A feasibility study on fast reactor with low-enriched uranium fuel at Kyoto University Critical Assembly

Kim, Song Hyun; Pyeon, Cheol Ho; Ohizumi, Akito; Fukushima, Masahiro; Tsujomoto, Kazufumi; Unesaki, Hironobu

doi:10.1016/j.pnucene.2017.05.029

Cited by 3 publications

(6 citation statements)

References 17 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…Substitution of the molecular density of UO2 (NUO2) from equation (2) produces the atomic density of Uranium and Oxygen using equation (6)…”

Section: Simulation Methodsmentioning

confidence: 99%

“…This parameter can be freely chosen to determine the expected value of HTR criticality. Reactor criticality is a variable that express the state of the reactor to get optimum operation [6,7]. Hence, it is important to simulate the reactor state at different variation of kernel radii and UO2 enrichment before conduct the operation in order to produce the expected criticality value [8,9].…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

See 1 more Smart Citation

Simulation Of Fuel Ball Dimensional Size And Uranium Enhancement For High Temperature Reactor

et al. 2020

View full text Add to dashboard Cite

The purpose of this study was to examine the combined effect of enriching U-235 fuel and fuel fingers (Kernell) to determine its criticality (Keff). In this study, simulation of HTR (High Temperature Reactor) type reactors using MCNPX (Monte Carlo N eXtended Particles). The fuel used is UO2 which has a density of 10.4 gr / cm3, with impurity using 4 ppm Boron atom with Atomic B-10 fraction of 80.1% and B-11 of 19.9%. The variation of enrichment used is 7% to 15% and the fuel radius (Kernell) ranges from 160 µm to 340 µm. From the results, it was obtained that the optimum Keff occurs at 7% enrichment and the radius of the fuel of 310 µm was 1.01236.

show abstract

“…Substitution of the molecular density of UO2 (NUO2) from equation (2) produces the atomic density of Uranium and Oxygen using equation (6)…”

Section: Simulation Methodsmentioning

confidence: 99%

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Simulation Of Fuel Ball Dimensional Size And Uranium Enhancement For High Temperature Reactor

et al. 2020

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

“…Pengalihan pengkayaan uranium dari >90% 235 U menjadi <20% 235 U yang digagas oleh Department of Energy (DOE)-USA berdampak pada penurunan jumlah 235 U di dalam bahan bakar sehingga kinerja reaktor juga menurun [1]. Upaya untuk mempertahankan kinerja reaktor (minimal sama) seperti pada penggunaan bahan bakar dengan uranium pengkayaan tinggi (>90% 235 U), salah satu alternatif yang dilakukan adalah menggunakan bahan bakar baru yang memiliki densitas uraium tinggi sehingga jumlah 235 U dapat ditingkatkan dalam bahan bakar tanpa merubah desain maupun dimensi bahan bakar tersebut [1,2]. Peningkatan densitas uranium dari 2,96 gU/cm 3 menjadi 4,8 gU/cm 3 menyebabkan kandungan 235 U di dalam bahan bakar menjadi lebih besar sehingga dapat memperpanjang siklus operasi reaktor karena waktu tinggal (life time) bahan bakar di dalam reaktor lebih lama.…”

Section: Pendahuluanunclassified

“…Peningkatan densitas uranium dari 2,96 gU/cm 3 menjadi 4,8 gU/cm 3 menyebabkan kandungan 235 U di dalam bahan bakar menjadi lebih besar sehingga dapat memperpanjang siklus operasi reaktor karena waktu tinggal (life time) bahan bakar di dalam reaktor lebih lama. Hal ini mengurangi penggantian bahan bakar (refuelling) sehingga effisiensi dan ekonomisasi daur bahan bakar meningkat [2,3].…”

Section: Pendahuluanunclassified

PERHITUNGAN BURN UP PEB U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 PASCA IRADIASI POTONGAN BAGIAN MIDDLE

Ginting

Supardjo²,

Yanlinastuti³

et al. 2020

urania

View full text Add to dashboard Cite

PERHITUNGAN BURN UP PEB U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 PASCA IRADIASI POTONGAN BAGIAN MIDDLE. Upaya untuk mengetahui unjuk kerja bahan bakar selama dirradiasi di Reaktor Serba Guna G.A.Siwabessy (RSG-GAS) adalah melakukan uji pasca iradiasi baik secara tak merusak maupun merusak. Salah satu parameter uji pasca iradiasi secara merusak adalah penentuan burn up. Penentuan burn up bertujuan untuk mengetahui kandungan 235U yang terbakar selama digunakan di dalam pengoperasian RSG-GAS, sekaligus untuk membuktikan kesesuaian besar burn up yang diperoleh secara merusak dengan burn up yang dihitung menggunakan Origen Code oleh RSG-GAS. Oleh karena itu, pada penelitian ini dilakukan perhitungan burn up PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 secara merusak melalui analisis fisikokimia. Analisis fisikokimia bertujuan untuk mengetahui kandungan isotop 235U sisa dalam PEB U3Si2/Al serta 134Cs dan 137Cs yang terbentuk akibat reaksi fisi selama digunakan dalam reaktor. PEB U3Si2/Al dipotong pada bagian tengah (middle) secara duplo dengan berat masing-masing M-1=0,056 gPEB dan M-2= 0,075 gPEB. PEB U3Si2/Al dengan berat tersebut kemudian dilarutkan menggunakan HCl 6 N dan HNO3 6N. Hasil pelarutan diperoleh uranil nitrat UO2(NO3)2 yang mengandung uranium dan isotop hasil fisi seperti cesium, dan plutonium. Larutan UO2(NO3)2 dipipet 1mL kemudian ditransfer dari hotcell ke R.135 (diluar hot cell) untuk dilakukan pemisahan 134Csdan137Cs dari 235U dengan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung. Larutan UO2(NO3)2dipipet 100 µL ke dalam vial secara duplo kemudian ditambahkan zeolit Lampung 1000 mg dan dilakukan proses penukar kation dengan pengadukan selama 1 jam.Hasil pemisahan diperoleh isotope 134Cs dan 137Cs dalam fasa padat, sedangkan isotop uranium (238U, 235U, 234U) dan plutonium (239Pu, 238Pu) serta isotope lainnya dalam fasa cair. Pemisahan uranium, plutonium dari isotope lainnya dilakukan dengan metode kolom penukar anion menggunakan resin Dowex 1200 mg. Besarnya kandungan isotop 235U,134Cs,137Cs, 239Pu dan 238Pu selanjutnya diukur menggunakan spektrometer-α/g dan digunakan untuk perhitungan burn up. Hasil perhitungan burn up PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 pasca iradiasi potongan bagian middle diperoleh sebesar 41,6560 ± 1,6870%. Besar burn up ini tidak jauh berbeda dengan burn up yang diperoleh dari perhitungan menggunakan Origen Code sebesar 40%.Kata kunci: U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3, cesium, uranium, pemisahan, burn up.

