Claim Missing Document
Check
Articles

Found 2 Documents
Search

SUBCRITICALITY ANALYSIS OF HTR-10 SPENT FUEL CASK MODEL FOR THE 10 MW HTR INDONESIAN EXPERIMENTAL POWER REACTOR Tagor Malem Sembiring; Pungky Ayu Artiani
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 20, No 3 (2018): Oktober 2018
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (616.9 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2018.20.3.4630

Abstract

The 10 MW HTR Indonesian Experimental Power Reactor (RDE reactor) is designed identical with the HTR-10 in China, conceptually.  However, the review results showed that the spent fuel cask model which is used between two reactors is fully different, such as size and capacity. The proposed cask model in RDE reactor can hold 15 times more fuel pebbles than HTR-10 has.  This research activities deal with the subcriticality analysis for the spent fuel cask of RDE reactor if using the HTR-10 cask model.  The subcriticality condition is designed to meet the limit of safety value.  The objective of this research is to determine the subcriticality value in the normal and accident events for the spent fuel cask when it is in the reactor building and the spent fuel cask room.  All calculations were carried out by MCNP6.1 code.  The selected external events are the water ingress (reactor room), water flood and the combination event of water flood and earthquake.  The calculation results showed that the maximum value of keff (3σ) are  0.47510 and 0.19214 for the cask in the reactor building and in the spent fuel cask room, respectively.  This value is far from the limit value of 0.95. The calculation results showed that the spent fuel cask are in the safe condition eventhough in the worst combination events, the cask is flooded and earthquake. The HTR-10 spent fuel cask can be proposed as an alternative for the RDE reactor to get an efficient reactor building.Keywords: spent pebble fuel element, HTGR, subcriticality, MCNP6.1, RDE reactor ANALISIS SUBKRITIKALITAS PENYIMPAN BAHAN BAKAR BEKAS MODEL CASK REAKTOR HTR-10 UNTUK REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL 10 MW TERMAL. Reaktor Daya Eksperimental (RDE) secara konseptual didesain identik dengan reaktor HTR-10 di Tiongkok.  Meskipun demikian, terdapat perbedaan yang signifikan untuk desain konseptual cask penyimpan bahan bakar bekas di kedua reaktor seperti dimensi dan kapasitas.  Kegiatan penelitian ini berkaitan dengan analisis subkritikalitas cask penyimpan elemen bahan bakar bekas tipe pebble di RDE jika menggunakan model cask yang dipakai di HTR-10. Kondisi sub-kritikalitas didesain memenuhi nilai batas keselamatan. Tujuan penelitian adalah menentukan nilai subkritikalitas dalam keadaan normal atau kondisi kecelakaan di gedung reaktor dan di gudang penyimpan bahan bakar bekas.  Perhitungan dilakukan dengan paket program MCNP6.1. Kejadian kecelakaan yang dipilih adalah masuknya air ke dalam cask, cask terendam air dan kombinasi cask terendam air dan kejadian gempa. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa nilai maksimum keff (3σ) untuk cask di gedung reaktor dan di gudang penyimpan bahan bakar bekas masing-masing adalah 0,47510 dan 0,19214.  Nilai ini masih jauh dari batas 0,95.  Hasil perhitungan menunjukkan bahwa cask penyimpan bahan bakar bekas tetap dalam keadaan selamat meski terjadi kombinasi 2 kejadian eksternal.Kata kunci: elemen bahan bakar bekas tipe pebble, HTGR, subkritikalitas, MCNP6.1, RDE
Pengaruh Perisai Radiasi Pada Penyimpanan Kering Bahan Bakar Nuklir Bekas untuk Reaktor Daya Eksperimental Pungky Ayu Artiani; Ratiko Ratiko; Yuli Purwanto; Kuat Heriyanto
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 20, No 2 (2018): Desember 2018
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2018.20.2.5025

Abstract

PENGARUH PERISAI RADIASI PADA PENYIMPANAN KERING BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS UNTUK REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL Di masa mendatang, Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) berencana membangun Reaktor Daya Eksperimental (RDE) dengan daya termal 10 MW. RDE merupakan merupakan reaktor suhu tinggi dengan bahan bakar berupa pebble yang teknologinya mirip dengan reaktor HTR-10. Dalam operasional RDE hal yang perlu diperhatikan adalah pengelolaan Bahan Bakar Nuklir Bekas (BBNB). Oleh karena itu, teknologi pengelolaan BBNB HTR-10 dapat digunakan sebagai acuan dalam pengelolaan BBNB reaktor RDE. Pengelolaan BBNB reaktor HTR-10 disimpan dalam tangki penyimpanan dengan sistem kering. Telah dilakukan perhitungan laju dosis pada tangki penyimpanan BBNB di gedung reaktor dan interim storage menggunakan Monte Carlo N-Particle 5 (MCNP-5). Hasil perhitungan laju dosis pada tangki penyimpanan dengan berbagai ketebalan timbal (Pb) berkisar 11,7 – 2,560 x 106 µSv/jam dan 813,06 – 7,146 x 106 µSv/jam masing-masing pada gedung reaktor dan interim storage. Hal ini menunjukkan bahwa ketebalan Pb pada tangki penyimpanan tidak memberikan pengaruh yang signifikan dalam penurunan laju dosis baik pada gedung reaktor maupun interim storage. Penurunan laju dosis akan lebih efektif dengan penambahan Pb pada shielding luar tangki penyimpanan BBNB. Hasil perhitungan laju dosis berkisar 2,560 x 106 – 20,32 µSv/jam dan 7,146 x 106 – 105,58 µSv/jam untuk berbagai ketebalan Pb pada shielding luar tangki penyimpanan BBNB masing-masing di gedung reaktor maupun interim storage.  Meskipun nilai laju dosis tidak memenuhi syarat Nilai Batas Dosis (NBD) bagi pekerja radiasi dan masyarakat, namun untuk keselamatan pekerja radiasi penanganan BBNB ini dapat diakomodir dengan konsep As Low As Resonably Achievable (ALARA), memperpanjang waktu peluruhan BBNB dan menfungsikan dinding interim storage sebagai shielding.Kata kunci : Reaktor Daya Eksperimental (RDE), Bahan Bakar Nuklir Bekas (BBNB), laju dosis, perisai radiasi.