Yohannes Sardjono
Pusat Sains dan Teknologi Akselerator BATAN - Jl. Babarsari Yogyakarta

Published : 4 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 4 Documents
Search

DESAIN TERAS DAN BAHAN BAKAR PLTN JENIS PEBBLE BED MODULAR REACTOR (PBMR) DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM SRAC Sungkowo Wahyu Santoso; Andang Widiharto; Yohannes Sardjono
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 16, No 2 (2014): Juni 2014
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (357.293 KB)

Abstract

Analisis desain down scale teras dan bahan bakar PBMR-HTR dengan menggunakan program SRAC bertujuan mengetahui pengaruh variasi pengayaan U235, burnable poison, laju aliran pendingin dan suhu pendingin masuk terhadap kekritisan teras serta aspek-aspek keselamatan reaktor nuklir dengan parameter nilai keff dan koefisien reaktivitas suhu bahan bakar, moderator dan pendingin. Teras PBMR-HTR berbentuk silinder finite dengan lubang ditengahnya yang berisi 334.000 bahan bakar pebble bed. Bahan bakar berupa UO2, moderator grafit dan pendingin helium. Model desain down scale dilakukan pada ½ teras yang mewakili keseluruhan teras. Penelitian dilakukan dengan memvariasikan pengayaan bahan bakar sebesar 8%, 8,5%, 9%, 9,5% dan 10% sementara variasi konsentrasi burnable poison sebesar 5 ppm, 7 ppm, 9 ppm, 11 ppm, dan 15 ppm. Variasi laju aliran pendingin sebesar 60%, 80%, 100%, 120%, dan 140% sementara variasi suhu masukan pendingin sebesar 673,15K; 723,15K; 773,15K; 823,15K dan 873,15K. Pada penelitian ini keff pada BOL tanpa Gd2O3 sebesar 1.026213 dan EOL sebesar 0.995865 dengan excess reactivity sebesar 2,5 % dengan pengkayaan U235 9%. Sementara keffpada BOL dengan menggunakan Gd2O3 sebesar 1.0069680 dan EOL sebesar 0.9961928 dengan excess reactivity sebesar 0.69 % dengan konsentrasi Gd2O3 7 ppm. Koefisien reaktivitas suhu bahan bakar,moderator dan pendingin berturut-turut sebesar -9,074583E-05/K, -2,971833E-05/K dan 1,120700E-05/K. Koefisien reaktivitas bernilai negatif menunjukkan karakteristik keselamatan melekat (inherent safety) telah terpenuhi. Peningkatan suhu masukan dan penurunan laju aliran pendingin berkontribusi menurunkan nilai keff teras sehingga koefisien reaktivitas bernilai negatif.Kata kunci : PBMR-HTR, kritikalitas, reaktivitas, down scale, burnable poison  Core and fuel down scale analysis on PBMR-HTR using SRAC program aims to identify the influence of U235 enrichment, burnable poison, coolant flow rate and coolant temperature entered to criticality core and safety aspects of nuclear reactor with the parameters are multiplication factor (keff) and fuel temperature coefficient, moderator temperature coefficient and coolant temperature coefficient. Core PBMR-HTR finite cylindrical with a hole in the middle which contains 334,000 pebble fuel bed. That consist of UO2 fuel, graphite moderator and helium coolant. Down scale the design model performed on the half core represent the whole core. The study was conducted by varying the fuel enrichment of 8%; 8.5%; 9%; 9.5% and 10%, while variation burnable poison enrichment at 5 ppm, 7 ppm, 9 ppm, 11 ppm and 15 ppm. The variation of coolant flow rate of 60%, 80%, 100%, 120% and 140% from its original value at 17.118 kg/s while the variation of coolant temperature input at 673.15 K; 723.15 K; 773.15 K; 823.15 K and 873.15 K. In this research, value of keff without Gd2O3 are 1.026213 (BOL) and 1.004173 (EOL) with excess reactivity of 2.55% with 9% U235 enrichment. While keff on BOL by using 7 ppm Gd2O3 of 1.006968 and 1.004198 for EOL with excess reactivity of 0.69%. Fuel temperature reactivity coefficient, moderator and coolant in a row for -8.597317E-05/K; -2.595284E-05 /K and 1.1496E-06/K. Temperature reactivity coefficient is negative. This indicates inherent safety characteristic have been met. Increasing the input temperature and coolant flow rate reduction lowers the value of keff core, and it will contribute to negative reactivity coefficient. Keywords : PBMR-HTR, criticality, reactivity, down scale, burnable poison
DESAIN TERAS PLTN JENIS PEBBLE BED MODULAR REACTOR (PBMR) MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM MCNP-5 PADA KONDISI BEGINNING OF LIFE Ralind Re Marla; Yohannes Sardjono; Supardi Supardi
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 16, No 3 (2014): Oktober 2014
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (365.708 KB)

