FASILITAS IRADIASI DAN STATUS PENELITIAN ELEMEN BAKAR REAKTOR DAYA DI RSG-GAS - e-Repository BATAN
Fasilitas Iradiasi dan Status Penelitian Elemen Bakar.
Dedi Sunaryadi
FASILITAS IRADIASI DAN STATUS
PENELITIAN ELEMEN BAKAR REAKTOR DAYA DI RSG-GAS
Dedi Sunaryadi
Pusat Reaktor serba Guna -BATAN
ABSTRAK
FASILITAS lRADIASI DAN STATUS ELEMEN BAKAR REAKTOR DAYA DI RSG-GAS. Reaktor
Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) sebagai reaktor penelitian mempunyai daya sebesar 30
MW dan fluks neutron sebesar 2 x 1014 n/cm2/detik mempunyai beberapa fasilitas iradiasi yang dapat
dipakai untuk penelitian elemen bakar reaktor daya. RSG-GAS telah dimanfaatkan untuk penelitian
elemen bakar reaktor daya jenis PWR dengan menggunakan
fas11itas uji daya ramp (PRTF)
bekerjasama dengan peneliti dari Jerman (BMFT). Fasilitas uji daya ramp dapat mensimulasikan
kondisi reaktor daya PWR pada tekanan 160 bar dan suhu elemen bakar 345 0 C. Hasil eksperimen
dengan menggunakan PRTF diberikan. Fasilitas Inpile Loop yang dirancang untuk menguji bundel
elemen bakar reaktor daya telah diinstal sistem primer dan sekundernya. Dalam kondisi seperti ini
Fasilitas tersebut dapat dipakai untuk pelatihan stat dan teknisi dalam mengoperasikan reaktor daya
(simulasi)pada
tekanan 150 bar dan suhu sistem primer 290 aC
.
ABSTRACT
IRRADIATION FACILITIES AND STATUS OF FUEL RESEARCH IN RSG-GAS, The Multi Purpose
Reactor 30 MW (RSG-GAS) is a research reactor equiped with Bnumber of irradiation facilities could
be used in a research of fue1 e!ement of power reactor. The RSG-GAS have been used for research
of PWR fuel element using Power Ramp Test Facility (PRTF). The activity was done since 1993
with co-researcher from Germany (BMFT). PRTF could simulate PWR power reactor condition at
160 bar system pressure and at 3450C fuel element temperature. The primary and secondary system
of Inpile loop facility which designed for testing of fuel element bundle of power reactor have been
installed. In this condition the Inpile loop facility mentioned above could be used for training and
operatin~ of staffs and technicians. The power reactor can be simulated at 150 bar system pressure
and 290 C primary system temperatures.
PENDAHULUAN
Reaktor
(RSG-GAS)
berdaya
adalah
2
beberapa
x
melakukan
Siwabessy
penetitian
yang
seper1i
mempunyai
kegiatan
Penelitian
irad.iasi yang dipergunakan
penelitian
atau fasilitas
radioisotop.
fasilitas
dimanfaatkan
reaktor
fasili~as
(PRTF) telah dilakukan.
uji daya
ramp
adalah
PRTF
fasilitas
akan
iradiasi dengan loop pendingin yang digunakan
yang
untuk menguji elemen bakar reaktor daya jenis
bakar
penelitian
reaktor
dan
daya,
PWR/BWR.
bakar
Penelitian tentang perilaku elemen
reaktor
fasilitas
bantuan
dimanfaatkan
bakar
makalah
menggunakan
di
elemen
di RSG-GAS
disampaikan
pula beberapa kegiatan yang
telah dan akan dilakukan.
Sampai saat ini
iradiasi
perilaku
dan
untuk
elemen
elemen
, pengujian
Didalam
irad.iasi
perilaku
daya jenis PWR dengan menggunakan
uji daya Ramp
produksl
penelitian
bakar reaktor daya.
fluks neutron termal
1014 n/cm2/detik
fasilitas
pengembangan
GA
reaktor
dibahas
dapat
Guna
30 MW dengan
sebesar
untuk
Serba
RSG-GAS
telah
untuk kegiatan yang mencakup
kegiatan penelitian dalam bidang energi nuklir
dilakukan
fasilitas
bekerjasama
dari Jerman
Forschung
elemen
daya
Teknik.
bakar
jenis
uji daya Ramp
dengan
( Bundes
BMFT).
reaktor
PWR
daya
para
dengan
(PRTF)
peneliti
Minister
Penelitian
di dalam
fuer
perilaku
reaktor
Prosiding Seminar ke-3 Teknologi dan Keselamatan
PPTKR -PRSG,
Serpong, 5 -6 September 1995
riset
dapat
dilakukan
dapat mensimulasi
karena
PL TN serta Fasilitas
fasilitas
PRTF
kondisi reaktor daya.
merupakan
Litbang BATAN dengan memanfaatkan
hal yang baru dan penuh
tantangan bagi stat BATAN. Pembuatan
FASILITAS
Jerman
penyelesaian.
(BMFT)
Dengan
dalam
selesainya
elemen bakar nanti diperlukan
kerja yang berupa
sebagai
bagian
pengujian
iradiasi
dari
keandalan
Fasilitas-fasilitas
proses
pembuatan
pengujian
unjuk
dan pasca iradiasi
kendali
kualitas
elemen
bakar
untuk
buatan
RSG-GAS
pelaksanaan
koordinasi
program
pihak Jerman
Kesiapan
Puslit
Pus]jt
memenuhi
telah
penyelesaian
yang
kemudian
awal
gambar
1.
elemen
bakar
di
program
dengan
Oari
teridentitikasi,
PEBN.
daftar
yang
menunjang
Pembangkit
reaktor daya jenis PWR atau jenis PHWR. Loop
utama fasilitas berfungsi untuk mengkondisikan
(simulasi) reaktor daya sehungga elemen bakar
dikondisikan
2005.
program
mulai
Diharapkan
dengan
pengetahuan
tentang
bakar
reaktor
yang
daya
di
tahun
makalah
fasilitas
iradiasi
bakar
RSG-GAS
sehingga
dapat lebih me-ningkatkan
riset jenis
sekitar
iradiasi
dengan
MTR (Material
bertambah,
kegiatan
mensimulasf
PRTF atau fasilitas
digunakan
penulisan
elemen
lingkungan
pendingin
MTR loop adalah fasilitas
fasilitas
khususnya
reaktor
pad a
dalam
150 bar, serta aliran
yang
pembangunan
beroperasi
di
loop pending in yang digunakan untuk uji elemen
pasca
BATAN dalam
nuklir,
berada
reaktor daya dengan suhu 290oC dan tekanan
Test
reaktor riset MTR.
persiapan
bakar
iradiasi
yang
Listrik Tenaga Nuklir (PL TN) yang
direncanakan
ini,
industri
elemen
loop adalah fasilitas
dapat
ini dapat dilihat gambaran
era
penelitian
CHOUCA
untuk
waktu.
menyongsong
Power Ramp
CYRANO RIG,
untuk menguji bundel elemen bakar
iradiasi
ini
operasi
uji daya ramp adalah
dengan
daya jenis PWR/BWR.
