Studi Komparatif MSR (Molten Salt Reactor) dengan 2-region core berbahan bakar Th-U233 dan Th-Pu
M Ifthacharo(a*), S Permana(b), G Saputra(a)
(a)Master Program of Physics Department,
Faculty of Mathematics and Natural Science, Bandung Institute of Technology
Jalan Ganesha 10, Bandung 40132, Indonesia
*melati.ifthacharo[at]student.itb.ac.id
(b)Nuclear Physics and Biophysics Research Division, Physics Department,
Faculty of Mathematics and Natural Science, Bandung Institute of Technology
Jalan Ganesha 10, Bandung 40132, Indonesia
Abstract
Inherent safety dan siklus bahan bakar tertutup yang berkelanjutan merupakan salah satu aspek penting dalam desain reaktor Generasi IV. MSR dipilih menjadi salah satu konsep reaktor Generasi IV karena dapat memenuhi hal tersebut. FUJI-U2 atau MSR-2R adalah MSR yang memiliki 2 region teras yang diajukan sebagai bentuk simplifikasi daari FUJI-U3 (3-region core). FUJI-U2 menggunakan plutonium dan Uranium233 sebagai material fisil, dua opsi ini diajukan karena diketahui bahwa Uranium233 tidak tersedia secara alami di alam. Studi komparatif dari MSR dengan 2-region core berbahan bakar Th-U233 dan Th-Pu telah dilakukan yang bertujuan untuk memperdalam pemahaman karakteristik dari reaktor. Pada analisis digunakan SRAC2006 dengan data library JENDL4.0, dan CITATION dilakukan sebagai validasi teras. Desain parameter yang ditetapkan pada tiap region adalah komposis bahan bakar, radius teras, dan fraksi bahan bakar. Simulasi perhitungan burn-up dilakukan pada total 2000 hari, dengan 21 langkah setiap 100 hari siklus. Radius FUJI-U2 berbahan bakar U233 yang digunakan masing-masing sebesar 5, 10, dan 3,95 cm, dengan fraksi bahan bakar 31,5 vol% dan 18,9 vol%. Sedangkan untuk FUJI-U2 berbahan bakar plutonium, radius teras yang digunakan adalah sebesar 4,75 dan 4,40 cm dengan fraksi bahan bakar 27,3 vol% dan 23,4 vol%. Hasil sementara menunjukkan bahwa Kinf dari Uranium233 untuk teras 1 dan teras 2 adalah 1,032075 dan 1,122150. Sementara untuk Kinf plutonium untuk teras 1 dan 2 adalah masing-masing 1,018639 dan 1,059092. Perhitungan burn-up, rasio konversi, elemental bahan bakar dan komposisi isotopik dari masing-masing teras juga aka dibahas lebih lanjut.
Keywords: MSR 2-region ; SRAC2006 ; Nuclear Analysis
Topic: Nuklir