Abstract

Telah dilakukan desain teras Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) untuk jenis Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) dengan daya 70 MWe untuk keperluan proses smelter pada keadaan beginning of life (BOL). Analisis ini bertujuan untuk mengetahui persen pengkayaan, distribusi suhu dan nilai keselamatan dengan koefisien reaktivitas teras yang negatif pada reaktor jenis PBMR apabila daya reaktor 70 MWe. Analisis menggunakan program Monte Carlo N-Particle-5 (MCNP5) dan dari hasil analisis ini diharapkan dapat memenuhi syarat dalam mendukung program percepatan pembangunan kelistrikan batubara 10.000 MWe khususnya untuk proses smelter, yang tersebar merata di wilayah Indonesia. Hasil penelitian menunjukkan bahwa, faktor perlipatan efektif (k-eff) Reaktor jenis PBMR daya 70 MWe mengalami kondisi kritis pada pengkayaan 5,626 % dengan nilai faktor perlipatan efektif 1,00031±0,00087 dan nilai koefisien reaktivitas suhu pada -10,0006 pcm/K. Dari hasil analisis daat disimpulkan bahwa reaktor jenis PBMR daya 70 MWe adalah aman.  ABSTRACT The core design of Nuclear Power Plant for Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) type with 70 MWe capacity power in Beginning of Life (BOL) has been performed. The aim of this analysis, to know percent enrichment, temperature distribution and safety value by negative temperature coefficient at type PBMR if reactor power become lower equal to 70 MWe. This analysis was expected become one part of overview project development the power plant with 10.000 MWe of total capacity, spread evenly in territory of Indonesia especially to support of smelter industries. The results showed that, effective multiplication factor (keff) with power 70 MWe critical condition at enrichment 5,626 %is 1,00031±0,00087, based on enrichment result, a value of the temperature coefficient reactivity is - 10,0006 pcm/K. Based on the results of these studies, it can beconcluded that the PBMR 70 MWe design is theoritically safe.
A CONCEPTUAL DESIGN OF NEUTRON COLLIMATOR IN THE THERMAL COLUMN OF KARTINI RESEARCH REACTOR FOR IN VITRO AND IN VIVO TEST OF BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY Nina Fauziah; Andang Widiharto; Yohannes Sardjono
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 15, No 2 (2013): Juni 2013
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (447.309 KB)