PRTF
kondisi
loop
pendingin
yang
untuk menguji elemen bakar reaktor
loop-loop
dalam
LOOP, MTR LOOP,
dari
Seperti pada PWR loop, fasilitas
dan
secara umum tentang kesiapan
litbang
terdiri
berfungsi
sumber daya manusia dan
Pada makalah
untuk
daya.
Reaktor).
pekerjaan
dapat dilakukan
meliputi penyediaan
iradiasi
Dengan
iradiasi,
iradiasi
digunakan
akan
kegiatan
di
yang dilengkapi dengan loop pendingin. Loop ini
elemen
yang
ada
RIG dan Neutron Radiografi.
1200 I/jam.
jadwal
yang
dapat dilihat pada
reaktor
Test Facility (PRTF),
sekitar
PPTN
iradiasi
Fasilitas
PWR/PHWR
contoh
di PRSG,
beberapa
b~rhubungan
iradiasi.
oleh
iradiasi
melalui
diidentitikasi
akan
mempengaruhi
pasca
perencanaan
dibuat
pembuatan
iradiasi
akan
pengujian
dalam
Sebagai
dikerjakan
mempengaruhi
baik.
dari Puslit yang terkait dalam
kontribusinya.
ketepatan
agar
menentukan
Ketepatan
yang
sangat tergantung
memberikan
dengan
akan
lain.
jadwal
Puslit
penelitiaR yang dibantu
dapat terlaksana
suatu
kelancaran
antar
DAYA
secara skematis
PWR/PHWR
Diperlukan
UNTUK PENELITIAN
ELEMEN BAKAR REAKTOR
BATAN.
bakar
IRADIASI
e]emen
bakar yang dikerjakan di PPTN dengan bantuan
ekspert
reaktor
secara optimal.
Iradiasi elemen bakar reaktor daya di RSG
-GAS
Nuklir
yang
dalam
Kelebihan PRTF dengan
lainnya
adalah
mensimulasi
kondisi
perubahan
(load
following).
daya/beban
yang
Kemampuan
ini dapat dilakukan
fasilitas
naik/turun
penggerak
menempatkan
menjauhi
kapsul
posisinya
ter~s
memperlihatkan
Cyrano
kemampuan
karena adanya
yang
dapat
mendekat
reaktor.
atau
Gambar
2
skema kapsul PRTF.
rig
adalah
fasilitas
untuk
uji
(statis) elemen bakar reaktor daya. Fasilitas
ini
berupa
di
bongkar
DBBl-7
Hal. 7 -2 dari 7 -9
sebuah
I
rig (anjungan)
pasang
di kolam
yang
reaktor
dapat
secara
Fasilitas Iradiasi dan Status Penelitian
Elemen Bakar.
Dedi Sunaryadi
vertikal.
Berbeda dengan loop yang dirancang
dengan
pendinginan
sedemikian
sendiri,
rupa
pendinginan
Rig
untuk
dirancang
mendapatkan
dari lingkungannya
3.
berada.
memperlihatkan
kurva
sebagai
fungsi
teras. (2)
posisi
Iradiasi
elemen
untuk
sebagai
uji bahan struktur reaktor. Seperti pad a Cyrano
elemen
rig,
pula
Chouca rig adalah fasilitas
fasilitas
pendingin.
ini
tidak
Kapsul
dapat didinginkan
iradiasi
dirancang
untuk
kenaikan
teras
selama
iradiasi
oleh sistem
pendingin
teras
reaktor.
bakar
reaktor
dengan
berkas
neutron
yang
merupakan
pengujian
radiografi
pada
x-ray
neutron
sarna seperti
radiografi,
radiografi
gambar
merupakan
gambar x-ray. Pada radiografi
diperoleh
sangat
bahan terhadap
pada
x-ray
pada
merupakan
absorpsi
dipengaruhi
oleh
fasilitas
sifat
dengan
kali. Penelitian
tentang
perilaku
uji
fasilitas
elemen bakar
elemen
dapat dilakukan
CHOUCA
ini
yang
Penggunaan
bakar
selain
PRTF
karena fasilitas
dan
seperti
Inpile-Loop
masih
dan instalasi.
Sampai
fasilitas
Inpile
Loop
instalasi
sistem
primer
dan
Namun
demikian
dalam
tasilitas
tersebut
dapat
baru
selesai
sekundernya.
kondisi
seperti
dimanfaatkan
stat dan operator
dalam
itu
untuk
menangani
daya (PL TN).
suhu 290°C dan alirannya
Tekanan
150 bar
dapat mencapai
1200
dalam rangka penelitian
adalah
fasilitas
telah
pada
pemanas
menunjang
karakter fasilitas
teras
PRTF
BAT AN
gamma
telah
pula
data
awal
diiradiasi
Gambar
uji
elemen
daya
ramp
bakar
dan
(PRTF)
pengujian
melibatkan beberapa puslit terkait di lingkungan
akan
pembuatan
selama
reaktor.
fasilitas
iradiasi
bakar reaktor
Program iradiasi dan pasca iradiasi yang
listrik
perpindahan
pengaruh
kapsul
untuk
dalam
pada
elemen
pasca iradiasi.
dilakukan
elemen bakar. Gambar
tentang
dilakukan
daya
adalah
menggunakan
Penelitian
di
PL TN.
Beberapa
3 memperlihatkan karakteristik
panas kapsul PRTF. (1)
tentang
perlu
dengan pihak J~rman.
Karakterisasi
heating
bakar di
kg/jam.
