ANALISIS UNJUK KERJA FISIKA TERAS REAKTOR CEPAT MODULAR BERPENDINGIN TIMBAL-BISMUTH

Ferhat Aziz dan Abu Khalid Rivai* ABSTRAK

ANALISIS UNJUK KERJA FISIKA TERAS REAKTOR CEPAT MODULAR BERPENDINGIN TIMBAL-BISMUTH. Telah dilakukan analisis unjuk kerja fisika teras reaktor cepat modular berdaya 250 MWt berpendingin timbal-bismuth. Ada tiga jenis teras yang dianalisis: tipe teras serabi (pancake), balance (seimbang) dan tall (tinggi). Parameter-parameter fisika teras yang dianalisis pada makalah ini adalah distribusi fluks neutron, koefisien Doppler, reaktivitas teras dan koefisien void. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa distribusi fluks neutron pada desain teras ini cukup merata. Nilai koefisien Doppler untuk tipe teras pancake adalah −3.4970×10−5, untuk teras balance adalah −3.5240×10−5, sedangkan untuk teras tall adalah −3.5157×10−5. Reaktivitas teras dapat ditekan hingga cukup jauh di bawah satu dolar, atau senantiasa di bawah nilai βeff selama satu siklus pengoperasian, yaitu selama 10 tahun. Koefisien void keseluruhan tipe teras bernilai negatif dan nilai tersebut semakin negatif dengan bertambahnya persentase kehampaan pendingin.

Kata kunci: reaktor cepat, pendingin Pb-Bi, distribusi fluks, koefisien Doppler, reaktivitas, koefisien void ABSTRACT

ANALYSIS OF CORE PHYSICS PERFORMANCE OF A MODULAR LEAD-BISMUTH COOLED FAST REACTOR. This paper explained an analysis on core physics performance of modular 250 MWt lead-bismuth cooled fast reactor. Three types of core was analyzed: pancake, balance and tall types of cores. The core physics parameters analyzed were: neutron flux distributions, Doppler coefficient, core reactivity swing and void coefficient of reactivity. The results of calculations showed that neutron flux distribution was quite flat. The Doppler coefficient was calculated at −3.4970×10−5 for pancake type of core, −3.5240×10−5 for balance core, and −3.5157×10−5 for tall core. The core reactivity could be maintained at well below one dollar, or well below βeff value through out the reactor operation cycle of 10 years. Void coefficients of all types of core were negative and tended to be more negative with the increase in void percentage.

Keywords: fast reactors, Pb-Bi coolant, flux distributions, Doppler coefficient, reactivity, void coefficient

* Pusat Pengembangan Sistem Reaktor Maju (P2SRM) – BATAN

PENDAHULUAN

Pemenuhan kebutuhan akan energi listrik yang terus meningkat dengan pesat merupakan salah satu indikator kemajuan suatu negara. Pada 1995, the World Energy Council meramalkan bahwa konsumsi energi dan listrik dunia akan meningkat masing-masing 50% dan 75% pada 2020. Kontribusi listrik saat ini mencapai 34% dalam memenuhi kebutuhan energi dunia. Pada 14th Congress of the World Energy Conference tahun 1989 dicapai suatu kesepahaman bahwa energi nuklir dapat menunjang pengembangan energi yang dibutuhkan untuk pertumbuhan ekonomi dunia tanpa merusak lingkungan. Karena itu peranan PLTN di masa depan harus semakin diupayakan.

Agar dapat berperan lebih banyak, PLTN harus dapat mengatasi masalah yang dihadapi selama ini. Masalah-masalah tersebut antara lain berupa meningkatnya desakan untuk peningkatan keselamatan nuklir, persoalan menumpuknya limbah radioaktif, masih mahalnya biaya investasi, dan bahaya proliferasi senjata nukilr. Selain itu, beberapa kecelakaan di lingkungan instalasi nuklir membuat anggapan tentang tenaga nuklir yang semakin buram. Kecelakan kritikalitas J.C.O pada penghujung tahun 1999 di Tokai, Jepang, sempat menjatuhkan citra nuklir di masyarakat Jepang yang sebelumnya dikenal cukup apresiatif terhadap energi nuklir. Tingkat keselamatan yang tinggi merupakan persyaratan utama dalam pembangunan PLTN seperti yang dipersyaratkan oleh DOE (Department of Energy) Amerika Serikat dalam pembangunan PLTN [1]. Salah satu jenis reaktor yang menjadi kandidat di masa depan adalah reaktor cepat. Spektrum neutron yang lebih keras pada reaktor ini dapat menyebabkan elemen transuranik mengalami reaksi fisi. Selain dapat membakar limbahnya sendiri, reaktor cepat dapat juga digunakan untuk membakar plutonium yang berasal dari bekas hulu ledak senjata nuklir. Plutonium tersebut perlu dimusnahkan guna menghindari terjadinya kemungkinan penyimpangan penggunaan[2,3].

