Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamalnn PLTNserln Fasililas Nuklir

Serpong, 9-10 Februarl1993PRSG. PPTKR - BATAN

ANALISIS PEMBANGKITAN BAHANG GAMMA(GAMMA HEATING) TERAS RSG GAS

Oleh

Setlyanto, HudihastowoPusat Reaktor Serba Guna - Badan Tenaga Atom Nasional

SusyadiMahasiswa Teknik Nuklir Fakultas Teknik, Universitas Gadjah Mada

ABSTRACTANALISIS PEMBANGKITANBAHANGGAMMA (GAMMAHEA TING) TERAS RSG­

GAS. Telah dilakukan perhitungan dan analisis pembangkitan bahang gamma (gamma heating) terasRSG-GAS. Perhitungan dilakukan dengan peket program GAMSET yang telah disesuaikan dengankondisi dan karateristik teras RSG-GAS. Diperoleh hasil bahwa bahang gamma maksimum sebesar6.25 Wig dalam grafit, terjadi pad posisi CIP-2. Dari hasil tersebut serta analisis yang dibuat, dapatdisimpulkan bahwa: (1) Besarnya bahang gamma RSG-GAS tersebut dapat diterima (layak). dan (2)Bahwa salah satu keuntungan bagi reaktor riset seperti RSG-GAS yang menggunakan elemen bakarpengkayaan rendah, adalah pembangkitan bahang gammanya lebih rendah bila dibandingkan dengan

reaktor sepadan yang menggunakan eleme~ bakar pengayaan tinggi.ABSTRACT

ANALYSIS OF THE GAMMA HEA TING GENERATION IN THE RSG-GAS CORE.

The analysis of the gamma heating in the RSG-GAS reactor core has been done using the modifiedGAMSET computer code. The maximum value of gamma heating is 6.52 Wig for graphite, obtainedin the CIP-2 position. From the calculation result and analysis, it can be concluded that: (1) the resultis reasonable, and (2) The gamma heating in the LEU core is smaller than that in the REU core.

PENDAHULUANReaktor Serba Guna G.A Siwabessy (RSG-GAS)

yang telah beroperasi selama kurang lebih 5 tahun telahmencapai daya kerja 30 MW. Reaktortersebuttermasukjenis reaktor riset generasi baru yang menggunakan

elemen bakar U)OgAI dengan pengayaan rendah (20%)dan reflektor blok berilium pada dua buah sisinya, sertamemiliki bentuk teras dengan "Central Irradiation Posi­tion" (CIP) pada pusatnya, beberapa "Irradiation Posi­tion" (IP) baik di teras maupun di reflektornya. Dengankondisi teras seperti ini, RSG-GAS memiliki parameterfisika (spektrum neutron, dimensi kritis, bahang gamma,dan lain-lain) yang berbeda bila dibandingkan denganreaktor lain yang beroperasi pada daya yang sepadan.

Sesuai dengan fungsinya, dimana RSG-GASmerupakan reaktor riset dan reaktor uji material, besaranbahang gamma (gamma heating) merupakan parameteryang harus diketahui, karena sangat diperlukan sebagaimasukan dalam pembuatan analisis keselamatan bagifasilitas eksperimen yang akan ditempatkan di dalamteras reaktor.

Dalam makalah ini disampaikan analisislperhitungan distribusi bahang gamma di berbagai posisiiradiasi di dalam teras reaktor RSG-GAS. Perhitungandilakukan dengan menggunakan paket programGAMSET, sedangkan scbagai teras acuan digunakan te-

119

ras RSG-GAS dalam kondisi TWC (Typical WorkingCore). Paket program GAMSET, pertama kalidipersiapkan untuk menghitung bahang gamma padateras reaktor SILOE di Perancis (daya 35 MW), denganhasil yang memuaskan (I), dan saat ini program tersebuttelah berhasil diadaptasikan untuk RSG-GAS.

Berdasarkan persetujuan international, dimanasatuan standar bahang gamma adalah watt/gram didalam grafit, dan sekaligus untuk menunjang rencana

pengukuran bahang gamma dengan kalorimeter grafit,maka perhitungan inijuga dilakukan untuk menghitung

pemanasan dalam bahan grafit.