Kegiatan yang akan d11akukan berikutnya
sebagai pengganti
2.
elemen
tersebut
penelitian
dilakukan
Ramp
sebagai berikut :
dengan
iradiasi
belum
loop reaktor
beberapa
kegiatan yang telah dicapai diantaranya
1.
diatas
(PRTF)
daya
bekerjasania
dengan
(4)
sistem in pile loop yang merupakan simulasi dari
reaktor daya jenis PWR dengan menggunakan
fasilitas
bakar
tersebut
Kegiatan
pelatihan
penelitian
menggunakan
kegiatan
dalam tahap komisioning
KEGIATAN YANG TELAH DAN
bakar
5 memperlihatkan
daya pada elemen
status
CYRANO,
attenuasi
iradiasi di RSG-GAS telah dilakukan
Gambar
dengan kegiatan berikutnya
YANG AKAN DILAKUKAN
elemen
dan
posisi kapsul terhadap
program
sedangkan
RSG-GAS,
diiradiasi
selama
menunjang
saat
Sejak beroperasinya
pola
ditindaklanjuti
bahan.
BEBERAPA
mengetahui
fasilitas
oleh
sifat
telah
RSG-GAS.
pelengkap
neutron,
iradiasi
gambar
neutron gambar
dipengaruhi
Ketiga
dari
tak merusak pasca iradiasi. Gambar
hasil
neutron
menggunakan
bagian
reaktor.
sebelum
uranium
alam
dibandingkan
elemen bakar uraniumdiperkaya.
yang digunakan untuk pembuatan gambar (foto)
elemen
daya
perubahan
alam
sesungguhnya
untuk
pola penurunan
Fasilitas neutron radiografi adalah fasilitas
yang
dilakukan
loop
terhadap
uranium
latihan
yang
gamma
kapsul
bakar
bahan
bakar
memerlukan
panas
4
Iradiasi
dilakukan
elemen
elemen
daya
akan
Serba
Guna
GA.
dengan
DBBL-7
Hal. 7 -3 dari 7 -9
selesai.
reaktor
Siwabessy
tahap, yaitu :
PPTN
bakar
di
ramp
di
setelah
Reaktor
dilakukan
daya
bakar
segera
(PRTF).
menggunakan
Iradiasi
terdiri
fasilitas
dari
uji
dua
Prosiding Seminar ke-3 Teknologi clan Keselamatan
PPTKR -PRSG,
Serpong ,5 -6 September 1995
1.
PL TN serta Fasilitas Nuklir
Selama
Tahap pra iradiasi yang dilaksanakan
selama
266
hari
untuk
burn-up sebesar
ton-u.
pada daya
Tahap
iradiasi
selama
dengan
bakar.
Pada
Berikut
tahap
ini
iradiasi
adalah
beberapa
dilaksanakan
untuk
kegiatan
(7,8)
Pemeriksaan
visual
berubah-ubah
dalam
selang
waktu
2.
Pengukuran
panjang
W/cm/menit,
dan
terakhir
Diantara
3.
Radiografi neutron
pada 10 hari
4.
Pengujian dengan Eddy current
50
5.
Pengujian dengan Ultra sonic
hari
6.
Gamma
100
7.
Pengukuran
dayanya
pada
mengalami
elemen
pra-iradiasi
diperiksa dahulu di laboratorium
akan
Metalurgi untuk
bakar
kapsul
pasca
akan
daya
iradiasi
dimasukkan
PRTF
dan
dengan
program
iradiasi
gambar
8. Pola perubahan
ramp.
kembali
yang
akhir.
iradiasi
dalam
mencapai
setelah
di Hot-
perlu
tahap
dilakukan
pengujian
2 adalah
yang
2.
Metalografi
.
3.
Keramografi
yang
4.
Gamma scanning
I
diatas
dan
10.000 MWD/ton-U
pada elemen
5.
Analisis kimia
6.
Alpha-beta
7.
Pengujian
(9)
iradiasi
(7.6)
:
ramp
7,8)
untuk
pasca
Analisis gas hasilfisi
tahap
dapat terjadi beberapa perubahan
yang
program
iradiasi
dilakukan
lainnya
Metalurgi PEBN.
1.
selang waktu
burn-up
menunjang
PRSG,
pada
diterapkan diambil dari beberapa referensi
PEBN dan
di Hot-cell
terlihat
daya
-(B,
ke
sesuai
kegiatan
Kegiatan
selesai
diiradiasi
dapat dilakukan
Metalurgi
1,2 dan 3 dapat dilakukan
pengujian
dalam
dilaksanakan
Laboratorium
cell Laboratorium
perubahan
berat
diatas
PRSG. Beberapa kegiatan seperti kegiatan butir
sedangkan
elemen
Pada
di Hot-cell
kondisi awal elemen bakar sebelum
pemeriksaan
scanning
Kegiatan-kegiatan
1 dan tahap 2,
bakar yang telah mengalami
mengetahui
10
Lihat gambar 7.
tahap
dia-
5
dayanya
perubahannya
W/cm/menit.
dan
meter
Pada 10 hari
perubahan
yang
pasca
iradiasi PIE setelah pra~iradiasi tahap 1 selesai
1.
kemudian
"stress
pengujian
(ramp)
3 x 10 hari.
sebagai
fenomena
daya
kedua
bakar
kelongsong
dengan
pertama besar perubahan
setelah
perlu
bahan
elemen
0,4 %
corrotion craking", SCC.
30 hari
antara
pada
akibat dari adanya
kelongsong
sebesar
dilaksanakan
W/cm/menit,
dengan
maksimum .
300
fenomena
interaksi
bakar
kelongsong
2. Keretakan
mempelajari
selama
Setelah
1. Deformasi
bakar
daya RAMP berubah
dilaksanakan
terjadinya
iradiasi
ini
yaitu sebesar
Lihat gambar 6.
untuk
tahap
elemen
W/cm.
yang
mencapai
pada
linier tak berubah
2.
2 yaitu
10.000 MW day I
Iradiasi
dilakukan
tahap
perubahan daya ramp yang dilakukan selama 3
x 10 hari, dapat diamati beberapa hal berikut (8)
autoradiografi
permukaan
kelongsong bagian dalam
:
1. Pengurangan
sebesar
tengah
diamet~r
0,15 -0,30
% pada bagian
diameter
bahan
bakar
(pellet) sebesar 0,01 -0,06 %.
3. pengurangan
ukuran
panjang
dilaksanakan
sedangkan
elemen bakar (aksial).