Abstract

Studies were carried out to design a collimator which results in epithermal neutron beam for IN VITRO and IN VIVO of Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) at the Kartini research reactor by means of Monte Carlo N-Particle (MCNP) codes. Reactor within 100 kW of thermal power was used as the neutron source. The design criteria were based on recommendation from the International Atomic Energy Agency (IAEA). All materials used were varied in size, according to the value of mean free path for each material. MCNP simulations indicated that by using 5 cm thick of Ni as collimator wall, 60 cm thick of Al as moderator, 15 cm thick of 60Ni as filter, 2 cm thick of Bi as γ-ray shielding, 3 cm thick of 6Li2CO3-polyethylene as beam delimiter, with 1 to 5 cm varied aperture size, epithermal neutron beam with maximum flux of 7.65 x 108 n.cm-2.s-1 could be produced. The beam has minimum fast neutron and γ-ray components of, respectively, 1.76 x 10-13 Gy.cm2.n-1 and 1.32 x 10-13 Gy.cm2.n-1, minimum thermal neutron per epithermal neutron ratio of 0.008, and maximum directionality of 0.73. It did not fully pass the IAEA’s criteria, since the epithermal neutron flux was below the recommended value, 1.0 x 109 n.cm-2.s-1. Nonetheless, it was still usable with epithermal neutron flux exceeding 5.0 x 108 n.cm-2.s-1. When it was assumed that the graphite inside the thermal column was not discharged but only the part which was going to be replaced by the collimator, the performance of the collimator became better within the positive effect from the surrounding graphite that the beam resulted passed all criteria with epithermal neutron flux up to 1.68 x 109 n.cm-2.s-1.Keywords: design, collimator, epithermal neutron beam, BNCT, MCNP, criteria Telah dilakukan penelitian tentang desain kolimator yang menghasilkan radiasi netron epitermal untuk uji in vitro dan in vivo pada Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) di Reaktor Riset Kartini dengan menggunakan program Monte Carlo N-Particle (MCNP). Reaktor pada daya sebesar 100 kW digunakan sebagai sumber neutron. Kriteria desain berdasar pada rekomendasi dari IAEA. Setiap material divariasikan ukurannya berdasarkan mean free path radiasi di dalam material tersebut. Simulasi MCNP menunjukkan bahwa dengan menggunakan 5 cm Ni sebagai dinding kolimator, 60 cm Al sebagai moderator, 15 cm 60 Ni sebagai filter, 2 cm Bi sebagai perisai sinar-γ, 3 cm 6Li2CO3-polietilen sebagai penahan radiasi neutron, pada variasi bukaan sebesar 1 sampai 5 cm, dihasilkan fluks neutron epitermalmaksimum sebesar 7,65 x 108 n.cm-2.s-1. Radiasi neutron epitermal tersebut memiliki komponen neutron cepat sebesar 1,76 x 10-13 Gy.cm2.n-1, komponen sinar-γ sebesar1,32 x 10-13 Gy.cm2.n-1, rasio neutron termal per netron epitermal sebesar 0,008, dan direksionalitas maksimum sebesar 0,73. Hasil ini masih tidak memenuhi seluruh kriteria IAEA, karena fluks netron epitermal kurang dari 1,0 x 109 n.cm-2.s-1. Meski demikian, radiasi netron epitermal tersebut masih dapat digunakan karena fluksnya melebihi 5,0 x 108 n.cm-2.s-1. Pada saat diasumsikan bahwa bagian kolom termal yang tersisa di luar daerah kolimator tetap berisi grafit seperti semula, hasil keluaran kolimator menjadi lebih baik dengan fluks neutron maksimum mencapai 1,68 x 109 n.cm-2.s-1. Kata kunci : desain, kolimator, radiasi neutron epitermal, BNCT, MCNP, kriteria
PEMODELAN KOLIMATOR DI RADIAL BEAM PORT REAKTOR KARTINI UNTUK BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY Bemby Yulio Vallenry; Andang Widiharto; Yohannes Sardjono
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 16, No 1 (2014): Pebruari 2014
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (561.819 KB)