TEORI DASAR

Apabila berkas radiasi gamma dengan intensitas 10gamma/s melewati medium setebal x em, makaintensitasnya akan berkurang menjadi I, di mana:

I= 10exp {-(IlJr). Lx)}

sedangkan intensitas yang terserap la adalah :la = 10 [1 - exp {-(Ill r). r .x}]

denganIII r = adalah koefisien serapan massa dari bahan/me

dium, danr = adalah massa jenis bahan.

Prosiding Seminar Teknofogi dan Kesefama~1I PLTNser~ Fasililas Nuklir

Penurunan intensitas tersebut juga disertai dengankehilangan sebagian energi yang di transfonnasikanmenjadi bahang di dalam medium, dan besar bahangtersebut adalah :

cI> = k . la . E

dimana :k = 1.6 10-13 J/Mev.

E = Energi gamma (MeV).

Ketiga persamaan diatas adalah persamaan dasaryang hanya berlaku pada keadaan khusus dengan energigamma tunggal, namun apabila spektrum energigammanya diperhitungkan, di mana hal tersebut sangatmempengaruhi harga koefisien serapan III r,maka untukberbagai lapisan medium, persamaan (3) menjadi :

cI> = kJ:.Ia(i).E(i)

dengan .

la(i) = lo(i) [1 - exp{ -~(Ill n(Ij)' rG) . xU)}]

dimana,i = adalah kelompok energi gamma.j = jenis bahan yang dilewati.

Kedua persamaan terakhir diatas adalah persamaandasar yang digunakan pada program GAMSET dalammenghitung besamya bahang gamma dalam sua~u target.

Disamping itu GAMSET membagi energi dalamtiga kelompok (i=3), masing-masing 0.1; 0.5 dan 1.5MeV, dan mampu menghitung bahang dalam 99 jenis

\\

\.

\

Serpollg. 9-10 Februari 1993PRSG. PPTKR -BATAN

bahan (j = 99) yang tersusun dalam geometri silindersepusat dengan jumlah lapisan sebanyak 30 lapis.GAMSET juga menghitung besamya koreksi bahangyang diakibatkan oleh neutron cepat dan radiasi daritangkapan radiatif dalam target dan dalam strukturpenunjangnya.

Dalam perhitungannya GAMSET mengasumsikanbahwa sumbergamma berasal dari masing-masing elemenbakar intensitas awal 10(1) proporsional terhadapkontribusi daya yang diberikanoleh clemen bakartersebut(Iihat tabel : I). Selanjutnya intensitas gamma tersebutdianggap terkonsentrasi pada pusat clemen bakar sehinggamerupakan sumber garis setinggi elemen bakar itu sendiri.(lihat gambar: I).

DATA DAN PERHITUNGAN.

Kondisi teras ReaktorPerhitungan bahang gamma dilakukan untuk daya

30 MW pada posisi iradiasi erp (4 posisi) dan rp (4posisi), dimana pada posis tersebut diperkirakanmempunyai bahang gamma yang tinggi dan paling efektifdigunakan sebagai tempat eksperimen. Berikut adalahsusunan elemen bakar dalam teras dan distribusi dayayang diberikan oleh setiap elemen bakar :

III/\

a. Modelisasi sumber gammadari elemen bakar.

Sumber' gammagar·is.

Target Sumber ganunatitik

b. Model geometri targetdan perambatan gamma

Gambar 1.

Model sumber-target dalam GAMSET

120

HASIL PERHITUNGAN DAN PEMBAHASAN

Prosiding Seminar Teknologi dan Keselama/an PLTNser/a Fasililas Ntiklir

Tabel: 1.

Susunan perbandingan kontribusi daya tiap-tiap elemenbakar teras RSG-GAS pada daya 30 MW kondisi TWCdalam satuan MW.

5 Aluminium6 Air

Serpong, 9-10 Februari 1993PRSG. PPTKR - BATAN

1.27 - 1.601.60 - 2.26

0.610.5440.550.500.40.6 80.469

0.71311'10.5 880.6940.460.694

0.6880.7440.7380.700kJ.7880.7130.513

0.6130.700Icll' 2

0.78111'20.600

0.600

11'30.7063 40.7190.6810.656

0.669

0.6810.6500.6811 0.6810.7130.7()(0.65(0.45(

0.6690.57~ 11'4P.7190.4690.619

0.4630.5000.5810.4690.619

Hasil PcrhitunganDengan data seperti tersebut diatas, diperoleh nilai

bahang gamma, bahang dari neutron cepat, interaksiradiatif dan bahang grafit dan stmktur pendukungnyasebagai berikut :

Tabel 2.