2. Pengurangan
Kegiatan
.kelongsong
elemen
antara
tanpa
tahap
merusak
1 dan
merusak
elemen
kegiatan
dilakukan
dj Laboratorium
bakar sebesar 0,2%.
DBBL-7
Hal. 7 -4 dari 7 -9
2
bakar,
kegiatan setelah tahap II dilakukan
dengan
PEBN.
tahap
elemen
bakar.
Seluruh
Metalurgi
Fasilitas
Iradiasi dan Status Penelitian
Elemen Bakar.
Dedi Sunaryadi
KESIMPULAN
Oari
bahwa
iradiasi
uraian
diatas
RSG-GAS
telah
dapat
disimpulkan
dimanfaatkan
di RSG-GAS
pelatihan
dalam
stat
den
dapat
teknisi
reaktor daya (Simulasi).
digunakan
untuk
sebagai
operator
Pelaksanaan
program
kegiatan penelitian elemen "bakar reaktor daya.
penelitian elemen baker tahap lanjut melibatkan
beberapa puslit di lingkungan BATAN.
Beberapa
kegiatan
dilakukan.
Selain
DAFTAR
PUSTAKA
1. 0 SUNARYADI
penelitian
untuk
tahap
awal telah
penelitian,
fasilitas
dkk : "Karakterisasi
fasilitas
uji daya ramp (PRTF) dengan pemanas
listrik
",
Seminar Sains dan Teknologi Nuklir, PPTN, Bandung 1989.
2.
0 SUNARYADI
dkk : "Penentuan
panas gamma pada fasilitas uji daya ramp (PRTF) ", Seminar
Sains dan Teknologi Nuklir, PPTN, Bandung 1990.
3. BAKRI ARBIE, 0 SUNARYADI, IMAN KUNTORO
Internasional,
4.
: " Iradiation
Facility
at MPR 30 ", Seminar
USA, 1991.
D SUNARY AD.! dkk : "Pengujian Elemen Bakar Pada Kapsul PRTF", disampaikan
pada Seminar
Sain dan Teknologi , PPTN ,Bandung, 21-22 Maret 1995.
5. SUNARYADI,
RSG-GAS".
6.
GARRY
E. BOJARSKY,
"Safety Report For The Power Ramp Test Facility
"The
Program",
Studsvik
Proceedings
inter
ramp
Project:
of the KTG/ENS/JRC
An
International
meeting
of the KTG/ENS/JRC
Fuel, The Nederlands,
8. MARKGRAF,
Proceedings
Power
on Ramping
Following Behaviour of Reactor Fuel, The Nederlands, 30 Nov. 1978.
7. EICKELPASH,
R. SEEPOL T : " Significant of fuel Performance during
Proceedings
at
KfK Primar Bericht 50.01.09 p10 B, September 1988.
R. THOMAS:
experimental
H. REISER:
Reactor
and
Ramp
Load
Operation
meeting on Ramping and Load Following Behaviour
".
of Reactor
30 Nov. 1978.
I. RUYTER,
F. SONTHEIMER
of the KTG/ENS/JRC
: "Leistungsrampenversuche
im
HFR Petten",
meeting on Ramping and Load Fol10wing Behaviour
Fuel; The Nederlands, 30 Nov. 1978.
BOUFFIOUX, J. VAN VLIET, P. DERAMAIX
, M. LIPPENS:
associated with power changes in LWR", Proceedings
" Potential
of the KTG/ENS/JRC
and Load Following Behaviour of Reactor Fuel, The Nederlands,
Causes
of Reactor
of failures
meeting on Ramping
30 Nov. 1978.
DISKUSI
Pertanyaan: Irma
a. Faktor-faktor apa yang menyebabkan penelitlan dengan BB PLTN (diperkaya) belum
dapat terlaksana di PRTF ?
b. Apakah pengaruh gamma heating dari teras RSG diperhitungkan ? Bagaimana caranya ?
Jawaban :
a. Kesulitan penentuan parameter dasar pada pellet yang harus memenuhi
mis : kadar Ufo, kadar F, CI dan N
b. Ya,.!:Iengan mengukur panas yang terbentukpada dummy fuel.
DBBL-7
Hal. 7 -5 dari 7 -9
kriteria fabrikasi
Prosiding Seminar ke-3Teknologi
dan Keselamatan
PPTKR -PRSG,
Serpong ,5 -6 September 1995
2.
PL TN serfs Fasilitas Nuklir
Pertanyaan : Heryudo
a. Perbedaan antara hasil pengukuran dan literatur pad a gambar 5 disebabkan oleh apa ?
b. Berapa suhu maksimum sampel uranium alam yang diuji dalam fasilitas PRTF ?
c. Apa tujuan penelitian elemen bakar dengan menggunakan PRTF ? Kondisi operasi PL TN
mana yang akan disimulasikan oleh PRTF ?
Jawaban :
a.
Literatur
menggunakan
Uranium diperkaya,
sedangkan
hasil pengukuran
U-alam.
0
b.
c.
3.
==150 C untuk U-alam
Untuk kualifikasi hasil fabrikasi dan verifikasi
Kondisi operasi "load following"
Pertanyaan: Anthony
a.
b.
Apa hasil yang didapat dari penelitian ?
Bagaimana keadaan hasil bahan bakar yang telah diuji ?
Jawaban :
a. Suatu pola dasar yang akan dipakai I berg una untuk penelitian selanjutnya
b. Terjadi perubahan warna di daerah aktif
Gambar
Skcma fasilitas lmdiasi di kolam f{eaktor
DBBL-7
Hal. 7 -6 dari 7 -9
menggunakan
Fasilitas Iradiasi dan Status Penelitian Elemen Bakar
Dedi Sunaryadi
1. Wadah ~psul
2. ~~menI'1t ka r
3. Piri1g ~ngamh
5
4. Dinding ~psul
s. Penggantung ~men
Bikar
6. ~nyekatu)gam
7. "i:nllokopelOutct
8. "i:nllokopelinct
9. Pipa primer
lO.Klitup Isobsi
Gambarl.
~psul PRlF
DBBL-7
Hal. 7 -7 dari 7 -9
Prosiding Seminar ke-3 Teknologi dan Keselamatan
PPTKR -PRSG,
Serpong. 5 -6 September 1995
'e'
.!:!
~
nI
>-
~
PL TN serta Fasilitas Nuklir
Fasilitas
Iradiasidan
Status Penelitian
Elemen Bakar.