Reaktor cepat yang dibangun di dunia pada umumnya menggunakan sodium sebagai pendingin. Pada saat ini di berbagai negara khususnya di Jepang terus dikembangkan reaktor cepat yang berpendingan timbal dan campuran timbal-bismuth. Hal ini karena kelemahan sodium yang bersifat eksplosif jika berinteraksi dengan air, seperti yang terjadi pada kecelakaan di reaktor Monju, Jepang, pada tahun 1999. Penggunaan pendingin Pb-Bi memiliki sejumlah keunggulan. Margin temperatur bahan pendingin timbal-bismuth dari daerah operasi ke titik didihnya sangat besar (>1000°C), jauh lebih besar daripada margin sodium cair yang berkisar antara 300°C−600°C. Sehingga dimungkinkan diperolehnya sejumlah reaktivitas umpan balik negatif yang cukup besar apabila terjadi kecelakaan teras.

DESAIN TERAS REAKTOR Reaktor yang didesain pada perhitungan unjuk kerja fisika teras adalah jenis reaktor LMFBR (Liquid Metal Fast Breeder Reactor) berdaya 250 MWt dengan data-data teras seperti tertera pada Tabel 1. Bahan bakar yang digunakan adalah uranium nitrida (UN) yang diperkaya sebesar 11% dan 13% masing-masing untuk zona core1 dan zona core2 dalam teras reaktor. Sedangkan pada blanket ditempatkan uranium alam nitrida. Pendingin yang digunakan adalah campuran logam timbal-bismuth dengan komposisi 44,5% Pb dan 55,5% Bi. Dalam perhitungan ini dianalisis unjuk kerja fisika teras untuk berbagai bentuk teras reaktor, yaitu serabi (pancake), seimbang (balance) dan tinggi (tall). Perisai (shielding) reaktor menggunakan stainless steel sebagai block shielding dan bahan yang sama ditambahkan B4C digunakan pada pin shielding. Konfigurasi teras pada desain ini ditunjukkan pada Tabel 2. Fraksi volume pada desain teras ini adalah 45% bahan bakar, 15% struktur dan 40% pendingin. Pada arah radial, zona V maupun VI ditempatkan pendingin 100% timbal-bismuth dan block shielding 100% stailess steel jenis HT-9. Pada arah aksial, zona I sampai IV fraksi volume masing-masing elemen sama dengan yang arah radial, sedangkan pada zona V maupun VI fraksi volumenya adalah 60% struktur dan 40% pendingin. Zona V merupakan pin reflector sedangkan zona VI merupakan pin shielding dengan penambahan B4C. Desain penampang teras dapat dilihat pada gambar 1 yang memperlihatkan konfigurasi teras tampak dari atas. Dari gambar dapat terlihat jelas bahwa pada bagian tengah reaktor ditempatkan blanket dan pada bagian sisi teras reaktor ditempatkan pendingin. METODA PERHITUNGAN

Data grup konstan yang dipakai dalam perhitungan diperoleh dari hasil generasi

grup konstan mikroskopik menggunakan kode SLAROM[4] dan FIITB-CHI[5]. Pertama-tama dilakukan perhitungan homogenisasi sel bahan bakar untuk mendapatkan grup konstan mikroskopik multigrup yang efektif. Pada tahap ini perhitungan dilakukan dengan kode komputer SLAROM. Kemudian dilakukan perhitungan penampang lintang makroskopik dengan menggunakan densitas atom pada tiap-tiap mesh yang diikuti dengan perhitungan difusi multigrup untuk mendapatkan distribusi flux neutron maupun distribusi rapat daya . Langkah selanjutnya adalah perhitungan burnup pada masing-masing mesh dengan interval waktu (t1, t2, t3) yang disesuaikan. Diagram alir perhitungan ini dapat dilihat pada gambar 2.

