Analisis Neutronik Pada Reaktor Cepat dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX)

Abstract

Analisis neutronik pada reaktor cepat dengan variasi bahan bakar telah dilakukan pada penelitian ini.  Penelitian dilakukan secara simulasi komputasi terhadap reaktor cepat berpendingin logam cair Pb-Bi dengan variasi tiga jenis bahan bakar campuran yaitu UN-PuN, UC-PuC, dan MOX.  Perhitungan difusi neutron multigrup dilakukan untuk geometri teras reaktor 3D berukuran medium. Parameter-parameter neutronik yang diamati meliputi faktor multiplikasi neutron (keff), distribusi fluks neutron, dan distribusi daya. Pada awal operasi, reaktor diatur dalam kondisi kritis yang ditunjukkan dengan nilai keff dalam rentang 0,998 sampai 1,002 dengan cara mengatur fraksi fisil (pengayaan) bahan bakar pada setiap bagian teras. Hasil simulasi menunjukkan bahwa ketiga jenis bahan bakar yang digunakan akan memberikan pengaruh yang berbeda pada karakteristik neutroniknya. Untuk mencapai kondisi kritis, MOX memerlukan fraksi pengayaan yang paling besar (25,8% hingga 30%) dibandingkan UN-PuN (12,83% hingga 14%) dan UC-PuC (12,8% hingga 14,9%). UN-PuN menghasilkan distribusi fluks neutron dan distribusi daya tertinggi yaitu 1,1446 x 105 n/cm2.s dan 471,676 MW/cm3 dibandingkan UC-PuC (1,0708 x 105 n/cm2.s dan 459,195 MW/cm3) dan MOX (0,6926 x 105 n/cm2.s dan 449,556 MW/cm3). Hal ini disebabkan oleh tingginya rapat UN-PuN sehingga menyebabkan probabilitas reaksi fisi tinggi dan secara tidak langsung akan menyebabkan jumlah neutron di teras bertambah.