Dedi Sunaryadl
Gambar 6: Pra-fradiasi untuk mencapai burn-up sebesar 10.000 MWD/ton-U
Linear Heat (W/cm)
10
10
10
Time (days)
Gambar 7 : Iradiasi dengan daya RAMP berubah
DBBL-7
Hal. 7 -9 dari 7 -9
Dedi Sunaryadi
FASILITAS IRADIASI DAN STATUS
PENELITIAN ELEMEN BAKAR REAKTOR DAYA DI RSG-GAS
Dedi Sunaryadi
Pusat Reaktor serba Guna -BATAN
ABSTRAK
FASILITAS lRADIASI DAN STATUS ELEMEN BAKAR REAKTOR DAYA DI RSG-GAS. Reaktor
Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) sebagai reaktor penelitian mempunyai daya sebesar 30
MW dan fluks neutron sebesar 2 x 1014 n/cm2/detik mempunyai beberapa fasilitas iradiasi yang dapat
dipakai untuk penelitian elemen bakar reaktor daya. RSG-GAS telah dimanfaatkan untuk penelitian
elemen bakar reaktor daya jenis PWR dengan menggunakan
fas11itas uji daya ramp (PRTF)
bekerjasama dengan peneliti dari Jerman (BMFT). Fasilitas uji daya ramp dapat mensimulasikan
kondisi reaktor daya PWR pada tekanan 160 bar dan suhu elemen bakar 345 0 C. Hasil eksperimen
dengan menggunakan PRTF diberikan. Fasilitas Inpile Loop yang dirancang untuk menguji bundel
elemen bakar reaktor daya telah diinstal sistem primer dan sekundernya. Dalam kondisi seperti ini
Fasilitas tersebut dapat dipakai untuk pelatihan stat dan teknisi dalam mengoperasikan reaktor daya
(simulasi)pada
tekanan 150 bar dan suhu sistem primer 290 aC
.
ABSTRACT
IRRADIATION FACILITIES AND STATUS OF FUEL RESEARCH IN RSG-GAS, The Multi Purpose
Reactor 30 MW (RSG-GAS) is a research reactor equiped with Bnumber of irradiation facilities could
be used in a research of fue1 e!ement of power reactor. The RSG-GAS have been used for research
of PWR fuel element using Power Ramp Test Facility (PRTF). The activity was done since 1993
with co-researcher from Germany (BMFT). PRTF could simulate PWR power reactor condition at
160 bar system pressure and at 3450C fuel element temperature. The primary and secondary system
of Inpile loop facility which designed for testing of fuel element bundle of power reactor have been
installed. In this condition the Inpile loop facility mentioned above could be used for training and
operatin~ of staffs and technicians. The power reactor can be simulated at 150 bar system pressure
and 290 C primary system temperatures.
PENDAHULUAN
Reaktor
(RSG-GAS)
berdaya
adalah
2
beberapa
x
melakukan
Siwabessy
penetitian
yang
seper1i
mempunyai
kegiatan
Penelitian
irad.iasi yang dipergunakan
penelitian
atau fasilitas
radioisotop.
fasilitas
dimanfaatkan
reaktor
fasili~as
(PRTF) telah dilakukan.
uji daya
ramp
adalah
PRTF
fasilitas
akan
iradiasi dengan loop pendingin yang digunakan
yang
untuk menguji elemen bakar reaktor daya jenis
bakar
penelitian
reaktor
dan
daya,
PWR/BWR.
bakar
Penelitian tentang perilaku elemen
reaktor
fasilitas
bantuan
dimanfaatkan
bakar
makalah
menggunakan
di
elemen
di RSG-GAS
disampaikan
pula beberapa kegiatan yang
telah dan akan dilakukan.
Sampai saat ini
iradiasi
perilaku
dan
untuk
elemen
elemen
, pengujian
Didalam
irad.iasi
perilaku
daya jenis PWR dengan menggunakan
uji daya Ramp
produksl
penelitian
bakar reaktor daya.
fluks neutron termal
1014 n/cm2/detik
fasilitas
pengembangan
GA
reaktor
dibahas
dapat
Guna
30 MW dengan
sebesar
untuk
Serba
RSG-GAS
telah
untuk kegiatan yang mencakup
kegiatan penelitian dalam bidang energi nuklir
dilakukan
fasilitas
bekerjasama
dari Jerman
Forschung
elemen
daya
Teknik.
bakar
jenis
uji daya Ramp
dengan
( Bundes
BMFT).
reaktor
PWR
daya
para
dengan
(PRTF)
peneliti
Minister
Penelitian
di dalam
fuer
perilaku
reaktor
Prosiding Seminar ke-3 Teknologi dan Keselamatan
PPTKR -PRSG,
Serpong, 5 -6 September 1995
riset
dapat
dilakukan
dapat mensimulasi
karena
PL TN serta Fasilitas
fasilitas
PRTF
kondisi reaktor daya.
merupakan
Litbang BATAN dengan memanfaatkan
hal yang baru dan penuh
tantangan bagi stat BATAN. Pembuatan
FASILITAS
Jerman
penyelesaian.
(BMFT)
Dengan
dalam
selesainya
elemen bakar nanti diperlukan
kerja yang berupa
sebagai
bagian
pengujian
iradiasi
dari
keandalan
Fasilitas-fasilitas
proses
pembuatan
pengujian
unjuk
dan pasca iradiasi
kendali
kualitas
elemen
bakar
untuk
buatan
RSG-GAS
pelaksanaan
koordinasi
program
pihak Jerman
Kesiapan
Puslit
Pus]jt
memenuhi
telah
penyelesaian
yang
kemudian
awal
gambar
1.
elemen
bakar
di
program
dengan
Oari
teridentitikasi,
PEBN.
daftar
yang
menunjang
Pembangkit
reaktor daya jenis PWR atau jenis PHWR. Loop
utama fasilitas berfungsi untuk mengkondisikan
(simulasi) reaktor daya sehungga elemen bakar
dikondisikan
2005.
program
mulai
Diharapkan
dengan
pengetahuan
tentang
bakar
reaktor
yang
daya
di
tahun
makalah
fasilitas
iradiasi
bakar
RSG-GAS
sehingga
dapat lebih me-ningkatkan
riset jenis
sekitar
iradiasi
dengan
MTR (Material
bertambah,
kegiatan
mensimulasf
PRTF atau fasilitas
digunakan
penulisan
elemen
lingkungan
pendingin
MTR loop adalah fasilitas
fasilitas
khususnya
reaktor
pad a
dalam
150 bar, serta aliran
yang
pembangunan
beroperasi
di
loop pending in yang digunakan untuk uji elemen
pasca
BATAN dalam
nuklir,
berada
reaktor daya dengan suhu 290oC dan tekanan
Test
reaktor riset MTR.
persiapan
bakar
iradiasi
yang
Listrik Tenaga Nuklir (PL TN) yang
direncanakan
ini,
industri
elemen
loop adalah fasilitas
dapat
ini dapat dilihat gambaran
era
penelitian
CHOUCA
untuk
waktu.
menyongsong
Power Ramp
CYRANO RIG,
untuk menguji bundel elemen bakar
iradiasi
ini
operasi
uji daya ramp adalah
dengan
daya jenis PWR/BWR.