Grup neutron yang digunakan pada perhitungan ini adalah 8 grup, yang membutuhkan solusi numerik untuk persamaan difusi. Solusi persamaan difusi secara numerik dapat dipecahkan dengan metode numerik beda hingga (finite difference) dengan SOR (successive overrelation) yang banyak diulas dalam literatur[6]. Solusi persamaan ini dilakukan untuk silinder 2-dimensi.

Persamaan difusi multigrup neutron dapat dituliskan sebagai,

∑ ∑∑∑∑ φ+φυχ

=φ+φ∇∇−i i

iiii

g ggsg ggfgg

eff

g

Rg gggk

D. (1)

Persamaan difusi tersebut lalu diintegralkan terhadap volume silinder menjadi,

∫ ∫∑ ∑ ∫∑∑∫∑ φ+φυχ

=φ+φ∇∇−ji ji g

fgji g

gsg ggg

g

jiRg ggg

i

i

i

i iii rdrdk

rdrdD, , ,

33

,

33. (2)

Suku bocoran (leakage) dapat diubah dengan teorema Gauss menjadi integral

permukaan. Sehingga persamaan difusi untuk suatu elemen ruang berindeks-i (radial) dan -j (aksial) adalah

∫ ∑ ∑ ∑ ∑∑ φ+φυχ

=φ+φ∇−ji

Rgg

fgg

gsg

ji

gsg

jiji

gg

gjijiggg

i

i

i

i iii VVk

VdaD,

,,,,,. (3)

Keseluruhan model numerik persamaan difusi multigrup dapat dituliskan untuk

metode numerik beda hingga sebagai berikut:

∑ ∑∑ ∑

∑

φ+φυχ

=φ

+∆

+∆

+∆

+∆

+φ

∆

+φ

∆

+φ

∆

+φ

∆

−−++

−−

−−

++

++

ii

ii ii

gsgg

jijig

gfg

jijigg

g

jigRg

jijji

gjii

gjii

gjji

g

jig

jjigji

g

jiigji

g

jiigji

g

jjig

VVk

Vz

AD

r

AD

r

AD

z

AD

z

AD

r

AD

r

AD

z

AD

,,,,

,,,1,,,1,1,1,,

1,,1,

,1,,1

,1,1,

1,1,,

Apabila dikenakan syarat batas jarak terekstrapolasi:

r∂∂φ

= 0, (5)

R= 0

(4)

z∂∂φ

= 0, (6) ( )( ) 07.0

,07.0

=+=+

tr

tr

Z

R

λφλφ

(7) Hal ini diberlakukan pada seluruh ruang maka akan terbentuk matriks penta

diagonal M, sehingga persamaan dapat diungkapkan dalam bentuk sederhana

M φ = S (8) Fluks neutron dapat diketahui dengan menginversikan matriks tersebut.

HASIL PERHITUNGAN DAN PEMBAHASAN

Distribusi fluks

Perhitungan unjuk kerja fisika teras yang dianalisis pada makalah ini adalah distribusi fluks, efek Doppler dan koefisien void. Fluks neutron merupakan cacah neutron pada daerah tertentu persatuan luas persatuan waktu yang bergantung pada probabilitas terjadinya reaksi fisi, νΣ f. Distribusi fluks neutron di teras reaktor dipengaruhi oleh densitas atom tiap bahan yang berhubungan erat dengan penampang lintang fisi makroskopik, Σ f, dimana Σ f = Nσf. Distribusi fluks merupakan hal yang sangat penting untuk diperhatikan karena hal ini berkaitan erat dengan distribusi daya. Distribusi fluks neutron berbagai tipe teras dengan tiga jenis grup neutron dapat diperhatikan pada gambar 3, 4, dan 5. Dari gambar ini tampak bahwa grup neutron yang sama pada berbagai tipe teras memiliki pola distribusi yang sama. Untuk grup 8, populasi neutron di daerah teras relatif rendah dibanding daerah blanket dan pendingin. Populasi neutron grup 8 ini cukup tinggi pada daerah blanket kemudian menurun pada daerah teras lalu naik lagi pada daerah pendingin untuk kemudian kembali agak turun pada daerah perisai. Hal ini terjadi karena pada daerah blanket jumlah fisi relatif lebih kecil dibandingkan daerah teras karena daerah blanket tidak menggunakan uranium diperkaya. Sementara di daerah pendingin, neutron yang berasal dari teras termoderasi sehingga fluks grup 8 menjadi lebih tinggi.