Abstract

Salah satu metode terapi kanker adalah Boron Neutron Capture Therapy (BNCT). BNCT memanfaatkan tangkapan neutron oleh 10B yang terendapkan pada sel kanker. Keunggulan BNCT dibandingkan dengan terapi radiasi lainnya adalah tingkat selektivitas yang tinggi karena tingkatannya adalah sel. Pada penelitian ini dilakukan pemodelan kolimator di radial beamport reaktor Kartini sebagai dasar pemilihan material dan manufature kolimator sebagai sumber neutron untuk BNCT. Pemodelan ini dilakukan dengan simulasi menggunakan perangkat lunak Monte Carlo N-Particle versi 5 (MCNP 5). MCNP 5 adalah suatu paket program untuk memodelkan sekaligus menghitung masalah transpor partikel dengan mengikuti sejarah hidup neutron semenjak lahir, bertranspor pada bahan hingga akhirnya hilang karena mengalami reaksi penyerapan atau keluar dari sistem. Pemodelan ini menggunakan variasi material dan ukurannya agar menghasilkan nilai dari tiap parameter-parameter yang sesuai dengan rekomendasi I International Atomic Energy Agency (IAEA) untuk BNCT, yaitu fluks neutron epitermal (Фepi) > 9 n.cm-2.s-1, rasio antara laju dosis neutron cepat dan fluks neutron epitermal (Ḋf/Фepi) < 2,0 x 10-13 Gy.cm2.n-1, rasio antara laju dosis gamma dan fluks neutron epitermal (Ḋγ/Фepi) < 2,0 x 10-13 Gy.cm2.n-1, rasio antara fluks neutron termal dan epithermal (Фth/Фepi) < 0,05 dan rasio antara arus dan fluks neutron epitermal (J/Фepi) > 0,7. Berdasarkan hasil optimasi dari pemodelan ini, material dan ukuran penyusun kolimator yang didapatkan yaitu 0,75 cm Ni sebagai dinding kolimator, 22 cm Al sebagai moderator dan 4,5 cm Bi sebagai perisai gamma. Keluaran berkas radiasi yang dihasilkan dari pemodelan kolimator radial beamport yaitu Фepi = 5,25 x 106 n.cm-2s-1, Ḋf/Фepi =1,17 x 10-13 Gy.cm2.n-1, Ḋγ/Фepi = 1,70 x 10-12 Gy.cm2.n-1, Фth/Фepi = 1,51 dan J/Фepi = 0,731. Berdasarkan penelitian ini, hasil optimasi 5 parameter sebagai persyaratan kolimator untuk BNCT yang keluar dari radial beam port tidak sepenuhnya memenuhi kriteria yang direkomendasikan oleh IAEA sehingga perlu dilakukan penelitian lebih lanjut agar tercapainya persyaratan IAEA.Kata kunci: BNCT, radial beamport, MCNP 5, kolimator  One of the cancer therapy methods is BNCT (Boron Neutron Capture Therapy). BNCT utilizes neutron nature by 10B deposited on cancer cells. The superiority of BNCT compared to the rradiation therapy is the high level of selectivity since its level is within cell. This study was carried out on collimator modelling in radial beam port of reactor Kartini for BNCT. The modelling was conducted by simulation using software of Monte CarloN-Particle version5 (MCNP 5). MCNP5 is a package of the programs for both simulating and calculating the problem of particle transport by following the life cycle of a neutron since its birth from fission reaction, transport on materials, until eventually lost due to the absorption reaction or out from the system. The collimator modelling used materials which varied in size in order to generate the value of each of the parameters in accordance with the recommendation of the IAEA, the epithermal neutron flux (Фepi) > 1.0 x 109n.cm-2s-1, the ratio between the neutron dose rate fast and epithermal neutron flux (Ḋf/Фepi) < 2.0 x10-13 Gy.cm2.n-1, the ratio of gamma dose rate and epithermal neutron flux (Ḋγ/Фepi) < 2.0 x10-13 Gy.cm2.n-1, the ratio between the thermal and epithermal neutron flux (Фth/Фepi) < 0.05 and the ratio between the current and flux of the epithermal neutron (J/Фepi) > 0.7. Based on the results of the optimization of the modeling, the materials and sizes of the collimator construction obtained were 0.75 cm Ni as collimator wall, 22 cm Al as a moderator and 4.5 cm Bi as a gamma shield. The outputs of the radiation beam generated from collimator modeling of the radial beam port were Фepi = 5.25 x 106 n.cm-2.s-1, Ḋf/Фepi = 1.17 x 10-13 Gy.cm2.n-1, Ḋγ/Фepi = 1.70 x 10-12 Gy.cm2.n-1, Фth/Фepi = 1.51 and J/Фepi = 0.731. Based on this study, the results of the beam radiation coming out of the radial beam port did not fully meet the criteria recommended by the IAEA so need to continue this study to get the criteria of IAEA. Keywords: BNCT, radial beamport, MCNP 5, collimator