PRTF
kondisi
loop
pendingin
yang
untuk menguji elemen bakar reaktor
loop-loop
dalam
LOOP, MTR LOOP,
dari
Seperti pada PWR loop, fasilitas
dan
secara umum tentang kesiapan
litbang
terdiri
berfungsi
sumber daya manusia dan
Pada makalah
untuk
daya.
Reaktor).
pekerjaan
dapat dilakukan
meliputi penyediaan
iradiasi
Dengan
iradiasi,
iradiasi
digunakan
akan
kegiatan
di
yang dilengkapi dengan loop pendingin. Loop ini
elemen
yang
ada
RIG dan Neutron Radiografi.
1200 I/jam.
jadwal
yang
dapat dilihat pada
reaktor
Test Facility (PRTF),
sekitar
PPTN
iradiasi
Fasilitas
PWR/PHWR
contoh
di PRSG,
beberapa
b~rhubungan
iradiasi.
oleh
iradiasi
melalui
diidentitikasi
akan
mempengaruhi
pasca
perencanaan
dibuat
pembuatan
iradiasi
akan
pengujian
dalam
Sebagai
dikerjakan
mempengaruhi
baik.
dari Puslit yang terkait dalam
kontribusinya.
ketepatan
agar
menentukan
Ketepatan
yang
sangat tergantung
memberikan
dengan
akan
lain.
jadwal
Puslit
penelitiaR yang dibantu
dapat terlaksana
suatu
kelancaran
antar
DAYA
secara skematis
PWR/PHWR
Diperlukan
UNTUK PENELITIAN
ELEMEN BAKAR REAKTOR
BATAN.
bakar
IRADIASI
e]emen
bakar yang dikerjakan di PPTN dengan bantuan
ekspert
reaktor
secara optimal.
Iradiasi elemen bakar reaktor daya di RSG
-GAS
Nuklir
yang
dalam
Kelebihan PRTF dengan
lainnya
adalah
mensimulasi
kondisi
perubahan
(load
following).
daya/beban
yang
Kemampuan
ini dapat dilakukan
fasilitas
naik/turun
penggerak
menempatkan
menjauhi
kapsul
posisinya
ter~s
memperlihatkan
Cyrano
kemampuan
karena adanya
yang
dapat
mendekat
reaktor.
atau
Gambar
2
skema kapsul PRTF.
rig
adalah
fasilitas
untuk
uji
(statis) elemen bakar reaktor daya. Fasilitas
ini
berupa
di
bongkar
DBBl-7
Hal. 7 -2 dari 7 -9
sebuah
I
rig (anjungan)
pasang
di kolam
yang
reaktor
dapat
secara
Fasilitas Iradiasi dan Status Penelitian
Elemen Bakar.
Dedi Sunaryadi
vertikal.
Berbeda dengan loop yang dirancang
dengan
pendinginan
sedemikian
sendiri,
rupa
pendinginan
Rig
untuk
dirancang
mendapatkan
dari lingkungannya
3.
berada.
memperlihatkan
kurva
sebagai
fungsi
teras. (2)
posisi
Iradiasi
elemen
untuk
sebagai
uji bahan struktur reaktor. Seperti pad a Cyrano
elemen
rig,
pula
Chouca rig adalah fasilitas
fasilitas
pendingin.
ini
tidak
Kapsul
dapat didinginkan
iradiasi
dirancang
untuk
kenaikan
teras
selama
iradiasi
oleh sistem
pendingin
teras
reaktor.
bakar
reaktor
dengan
berkas
neutron
yang
merupakan
pengujian
radiografi
pada
x-ray
neutron
sarna seperti
radiografi,
radiografi
gambar
merupakan
gambar x-ray. Pada radiografi
diperoleh
sangat
bahan terhadap
pada
x-ray
pada
merupakan
absorpsi
dipengaruhi
oleh
fasilitas
sifat
dengan
kali. Penelitian
tentang
perilaku
uji
fasilitas
elemen bakar
elemen
dapat dilakukan
CHOUCA
ini
yang
Penggunaan
bakar
selain
PRTF
karena fasilitas
dan
seperti
Inpile-Loop
masih
dan instalasi.
Sampai
fasilitas
Inpile
Loop
instalasi
sistem
primer
dan
Namun
demikian
dalam
tasilitas
tersebut
dapat
baru
selesai
sekundernya.
kondisi
seperti
dimanfaatkan
stat dan operator
dalam
itu
untuk
menangani
daya (PL TN).
suhu 290°C dan alirannya
Tekanan
150 bar
dapat mencapai
1200
dalam rangka penelitian
adalah
fasilitas
telah
pada
pemanas
menunjang
karakter fasilitas
teras
PRTF
BAT AN
gamma
telah
pula
data
awal
diiradiasi
Gambar
uji
elemen
daya
ramp
bakar
dan
(PRTF)
pengujian
melibatkan beberapa puslit terkait di lingkungan
akan
pembuatan
selama
reaktor.
fasilitas
iradiasi
bakar reaktor
Program iradiasi dan pasca iradiasi yang
listrik
perpindahan
pengaruh
kapsul
untuk
dalam
pada
elemen
pasca iradiasi.
dilakukan
elemen bakar. Gambar
tentang
dilakukan
daya
adalah
menggunakan
Penelitian
di
PL TN.
Beberapa
3 memperlihatkan karakteristik
panas kapsul PRTF. (1)
tentang
perlu
dengan pihak J~rman.
Karakterisasi
heating
bakar di
kg/jam.