Sebaliknya untuk neutron grup 1 dan 4, populasi neutron di daerah teras lebih tinggi dibanding pada daerah blanket dan daerah pendingin. Pada daerah teras, neutron lahir pada grup 1 hingga 4. Neutron ini mengalami penurunan energi di daerah pendingin dan perisai. Di daerah blanket populasi neutron energi tinggi ini berkurang, karena neutron yang lahir di sini lebih sedikit akibat kecilnya jumlah bahan fissil.

R=0

Dari gambar distribusi fluks neutron tersebut dapat diperhatikan bahwa distribusinya cukup merata, khususnya pada daerah teras. Hal ini mengindikasikan bahwa distribusi daya dalam reaktor ini pun cukup rata, sesuai dengan yang diinginkan.

1.00E+06

1.00E+07

1.00E+08

1.00E+09

1.00E+10

1.00E+11

1.00E+12

1.00E+13

1.00E+14

1.00E+15

0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110 120 130 140 150 160 170 180

radius teras (m)

fluks

neu

tron

Grup-1Grup-4Grup-8

Gambar 3. Distribusi fluks neutron teras tipe pancake

1.00E+06

1.00E+07

1.00E+08

1.00E+09

1.00E+10

1.00E+11

1.00E+12

1.00E+13

1.00E+14

1.00E+15

0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110 120 130 140

radius (m)

fluks

neu

tron

Grup 1Grup 4Grup 8

Gambar 4. Distribusi fluks neutron teras tipe balance

1.00E+06

1.00E+07

1.00E+08

1.00E+09

1.00E+10

1.00E+11

1.00E+12

1.00E+13

1.00E+14

1.00E+15

0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110 120 130 140

radius (m)

fluks

neu

tron

Grup-1Grup-4Grup-8

Gambar 5. Distribusi fluks neutron teras tipe tall

Efek Doppler

Tampang lintang resonansi material sangat dipengaruhi oleh temperatur

material di mana fenomena ini disebut efek Doppler. Pada saat temperatur material naik, gerakan termal dari inti material bertambah, kemudian merubah cross section efektif material tersebut. Koefisien Doppler didefinisikan sebagai,

KD = dk/dT (9)

Pada saat terjadi prompt critical pada teras reaktor, sangat diperlukan perubahan

daya reaktor menjadi negatif dimana hal ini disebut prompt negative reactivity feedback. Efek Doppler menunjang pada proses ini khususnya untuk reaktor cepat berbahan bakar keramik. Pada saat terjadi kenaikan daya, kelebihan energi fisi membuat temperatur bahan bakar cepat bertambah. Pada kondisi ini berlaku efek Doppler yang mengakibatkan terjadi pembalikan daya karena temperatur bertambah.

Pada desain reaktor ini dianalisis efek Doppler berbagai jenis teras pada temperatur 12000 K dengan kondisi awal teras adalah pada temperatur 9000 K. Data-data efek Doppler ini dapat dilihat pada tabel 3. Dari tabel ini dapat dilihat bahwa efek Doppler paling negatif adalah pada tipe teras balance sedangkan yang untuk tipe pancake memiliki nilai yang lebih positif dibandingkan tipe lainnya. Hal ini menunjukkan bahwa untuk tipe balance, pada saat terjadi kenaikkan temperatur sampai 12000 K maka penurunan dayanya akan lebih besar dibandingkan tipe lainnya. Hal ini berkaitan dengan volume blanket pada tipe balance yang lebih besar dibandingkan dengan tipe lainnya sedangkan volume blanket pada teras tipe pancake adalah yang paling kecil dibandingkan tipe lainnya. Daerah blanket yang terdiri dari uranium alam nitrida (UN) sangat mempengaruhi pada efek Doppler. Sebagian besar dari efek Doppler berasal dari isotop fertil, yang terutama dalam hal ini ialah 238U.