Hasil Perhitungan bahang dari gamma teras, neutrontermal, neutron cepat dan bahang total yang terjadi padaseluruh bahan kalorimeter dan struktur.

Dengan komposisi elemen bakar U30gAI denganpengayaan 20% U-235 besarnya intensitas gamma untuksetiap kelompok energi diperoleh :

- Kclompok- Energi (MeV)- Spektmm- Intensitas (10)

(oox 1017 gamma/MW S)

1

0.16

10.04

20.5

3.7

6.19

31.51

1.67

a. Posisi : IP-I

Besar bahang (WIg)Jenis Bahan gamma lera:

n. tennaln. cepattotal

1. Grafit5.230.28u.42.5.93

2. SS-3048.190.360.028.57

3. Air5.850.225.6311.70

4. Aluminium

5.380.330.085.79

Fluks neutron pada ke delapan posisi adalahsebagaiberikut :

Posisi Fluks neutron(00 x 1014 n/cm2 s)termal

cepa t

CIP-I

2.31360.5793CIP-2

2.35810.5984CIP-3

2.26870.5592CIP-4

2.32870.5814IP-I

2.32870.6470IP-2

2.08560.7612IP-3

1.85890.6699IP-4

1.86340.6650

Dimensi Target.Untuk mcndukung rencana penentuan distribusi

bahang gamma dengan pengukuran langsung, makadalam perhitungan ini diambil sebagai targetnya adalahsebuah kalorimeter dengan bahan sensor dari grafit.Disamping itu di luar kalorimeter juga terdapat tabungpengarah serta bahan-bahan stmktur lainnya yangberfungsi sebagai penyangga kalorimeter. Dimensikeseluruhan bahan-bahan tersebut adalah :

b. Posisi : CIP-2

Besar bahang (WIg)enis Bahan gamma lera:

D. lennalD. cepattotal

1. Grafit5.790.340.396.52

2. SS-3048.910.440.029.39

3. Air5.480.275.2011.93

4. Aluminium

5.950.410.076.43

Tabel3.

Besamya gamma (total) di dalam grafit sebagai fungsiposisi (CIP dan IP)

No. PosisiBahangtotal (WIg)1.

CIP-I 5.842.

CIP-2 6.523.

CIP-3 5.734.

CIP-4 5.835.

IP-I 5.936.

IP-2 6.207.

IP-3 5.848.

IP-4 5.83

No. Jenis bahan1 Grafit2 Gas Helium3 SS-3044 Air

Radius ( Cm )0.0 - 0.250.25 - 0.400.40-0.450.45 - 1.27

121

Pcmbahasan

Dari tabel diatas terlihat bahwa bahang gammateras RSG-G AS maksimum dalam grafit sebesar 6.52 WIg, yaitu pada posisi CIP-2. Harga tersebutjauh lebih kecildari harga estimasi yang diberikan oleh disainer

Prosiding Seminar Teknologi dan KeselamalDlI PLTNserlD Fasililas Nuklir

reaktor (Interatom), yaitu diperkirakan sekitar 12 Wig.Namun bila dibandingkan dengan bahang gamma padareaktor sepadan, misalnya reaktor SILOE di Perancisyang memiliki harga bahang total 9.25 Wig, (yangdihitung dengan program yang sarna dan telah diverifikasidengan pengukuran langsung) (I), maka hasil perhitunganuntuk RSG-GAS tersebut tidakjauh berrbeda. Adapunselisih yang timbul dapat berasal dari perbedaankarakteristik reaktor yang dapat diterangkan sebagaiberikut :

RSG-GAS SILOE

Serpong. 9-10 Februari 1993PRSG. PPTKR -BATAN

menggunakan elemen bakar pengkayaan rendah,membutuhkan jumlah elemen bakar yang lebih banyak.Hal ini berarti volume teras menjadi lebih besar, sehing­ga kerapatan radiasi gammanya menunm, demikianjugapemanasan gammanya juga berkurang seperti hasilperhitungan yang ditunjukkan diatas.

