Studi Reaktor Temperatur Tinggi Berpendingin Gas Helium Berbahan Bakar Uranium Dioksida (Design Study of The High Temperature Helium Gas-Cooled Reactor with Uranium Dioxide Fuel)

Abstract

High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) adalah salah satu jenis reaktor temperatur tinggi berpendingin gas helium (High Temperature Gas-cooled Reactor, HTGR) yang didesain dengan low-enriched uranium (LEU). Sebagai reaktor test yang memiliki karakteristik khusus dalam bidang keselamatan, HTTR dirancang dengan daya 30 MW, bertemperatur output 950 ⁰C dan dijaga keadaannya agar temperatur teras tak melebihi 1600 ⁰C dengan pengaturan distribusi daya pada arah radial dan aksial teras reaktor melalui pengaturan posisi elemen bahan bakar yang memiliki variasi pengayaan antara 3.4 wt% - 9.9 wt%. Perhitungan kekritisan pertama, ekses reaktifitas dan distribusi daya dilakukan dengan menggunakan program SRAC-EWS yang memanfaatkan data nuklida dari JENDL3.2 untuk menghasilkan data penampang makroskopik yang efektif dari masing-masing komposisi material teras reaktor dengan periode burn-up 660 hari. Perhitungan cell menggunakan geometri berbentuk hexagonal untuk elemen bahan bakar dan silinder geometri untuk perisai lestari, perisai dapat ganti, batang kendali dan dummy block bahan bakar. Keseluruhan perhitungan teras menggunakan CITATION modul dengan model geometri Ɵ – R – Z.