Pada isotop fisil, efek δΣc dan δΣ f hampir dapat diabaikan. Hal inilah yang menyebabkan pada teras berbentuk balance pada desain ini memiliki nilai koefisien Doppler yang paling negatif dibandingkan dengan tipe lainnya. Reaktivitas teras

Teras reaktor pada penelitian ini didesain agar dapat beroperasi dengan siklus

selama sepuluh tahun tanpa refueling bahan bakar. Ayunan reaktivitas berbagai tipe teras dapat dilihat pada gambar 6. Reaktivitas di sini didefinisikan sebagai:

ρ = (keff −1)/k eff (10)

-0.200

-0.100

0.000

0.100

0.200

0.300

0.400

0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10

tahun

reak

tivi

tas

($)

pancakebalancetall

Gambar 6. Reaktivitas berbagai tipe teras dalam satu siklus bahan bakar

Dapat diperhatikan bahwa pada desain ini untuk semua tipe teras selama operasi berlangsung memiliki nilai-nilai reaktivitas maksimum $0,346 (tipe balance), $0,331 (tipe pancake), $0,312 (tipe tall). Kesemua nilai reaktivitas lebih ini masih di bawah satu dollar, yang berarti berada selalu di bawah nilai βeff. Tampak bahwa reaktivitas teras cukup rendah pada awal siklus (BOC, beginning of cycle) dan terus meningkat hingga mencapai puncaknya di pertengahan siklus, untuk kemudian turun kembali menjelang akhir siklus (EOC, end of cycle).

Nilai reaktivitas yang selalu di bawah βeff merupakan suatu keuntungan bagi pengoperasian reaktor cepat ini. Hal ini sangat penting sekali bagi keselamatan reaktor, karena dapat menghindari terjadinya kecelakaan prompt criticality. Pengoperasian reaktor ini dapat berlangsung selama sepuluh tahun karena pada tengah teras ditempatkan blanket yang mengakibatkan naiknya internal convertion ratio , sehingga melahirkan bahan fisil. Bahan fisil inilah yang memperpanjang siklus operasi reaktor.

Koefisien Void

Peristiwa void (kehampaan) bahan pendingin merupakan salah satu kajian pada

analisis unjuk kerja fisika teras desain reaktor ini. Distribusi fluks neutron akan berubah pada saat terjadi void yang pada akhirnya akan mempengaruhi reaktivitas dan daya reaktor tersebut. Koefisien void merupakan parameter yang berhubungan dengan void bahan pendingin yang nilainya ditentukan dari persentase perbandingan selisih antara k eff dalam keadaan void (hampa) dan k eff dalam keadaan normal terhadap k eff dalam keadaan normal,

αv = 1/k . dk/dV (11)

Salah satu yang menjadi parameter tingkat keselamatan reaktor adalah koefisien

void. Pada reaktor yang memiliki kemampuan keselamatan pasif (inherent safety) maka koefisien void memiliki nilai negatif. Hal ini berarti bahwa pada saat terjadi kehampaan pendingin pada teras maka daya reaktor menjadi turun sehingga kecelakaan kelebihan daya dapat dihindari. Nilai koefisien void ini sangat dipengaruhi oleh jenis bahan pendingin yang digunakan. Dewasa ini banyak diajukan pendingin jenis Pb-Bi untuk reaktor cepat seperti pada desain reaktor ini. Hal ini terutama berkaitan dengan dua keunggulan jenis pendingin Pb-Bi ini yaitu nilai koefisien void yang negatif dan tidak eksplosif jika berinteraksi dengan udara dan air.

Pada gambar 7 diperlihatkan bahwa koefisien void untuk pendingin Pb-Bi pada desain ini negatif dan semakin negatif dengan bertambahnya persentase void untuk semua tipe teras. Nilai koefisien void pada saat 100% void diperoleh: −0.218% (tipe balance), −0.343% (tipe pancake) dan −0.471% (tipe tall). Ketika terjadi void pada teras reaktor maka spektrum energi neutron mengeras dan kebocoran neutron meningkat. Peningkatan kebocoran neutron ini jauh lebih besar dibandingkan bertambahnya populasi neutron akibat pengerasan spektrum energi neutron. Hal ini menyebabkan reaktivitas reaktor ini menjadi turun ketika terjadi void.