Hasil tersebut merupakan informasi penting dankeuntungan bagi RSG-GAS dan reaktor sejenis yangmenggunakan elemen bakarpengkayaan rendah, dimanabahang gammanya menurun, sehingga efekpemanasannya terhadap fasilitas iradiasijuga berkurang.

Dari perbedaan daya bahang gamma di RSG-GAShanya 85 % dari bahang di reaktor SILOE, sehinggaapabila daya kedua reaktortersebutsama, maka perbedaanbahang gamma yang sebenamya hanya sekitar 20 %.Perbedaan tersebut berasal dari tingkat pengakayaanelemen bakaryangjauh berbeda, diman RSG-GAS yang

Daya termalPengkayaan

30MW20%

35MW90 %

KESIMPULAN

Dari hasil perhitungan dan analisis tersebut diatas,dapat disimpulkan bahwa :- Bahanggamma maksimum yang diperoleh sebesar 6.52

W/g cukup baik dan dapat diterima.- Reaktor dengan elemen bakar penga yaan rendah mem­

berikan keuntungan khusus, yaitu efek pemanasangammanya lebih kecil bila dibanding dengan reaktorsepadan yang menggunakan elemen bakar pengayaantinggi.

DAFfAR PUSTAKA

1. SETIY ANTO, "Puissance deposee par Ie rayonnement gamma dans Ie reacteur SILOE. Mesures par calorimatrieet et ca1cul par Ie code GAMSET. Applications aux experiences complexes. "Desertasi doktor pada InstitutNational Polytechique de Grenoble - France. Maret 1991.

2. IAEA, "Detem1ination of absorbed dose in reaktor." Technical report series no. 127 - 1971

3. H.PETITCOLAS, "Calorimetre de type TG pour la mesure des de[ots d'energie dans Ie reacteur, discription etprinciple d'ulitisation." CENG/Piles/Dos - 5/1982.

DISK USI

BAMBANG HERUT0MO :

1. Seberapa besar pengaruh bahang gamma terhadap kenaikan Temperatur CIP cel2. Program apa yang digunakan untuk menghitung pembangkitan bahang gamma di RSG3. Kriteria-kriteria apa yang saudara ambil dalam mengelompokkan spektrum gamma. Mohonjelaskan.

SETIY ANTO :

1. Tergantung bahan penyerap yang ada di CIP tersebut. Misal : Grafit,Al atau Zirconiun1, dl1.Semakin besar no-atom penyerap, semakin tinggi efek pemanasannya.

2. Program GAMSET (telah ditulis dalam makalah dan diuraikan dalam penyajian)3. - Sifat fisis bahan penyerap senagai fungsi energi gamma

- Jenis interaksi gamma-materi- model spektrum gamma didalam teras

DARYONO:

Perbedaan hasil pengukuran yang dilakukan disini dan informasi dari designertersebut, apakah dengan menggunakanprosedur yang sarna ?1. Pengukuran real time?2. Delay time?

SETIY ANTO :

1. Yang telah dilakukan di RSG-GAS baru perhitungan saja, sedang pengukurannya belum2. Namun demikian, rencana pengukuran yang akan dilakukan adalah pengukuran real time.

122

Prosiding Seminar Tekn%gi dan Kese/amaliln PLTNserlil Fasililas Nuk/ir

Serpong, 9-10 Februari 1993PRSG. PPTKR - BATAN

PENGUKURAN SPEKTRUM NEUTRON PADASISTEM RABBIT RSG-GAS

Oleh

Surlan Plnem, Iman Kuntoro

Pusat Reaktor Serba Guna - Badan Tenaga Atom Nasional

ABSTRAKPENGUKURAN SPEKTRUM NEUTRON PADA SISTEM RABBIT RSG-GAS. Pengu­

kuran spektrum neutron pada sistem rabbit RSG-GAS telah dilakukan dengan metode aktivasi. Detek­tor keping sebanyak 12 jenis digunakan dalam eksperimen yang dapat mendeteksi neutron termalsampai neutron cepat. Untukdaerah termal dan epitermal kepingdibungkus dengan cadmium. Lajureaksi dari keping diukur dengan detektor Ge (Li) dan Multi-Channel Analyzer (MCA) dengankesalahan sekitar 5 %. Kode komputer yang digunakan dalam menentukan spektrum neutron ada­lah SAND PO1. Hasil integral fluks neutron pada fasilitas sistem rabbit RSG-GAS adalah 1,59.1013

