Studi Parameter Burn-up Sel Bahan Bakar Uranium Nitrit Dengan Penambahan Minor Aktinida Berpendingin S-CO2 - Gontina, Wulan; Monado, Fiber; Ariani, Menik (Jurnal Penelitian Sains, 2022)
Abstrak Bahan bakar nuklir adalah komponen utama dalam reaktor yang diperoleh dari isotop alami seperti Uranium. Dengan penambahan unsur-unsur minor aktinida  pada bahan bakar dapat dilihat performa sel bahan bakar selama burn-up nya. Studi parameter pada penelitian ini diperoleh dari perhitungan tingkat sel bahan bakar uranium nitrit pada perbandingan 95% uranium nitrit dan 5% penambahan minor aktinida berupa nuklida Am241 dan Np237 dengan komposisi 1% hingga 7% dengan pendingin  S-CO2.  Persentase fraksi volume tingkat sel adalah 65% fuel, 10% cladding (stainless steel) dan 25% coolant. Hasil  perhitungan terhadap parameter survey tingkat sel bahan bakar diperoleh dari nilai K-inf sepanjang sejarah burn-up selama 120 tahun,  level burn-up sepanjang sejarah burn-up selama 120 tahun, densitas atom terkait U235,U238 dan Pu239,konversi rasio sepanjang sejarah burn-up selama 120 tahun. Hasil perhitungan parameter neutronik tingkat sel memperlihatkan dampak dari penambahan minor aktinida terhadap bahan bakar uranium nitrit untuk performa sel bahan bakar selama burn-up nya. Kata kunci : sel bahan bakar, uranium nitrit, minor aktinida, S-CO2 Abstract Nuclear fuel is the main component in the reactor which is obtained from natural isotopes such as Uranium. By adding actinide minor elements to the fuel, it can be seen how the performance of the fuel cell during its burn-up can be seen. Parameter studies in this study were obtained from the calculation of the level of uranium nitrite fuel cells at a ratio of 95% uranium nitrite and 5% the addition of minor actinides with Am241 and Np237 nuclides with a composition of 1% to 7% with S-CO2 coolant. The percentage of cell level volume fraction is 65% fuel, 10% cladding (stainless steel) and 25% coolant. Calculation results for the fuel cell level survey parameters are obtained from the K-inf value over the 120 year burn-up history, the burn-up level over the 120 year burn-up history, the atomic density associated with U235, U238 and Pu239, the conversion ratio over the 120 year burn-up history . The results of the calculation of the cell-level neutronic parameters show the impact of the minor addition of actinide to uranium nitrite fuel on the performance of the fuel cell during its burn-up. Keywords: fuel cell, uranium nitrite, actinide minor, S-CO2