-0.70000-0.60000-0.50000-0.40000-0.30000-0.20000-0.100000.000000.100000.200000.30000

0.0% 10.0% 20.0% 30.0% 40.0% 50.0% 60.0% 70.0% 80.0% 90.0% 100.0%

% void

koef

.voi

d (%

)pancakebalancetall

Gambar 7. Distribusi koefisien void berbagai tipe teras tipe

KESIMPULAN Telah dilakukan analisis unjuk kerja reaktor cepat modular berpendingin timbal-bismuth dengan daya 250 MWt. Performansi unjuk kerja fisika teras diperlukan sebagai bahan pertimbangan apakah desain reaktor ini cukup aman dan layak. Analisis terhadap hasil perhitungan fisika teras desain reaktor menunjukkan bahwa reaktor cepat ini mempunyai distribusi fluks neutron yang cukup rata. Nilai koefisien Doppler untuk tipe teras pancake adalah −3.4970×10−5, untuk teras balance adalah −3.5240×10−5, sedangkan untuk teras tall adalah −3.5157×10−5. Reaktivitas teras dapat ditekan hingga cukup jauh di bawah satu dollar, atau senantiasa di bawah nilai βeff selama siklus pengoperasian, yaitu 10 tahun. Koefisien void keseluruhan tipe teras bernilai negatif dan nilai tersebut semakin negatif dengan bertambahnya persentase kehampaan pendingin. Parameter-parameter ini menunjukkan bahwa unjuk kerja daya reaktor cukup baik. DAFTAR PUSTAKA 1. M. IYOS R.SUBKI, BAKRI ARBIE, AS NATIO LASMAN, FERHAT AZIZ,

Teknologi dan Keselamatan PLTN Berwawasan Lingkungan untuk Menunjang Pembangunan Berkelanjutan, Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir ke-6 BATAN, (2000)

2. ABU KHALID RIVAI, ZAKI SU’UD, FERHAT AZIZ, Design Study of Modular Fast Reactor with Pb-Bi Coolant and Nitride Fuel, Seminar Tahunan Fisika II, Fisika-ITB, (2001)

3. ZAKI SU’UD, Performasi Keselamatan Reaktor Cepat Berpendingin Timbal dan

Campuran Timbal-Bismuth, Prosiding Seminar ke-3 Teknologi dan Keselamatan PLTN dan Fasilitas Nuklir PPTKR-PRSG BATAN, (1995)

4. SLAROM NAKAGAWA, et al. SLAROM: A Code for Cell Homogenization of

Fast Reactors, JAERI M-1294 (1984) 5. FIITB-CHI SU’UD Z. “FIITB-CHI: Computer Code for Fuel Homogenization of

Fast Reactors,” Proceed.. Workshop on Comp. in Nucl. Sci. and Technol., Jakarta. (1997)

6. JAMES J DUDERSTADT, LOUIS J. HAMILTON, Nuclear Reactor Analysis,

John Wiley & Sons, (1976) 7. ALAN E.WALTAR, ALBERT B REYNOLDS, Fast Breeder Reactors,

Pergamon Press, (1981)

Tabel 1. Data-data Teras

Parameter Spesifikasi

Daya termal 250 MWt

Jenis bahan bakar Uranium Nitrida Jenis pendingin Timbal-Bismuth

Jenis shielding Stainless steel + B4C

Pengayaan 235U 11% dan 13 % Bentuk teras Silinder dua-dimensi

Tipe teras Pancake, balance dan tall

Tabel 2. Konfigurasi teras arah radial dan aksial

Zona (Radial) I II III IV V VI

Status Blanket1 Blanket2 Core1 Core2 Side Coolant Block

Material natUN natUN 11% U235N 13% U235N Pb-Bi HT9

Bahan Bakar 45% 45% 45% 45% 0% 0%

Struktur 15% 15% 15% 15% 0% 100%

Pendingin 40% 40% 40% 40% 100% 0%

Zona (Aksial) I II III IV V VI

Status Blanket1 Blanket2 Core1 Core2 Pin reflector Pin

Shielding

Material natUN natUN 11% U235N 13% U235N HT9 B4C+HT9

Bahan Bakar 45% 45% 45% 45% 0% 0%

Struktur 15% 15% 15% 15% 60% 60%

Pendingin 40% 40% 40% 40% 40% 40%

Tabel 3. Koefisien Doppler berbagai tipe teras

Tipe Teras Koefisien Doppler Pancake -3.4970×10-5

Balance -3.5240×10-5

Tall -3.5157×10-5

Gambar 1. Konfigurasi teras reaktor potongan vertikal

Gambar 2. Diagram Alir perhitungan FIITB-CHI

Interval waktu t3

Generasi multigrup penampang lintang

mikroskopik

Perhitungan multigrup penampang lintang

makroskopik

Perhitungan difusi

Collapsing penampang untuk perhitungan burnup

Perhitungan Burnup

Renormalisasi flux

MULAI

SELESAI

Interval waktu t1

Interval waktu t2