show abstract

“…Uji non-destructive bertujuan mengetahui dan mendeteksi adanya cacat pada permukaan, distribusi hasil fisi spektrum gamma, pengamatan visual dan mengukur tebal atau diameter pelat elemen bakar (PEB) U3Si2/Al. Hasil pengujian non destructive terhadap PEB U3Si2/Al menunjukkan performance yang baik karena tidak ada cacat maupun sifat anomali yang ditunjukkan [1], [2]. Sementara itu, uji merusak bertujuan untuk mengetahui metalografi atau ceramografi yang disebabkan adanya interaksi antara U3Si2/Al dengan bahan kelongsong AlMg2 maupun interaksi meat U3Si2 dengan matriks Al yang disebabkan oleh radiasi serta uji fisiko-kimia untuk mengetahui berat hasil fisi dengan cara melakukan pemisahan cesium maupun uranium dalam bahan bakar yang telah dilakukan iradiasi di reaktor.…”

unclassified

PEMISAHAN CESIUM DALAM BAHAN BAKAR U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 BURN UP 60% POTONGAN BOTTOM

Saputri¹,

Indaryati²,

Haryati³

et al. 2021

urania

View full text Add to dashboard Cite

PEMISAHAN CESIUM DALAM BAHAN BAKAR U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 BURN UP 60% POTONGAN BOTTOM. Telah dilakukan pemisahan cesium dalam bahan bakar U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 burn up 60% menggunakan bahan zeolit Lampung pada metode penukar kation. Burn up bahan bakar pasca iradiasi dapat ditentukan dengan indikator burn up menggunakan isotop cesium. Pemisahan bertujuan untuk mendapatkan berat cesium yang akurat sehingga perhitungan nilai burn up secara merusak juga dapat dilakukan secara tepat. PEB U3Si2/Al dipotong pada bagian Bottom secara duplo lalu ditambahkan pelarut HCl 6 N dan HNO3 6N. Satu mL larutan bahan bakar U3Si2/Al dimasukkan ke dalam botol vial dan ditransfer dari hotcell 109 ke laboratorium radiasi aktivitas sedang (R.135). Larutan bahan bakar U3Si2/Al diencerkan menjadi 25 mL dan dipipet 50 µL ke dalam vial secara duplo dan ditambahkan 1000 mg zeolit Lampung, kemudian dilakukan pemisahan 134Cs dan137Cs dari 235U dengan metode penukar kation secara batch selama 60 menit. Hasil pemisahan diperoleh isotop 134Cs dan 137Cs dalam fasa padat, sedangkan uranium (238U, 235U, 234U) dan isotop lainnya dalam fasa cair. Besarnya berat isotop 134Cs dan137Cs selanjutnya diukur menggunakan spektrometer-γ. Hasil pemisahan diperoleh berat isotop 137Cs dan 134Cs dalam larutan PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 burn up 60% potongan Bottom masing-masing B-1=0,00003283 g/0,036gPEB dan B-1= 0,000000147 g/0,036gPEB, sedangkan untuk potongan B-2=0,00003290 g/0,037gPEB untuk 137Cs dan B-2= 0,000000222 g/0,037gPEB untuk 134Cs. Pemisahan cesium dalam 50 µL larutan PEB U3Si2/Al burn up 60% potongan Bottom dengan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung seberat 1000 mg diperoleh hasil yang baik.Kata kunci: U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3, burn up 60%, cesium, pemisahan.

show abstract

A feasibility study on fast reactor with low-enriched uranium fuel at Kyoto University Critical Assembly

Cited by 3 publications

References 17 publications

Simulation Of Fuel Ball Dimensional Size And Uranium Enhancement For High Temperature Reactor

Simulation Of Fuel Ball Dimensional Size And Uranium Enhancement For High Temperature Reactor

PERHITUNGAN BURN UP PEB U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 PASCA IRADIASI POTONGAN BAGIAN MIDDLE

PEMISAHAN CESIUM DALAM BAHAN BAKAR U<sub>3</sub>Si<sub>2</sub>/Al DENSITAS 4,8 gU/cm<sup>3</sup> BURN UP 60% POTONGAN BOTTOM

Contact Info

Product

Resources

About