Kegiatan yang akan d11akukan berikutnya
sebagai pengganti
2.
elemen
tersebut
penelitian
dilakukan
Ramp
sebagai berikut :
dengan
iradiasi
belum
loop reaktor
beberapa
kegiatan yang telah dicapai diantaranya
1.
diatas
(PRTF)
daya
bekerjasania
dengan
(4)
sistem in pile loop yang merupakan simulasi dari
reaktor daya jenis PWR dengan menggunakan
fasilitas
bakar
tersebut
Kegiatan
pelatihan
penelitian
menggunakan
kegiatan
dalam tahap komisioning
KEGIATAN YANG TELAH DAN
bakar
5 memperlihatkan
daya pada elemen
status
CYRANO,
attenuasi
iradiasi di RSG-GAS telah dilakukan
Gambar
dengan kegiatan berikutnya
YANG AKAN DILAKUKAN
elemen
dan
posisi kapsul terhadap
program
sedangkan
RSG-GAS,
diiradiasi
selama
menunjang
saat
Sejak beroperasinya
pola
ditindaklanjuti
bahan.
BEBERAPA
mengetahui
fasilitas
oleh
sifat
telah
RSG-GAS.
pelengkap
neutron,
iradiasi
gambar
neutron gambar
dipengaruhi
Ketiga
dari
tak merusak pasca iradiasi. Gambar
hasil
neutron
menggunakan
bagian
reaktor.
sebelum
uranium
alam
dibandingkan
elemen bakar uraniumdiperkaya.
yang digunakan untuk pembuatan gambar (foto)
elemen
daya
perubahan
alam
sesungguhnya
untuk
pola penurunan
Fasilitas neutron radiografi adalah fasilitas
yang
dilakukan
loop
terhadap
uranium
latihan
yang
gamma
kapsul
bakar
bahan
bakar
memerlukan
panas
4
Iradiasi
dilakukan
elemen
elemen
daya
akan
Serba
Guna
GA.
dengan
DBBL-7
Hal. 7 -3 dari 7 -9
selesai.
reaktor
Siwabessy
tahap, yaitu :
PPTN
bakar
di
ramp
di
setelah
Reaktor
dilakukan
daya
bakar
segera
(PRTF).
menggunakan
Iradiasi
terdiri
fasilitas
dari
uji
dua
Prosiding Seminar ke-3 Teknologi clan Keselamatan
PPTKR -PRSG,
Serpong ,5 -6 September 1995
1.
PL TN serta Fasilitas Nuklir
Selama
Tahap pra iradiasi yang dilaksanakan
selama
266
hari
untuk
burn-up sebesar
ton-u.
pada daya
Tahap
iradiasi
selama
dengan
bakar.
Pada
Berikut
tahap
ini
iradiasi
adalah
beberapa
dilaksanakan
untuk
kegiatan
(7,8)
Pemeriksaan
visual
berubah-ubah
dalam
selang
waktu
2.
Pengukuran
panjang
W/cm/menit,
dan
terakhir
Diantara
3.
Radiografi neutron
pada 10 hari
4.
Pengujian dengan Eddy current
50
5.
Pengujian dengan Ultra sonic
hari
6.
Gamma
100
7.
Pengukuran
dayanya
pada
mengalami
elemen
pra-iradiasi
diperiksa dahulu di laboratorium
akan
Metalurgi untuk
bakar
kapsul
pasca
akan
daya
iradiasi
dimasukkan
PRTF
dan
dengan
program
iradiasi
gambar
8. Pola perubahan
ramp.
kembali
yang
akhir.
iradiasi
dalam
mencapai
setelah
di Hot-
perlu
tahap
dilakukan
pengujian
2 adalah
yang
2.
Metalografi
.
3.
Keramografi
yang
4.
Gamma scanning
I
diatas
dan
10.000 MWD/ton-U
pada elemen
5.
Analisis kimia
6.
Alpha-beta
7.
Pengujian
(9)
iradiasi
(7.6)
:
ramp
7,8)
untuk
pasca
Analisis gas hasilfisi
tahap
dapat terjadi beberapa perubahan
yang
program
iradiasi
dilakukan
lainnya
Metalurgi PEBN.
1.
selang waktu
burn-up
menunjang
PRSG,
pada
diterapkan diambil dari beberapa referensi
PEBN dan
di Hot-cell
terlihat
daya
-(B,
ke
sesuai
kegiatan
Kegiatan
selesai
diiradiasi
dapat dilakukan
Metalurgi
1,2 dan 3 dapat dilakukan
pengujian
dalam
dilaksanakan
Laboratorium
cell Laboratorium
perubahan
berat
diatas
PRSG. Beberapa kegiatan seperti kegiatan butir
sedangkan
elemen
Pada
di Hot-cell
kondisi awal elemen bakar sebelum
pemeriksaan
scanning
Kegiatan-kegiatan
1 dan tahap 2,
bakar yang telah mengalami
mengetahui
10
Lihat gambar 7.
tahap
dia-
5
dayanya
perubahannya
W/cm/menit.
dan
meter
Pada 10 hari
perubahan
yang
pasca
iradiasi PIE setelah pra~iradiasi tahap 1 selesai
1.
kemudian
"stress
pengujian
(ramp)
3 x 10 hari.
sebagai
fenomena
daya
kedua
bakar
kelongsong
dengan
pertama besar perubahan
setelah
perlu
bahan
elemen
0,4 %
corrotion craking", SCC.
30 hari
antara
pada
akibat dari adanya
kelongsong
sebesar
dilaksanakan
W/cm/menit,
dengan
maksimum .
300
fenomena
interaksi
bakar
kelongsong
2. Keretakan
mempelajari
selama
Setelah
1. Deformasi
bakar
daya RAMP berubah
dilaksanakan
terjadinya
iradiasi
ini
yaitu sebesar
Lihat gambar 6.
untuk
tahap
elemen
W/cm.
yang
mencapai
pada
linier tak berubah
2.
2 yaitu
10.000 MW day I
Iradiasi
dilakukan
tahap
perubahan daya ramp yang dilakukan selama 3
x 10 hari, dapat diamati beberapa hal berikut (8)
autoradiografi
permukaan
kelongsong bagian dalam
:
1. Pengurangan
sebesar
tengah
diamet~r
0,15 -0,30
% pada bagian
diameter
bahan
bakar
(pellet) sebesar 0,01 -0,06 %.
