat untuk pengolahan berbagai mineral di berbagai pulau di Indonesia. Operasi PBR dapat lebih disederhanakan dengan menerapkan skema pengisian bahan bakar once-through-then-out (OTTO) dimana bahan bakar pebble hanya akan melewati teras reaktor sekali. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui dampak kuantitatif dari perubahan skema resirkulasi bahan bakar terhadap performa teras PBR dan mendapatkan desain optimasi awal reaktor tipe PBR dengan skema resirkulasi OTTO. Perangkat lunak PEBBED digunakan untuk memperoleh teras setimbang PBR dengan berbagai skema resirkulasi bahan bakar. Hasil perhitungan memberikan data dampak penerapan skema resirkulasi bahan bakar berbeda, khususnya skema OTTO. Selanjutnya diperoleh desain optimasi awal desain PBR berbasis HTR-PM dengan skema siklus OTTO dimana daya harus diturunkan hingga 115 MWt untuk mempertahankan fitur keselamatan. Kesederhanaan operasi reaktor dan komponen yang lebih sedikit dengan skema OTTO tetap membuat desain optimasi awal ini menjadi alternatif desain yang menarik, meskipun daya yang diperoleh lebih kecil dari desain referensiKeywords: pebble bed reactor, once-through-then-out, HTR-PM
Konsep sistem energi VHTR baik yang berbahan bakar pebble (VHTR pebble bed) maupun blok prismatik (VHTR prismatik) menarik perhatian fisikawan reaktor nuklir. Salah satu kelebihan teknologi bahan bakar bola adalah menawarkan terobosan teknologi pengisian bahan bakar tanpa harus menghentikan produksi listrik. Selain itu, partikel bahan bakar pebble dengan kernel uranium oksida (UO2) atau uranium oksikarbida (UCO) yang dibalut TRISO dan pelapisan silikon karbida (SiC) dianggap sebagai opsi utama dengan pertimbangan performa tinggi pada burn-up bahan bakar dan temperatur tinggi. Makalah ini mendiskusikan pemodelan dan perhitungan transport Monte Carlo dalam teras HTR pebble bed. HTR pebble bed adalah reaktor berpendingin gas temperatur tinggi dan bermoderator grafit dengan kemampuan kogenerasi. Perhitungan dikerjakan denganprogram MCNP5 pada temperatur 1200 K. Pustaka data nuklir energi kontinu ENDF/B-V dan ENDF/B-VI dimanfaatkan untuk melengkapi analisis. Hasil perhitungan secara keseluruhan menunjukkan konsistensi dengan nilai keff yang hampir sama untuk pustaka data nuklir yang digunakan. Pustaka ENDF/B-VI (66c) selalu memproduksi keff lebih besar dibandingkan ENDF/B-V (50c) maupun ENDF/B-VI (60c) dengan bias kurang dari 0,25%. Kisi BCC memprediksi keff hampir selalu lebih kecil daripada kisi lainnya, khususnya FCC. Nilai keff kisi BCC lebih dekat dengan kisi FCC dengan bias kurang dari 0,19% sedangkan dengan kisi SH bias perhitungannya kurang dari 0,22%. Fraksi packing yang sedikit berbeda (BCC= 61%, SH= 60,459%) tidak membuat bias perhitungan menjadi berbeda jauh. Estimasi keff ketiga model kisi menyimpulkan bahwa model BCC lebih bisa diadopsi dalam perhitungan HTR pebble bed dibandingkan model FCC dan SH. Verifikasi hasil estimasi ini perlu dilakukan dengan simulasi Monte Carlo atau bahkan program deterministik lainnya guna optimisasi perhitungan teras reaktor temperatur tinggi.
Banyak perangkat kritik dibangun untuk memenuhi kebutuhan studi fenomena kecelakaan kritikalitas pada larutan fisil di fasilitas daur bahan bakar nuklir. Salah satu diantaranya adalah perangkat kritik SCAMP. Di perangkat ini dikerjakan eksperimen kritikalitas menggunakan bejana silindris stainless steel berisi larutan plutonium- uranium nitrat (Pu+U nitrat). Sebanyak 7 eksperimen didemonstrasikan dengan reflektor air di semua sisi permukaan bejana larutan kecuali di bagian atas bejana. Makalah ini membahas simulasi transport Monte Carlo MCNP5 dalam eksperimen kritikalitas larutan Pu+U nitrat dengan reflektor air dan polyethylene. Simulasi MCNP5 dengan pustaka ENDF/B-VI memberikan hasil yang paling dekat dengan data eksperimen terutama pada kasus A untuk varian geometri 4. Dibandingkan pustaka ENDF/B-V, perhitungan kritikalitas dengan pustaka ENDF/B-VI memberikan hasil lebih dekat dengan perhitungan MONK dimana bias perhitungannya < 0,44%, khususnya pada kasus A namun pada kasus B dan C simulasi MCNP5 dengan pustaka ENDF/B-V memberikan hasil dengan kecenderungan lebih baik dibandingkan pustaka ENDF/B-VI dengan bias perhitungan < 2,67% dan < 1,13%. Secara keseluruhan dapat disimpulkan bahwa MCNP5 telah menunjukkan reliabilitasnya dalam simulasi kritikalitas larutan Pu+U nitrat.
scite is a Brooklyn-based organization that helps researchers better discover and understand research articles through Smart Citations–citations that display the context of the citation and describe whether the article provides supporting or contrasting evidence. scite is used by students and researchers from around the world and is funded in part by the National Science Foundation and the National Institute on Drug Abuse of the National Institutes of Health.
hi@scite.ai
10624 S. Eastern Ave., Ste. A-614
Henderson, NV 89052, USA
Copyright © 2024 scite LLC. All rights reserved.
Made with 💙 for researchers
Part of the Research Solutions Family.