n/cm .s pada day a 1 MW.ABSTRACT

NEUTRON SPECTRUM MEASUREMENT ON RABBIT SYSTEM RSG-GAS. The neu­

tron spectrum on rabbit system RSG-GAS has been performed by activation method. Total 12 kindof foils detector used in the experiment that can detected thermal neutron until fast neutron. Forthermal and epithermal region the foil were covered by cadmium. The Rate reaction of foils measuredby Ge (Li) detector and Multi-Channel Analyzer (MCA) with error 5 %. Computer code used fordetermine neutron spectrum is SAND PO1.Results of integral neutron flux on the rabbit system RSG­GAS is 1.59.1013 n/cm.s at 1 MW.

PENDAHULUAN

Pengukuran karakteristik spektrum neutron didalam reaktor pada daerah energi termal sampai neutroncepat sangat penting bagi pemanfaatan reaktor. Banyakmetode yang sudah dikembangkan untuk tujuan ini.Metode aktivasi mempunyai keuntungan dimana ukurankeping sangat kecil sehingga dapat ditempatkan padadaerah yang diinginkan, selain itu intensitas gammanyabaik dan radiasi latar belakang tidak mempengaruhiharga fluks yang sebenarnya.

Dalam makalah ini akan dijelaskan pengukuranspektrum neutron padasistem rabbitRSG G.A. Siwabessydan evaluasi karakteristik spektrum neutron. Programunfolding yang digw1akan dalam percobaan ini adalahSANDPOl'). Pengukuran spektrum dalam program inimemerlukan input berupa data aktivitas jenuh neutron,data tampang lintang tergantung energi dan spektrumawa 1.U mumn ya metode aktivasi kep ing sangat sederhana,tetapi ketelitian dari hasil pengukuran tergantung kepadapemilihan keping, massa, waktu iradiasi, pencacahanaktivitas, faktor dipressi flux dan perisai diri. Kepingyang digunakan dalam eksperimen ini sangat tipisdimana teba\ maksimum 0,25 mm untuk neutron cepatdan 0,05 mm untuk neutron termal dan epiterma\ sehinggakesalahan akibat depresi fluks dari perisai diri pada per­hitungan aktivitas jenuh diabaikan.

123

TEOR!

Bila keping aktivasi di iradiasi pada waktu t, makaaktivitas yang dihasilkan adalah :

t

A = A. No I a (E) I cj> (E,t) dt dEo 0

dimana :

A. = konstanta peluruhanNo = jumlah atoma = tampang \intangcj> = fluksAktivitas dapat diukur dengan mengiradiasi keping

di dalam reaktor.

Aktivitas keping setelah diiradiasi dengan waktu tidan waktu tunggu tw adalah :

M DC = ---------. ---------------------

No.1ll (l-e->..tl) (e >..'W)

dimana:

M = massa atom keping (gram)No = bilangan AvogadroC = aktivitas keping yang teriradiasi di

reaktor (dps/gr).D = laju cacah total (dps)

Prosidillg Semillar Tekllologi daJl Keselamalall PLTNserla Fasililas Nuklir

ti = waktu iradiasi (detik)tw = waktu tunggu (detik)J... = konstanta peluruhanm = massa (gram)

Efek perisai diri neutron dari keping tidakdihitung. Menurut laporan W.L. Zijp, semua kepingyang digunakan dalam eksperimen ini mempunyaikesalahan sekitar 1,76 %.

Aktivitas jenuh diperoleh dari keping-keping yangberbeda dan spektrum awal pada posisi yang diukurdigunakan sebagai informasi input dari SAND PO 1.

Spektrum awal yang digunakan adalah 5) :

- Fungsi spektrum Maxwell untuk temperatur293 ,58K.

'XIIE (E) = 1,562395 1015 E.exp (-3,952714107 E)- Spektrum lIE

'XIII! (E) = lIE antara 0,563.10.6 dan 1,05 MeV'XIII! (E) = 0 diluar interval energi ini

- Spektrum neutron fisi vkttc1IE (E) = 0,484 sinh ( 2E ) e·E

Harga energi E di dalam ketiga persamaan adalahMeV.

TATAKERJA

Eksperimen dilakukan pada fasilitas iradiasi sistemrabbit yang berada pada daerah reflektor. Konfigurasiteras dan lokasi fasilitas sistem rabbit dapat dilihat padaGambar 1.

Keping aktivasi diiradiasi sebanyak 12jenis dan 4keping aktivasi dibungkus dengan cadmium.Pembungkus cadmium digunakan sebagai filter neutrontermal yang mempunyai ketebalan 0,5 mm dan diameter12,5 mm. Data data nuklir dari keping yang digunakandisajikan dalam Tabel1.

Keping aktivasi diiradiasi pada daya 200 KW untukdaerahtemlal dan epitermaldanpadadaya 1 MW untukkepingpada daerah neutron cepat. Fasilitas sistem rabbitRSG-GAS mempunyai sistem kontrol automatiksehingga

Serpong. 9-10 Febrtiari 1993PRSG. PPTKR -BATAN

kesalahan lamanya iradiasi dapat diabaikan. Data-datairadiasi yangdigunakan dalam eksperimen ini ditwljukkandalam Tabel 2.

HASIL DAN PEMBAHASAN

Laju reaksi dari masing-masing keping dicacahdengan menggunakan detektor semi konduktor HPGe.Dengan menggunakan aktivitas jenuh, data tampanglintang dan spektrum awal ditentukan spektrum danbesaran fluks neutron. Bentuk spektrum awal yangdigunakanditunjukkan dalam Gambar 2. Kode komputeryang digunakan untuk menentukan spektrum danbesaran fluks neutron adalah SAND POL Diagram alirspektrum neutron dapat dilihat pada Gambar 3. Iterasidilakukan sehingga bentuk spektrum yang diperolehdapat diterima sebagai penyelesaian pendekatan daripersamaan aktivasi dimana perbandingan antarapengukuran dan perhitungan sekitar 5 %. Daerah energipenyelesaian spektrum adalah 1O-loMeV sampai 18 MeV.Hasil perhitungan aktivitas dan perbandingan antarapengukuran dan perhitungan aktivitas ditunjukkan dalamTabel3. Bentuk spektrum neutron pada sistem rabbitsecara gratis disajikan pada Gambar4, besamya integralfluks sebagai fungsi energi disajikan dalam Tabel 4.Integral fluks neutron pada daerah energi 1,0-10Me V - 18MeV adalah 1,59.1013 n/cm.s pada daya 1 MW. Padadaerah energi 10 Me V-I 0 Me V terdapat puncak­puncakdan ini disebabkan oleh tampang lintang karenapada daerah terse but terdapat banyak puncak, makaseharusnya banyak digunakan keping dan dibungkusdengan cadmium.

KESIMPULAN

Dari hasilpengukuran pada fasilitas sistem rabbitdapat disimpulkan bahwa neutron yang terdeteksi dan10 -loMeV -18 MeVdan integral fluks neutron 1,59.1013

n/cm .s. pada daya 1 MW. Fluks termal pada energitermal (0,025 eV) adalah 1,29.1011 n/cm .s dan puncakspektrum pada energi 0,04 eV,jadi spektrum maxwellbergerak ke energi yang lebih tinggi.

DAFT AR PUST AKA

1. W.E. Feudenreich, H.J. Nolthenius, "Neutron Spectrum Unfolding Code SANPOl", ECN, Petten, June 1987.

2. Park, Sang Jun, "Measurement of Neutron Spectrum by Activation Detectors", Korea Atomic Energy ResearchInstitute, 1990.

3. W.E. Freudenreich, "CHARDAT a program package for calculation of neutron spectrum characteristics", ECN,Petten, April 1989.

4. W.P. Voorbraak, "Neutron Metrology in the High Flux Reactor", ECN, Petten, November 1991.

5. W.E. Freudenreich, H.J. Nolthenius, "Input description for SANDPO 1", ECN, Petten, April 1987 .

6. Willem L. Zijp, H.J. Nolthenius, "Cross-section Library DOSCROS84", ECN, Petten, October 1984.

7. W.L. Zipj and H.J. Nolthenius, "Neutron Self-shielding of Activation Detector Used in Spectra Unfolding, RCN,Petten, 1975.

124