3. pengurangan
ukuran
panjang
dilaksanakan
sedangkan
elemen bakar (aksial).
2. Pengurangan
Kegiatan
.kelongsong
elemen
antara
tanpa
tahap
merusak
1 dan
merusak
elemen
kegiatan
dilakukan
dj Laboratorium
bakar sebesar 0,2%.
DBBL-7
Hal. 7 -4 dari 7 -9
2
bakar,
kegiatan setelah tahap II dilakukan
dengan
PEBN.
tahap
elemen
bakar.
Seluruh
Metalurgi
Fasilitas
Iradiasi dan Status Penelitian
Elemen Bakar.
Dedi Sunaryadi
KESIMPULAN
Oari
bahwa
iradiasi
uraian
diatas
RSG-GAS
telah
dapat
disimpulkan
dimanfaatkan
di RSG-GAS
pelatihan
dalam
stat
den
dapat
teknisi
reaktor daya (Simulasi).
digunakan
untuk
sebagai
operator
Pelaksanaan
program
kegiatan penelitian elemen "bakar reaktor daya.
penelitian elemen baker tahap lanjut melibatkan
beberapa puslit di lingkungan BATAN.
Beberapa
kegiatan
dilakukan.
Selain
DAFTAR
PUSTAKA
1. 0 SUNARYADI
penelitian
untuk
tahap
awal telah
penelitian,
fasilitas
dkk : "Karakterisasi
fasilitas
uji daya ramp (PRTF) dengan pemanas
listrik
",
Seminar Sains dan Teknologi Nuklir, PPTN, Bandung 1989.
2.
0 SUNARYADI
dkk : "Penentuan
panas gamma pada fasilitas uji daya ramp (PRTF) ", Seminar
Sains dan Teknologi Nuklir, PPTN, Bandung 1990.
3. BAKRI ARBIE, 0 SUNARYADI, IMAN KUNTORO
Internasional,
4.
: " Iradiation
Facility
at MPR 30 ", Seminar
USA, 1991.
D SUNARY AD.! dkk : "Pengujian Elemen Bakar Pada Kapsul PRTF", disampaikan
pada Seminar
Sain dan Teknologi , PPTN ,Bandung, 21-22 Maret 1995.
5. SUNARYADI,
RSG-GAS".
6.
GARRY
E. BOJARSKY,
"Safety Report For The Power Ramp Test Facility
"The
Program",
Studsvik
Proceedings
inter
ramp
Project:
of the KTG/ENS/JRC
An
International
meeting
of the KTG/ENS/JRC
Fuel, The Nederlands,
8. MARKGRAF,
Proceedings
Power
on Ramping
Following Behaviour of Reactor Fuel, The Nederlands, 30 Nov. 1978.
7. EICKELPASH,
R. SEEPOL T : " Significant of fuel Performance during
Proceedings
at
KfK Primar Bericht 50.01.09 p10 B, September 1988.
R. THOMAS:
experimental
H. REISER:
Reactor
and
Ramp
Load
Operation
meeting on Ramping and Load Following Behaviour
".
of Reactor
30 Nov. 1978.
I. RUYTER,
F. SONTHEIMER
of the KTG/ENS/JRC
: "Leistungsrampenversuche
im
HFR Petten",
meeting on Ramping and Load Fol10wing Behaviour
Fuel; The Nederlands, 30 Nov. 1978.
BOUFFIOUX, J. VAN VLIET, P. DERAMAIX
, M. LIPPENS:
associated with power changes in LWR", Proceedings
" Potential
of the KTG/ENS/JRC
and Load Following Behaviour of Reactor Fuel, The Nederlands,
Causes
of Reactor
of failures
meeting on Ramping
30 Nov. 1978.
DISKUSI
Pertanyaan: Irma
a. Faktor-faktor apa yang menyebabkan penelitlan dengan BB PLTN (diperkaya) belum
dapat terlaksana di PRTF ?
b. Apakah pengaruh gamma heating dari teras RSG diperhitungkan ? Bagaimana caranya ?
Jawaban :
a. Kesulitan penentuan parameter dasar pada pellet yang harus memenuhi
mis : kadar Ufo, kadar F, CI dan N
b. Ya,.!:Iengan mengukur panas yang terbentukpada dummy fuel.
DBBL-7
Hal. 7 -5 dari 7 -9
kriteria fabrikasi
Prosiding Seminar ke-3Teknologi
dan Keselamatan
PPTKR -PRSG,
Serpong ,5 -6 September 1995
2.
PL TN serfs Fasilitas Nuklir
Pertanyaan : Heryudo
a. Perbedaan antara hasil pengukuran dan literatur pad a gambar 5 disebabkan oleh apa ?
b. Berapa suhu maksimum sampel uranium alam yang diuji dalam fasilitas PRTF ?
c. Apa tujuan penelitian elemen bakar dengan menggunakan PRTF ? Kondisi operasi PL TN
mana yang akan disimulasikan oleh PRTF ?
Jawaban :
a.
Literatur
menggunakan
Uranium diperkaya,
sedangkan
hasil pengukuran
U-alam.
0
b.
c.
3.
==150 C untuk U-alam
Untuk kualifikasi hasil fabrikasi dan verifikasi
Kondisi operasi "load following"
Pertanyaan: Anthony
a.
b.
Apa hasil yang didapat dari penelitian ?
Bagaimana keadaan hasil bahan bakar yang telah diuji ?
Jawaban :
a. Suatu pola dasar yang akan dipakai I berg una untuk penelitian selanjutnya
b. Terjadi perubahan warna di daerah aktif
Gambar
Skcma fasilitas lmdiasi di kolam f{eaktor
DBBL-7
Hal. 7 -6 dari 7 -9
menggunakan
Fasilitas Iradiasi dan Status Penelitian Elemen Bakar
Dedi Sunaryadi
1. Wadah ~psul
2. ~~menI'1t ka r
3. Piri1g ~ngamh
5
4. Dinding ~psul
s. Penggantung ~men
Bikar
6. ~nyekatu)gam
7. "i:nllokopelOutct
8. "i:nllokopelinct
9. Pipa primer
lO.Klitup Isobsi
Gambarl.
~psul PRlF
DBBL-7
Hal. 7 -7 dari 7 -9
Prosiding Seminar ke-3 Teknologi dan Keselamatan
PPTKR -PRSG,
Serpong. 5 -6 September 1995
'e'
.!:!
~
nI
>-
~
PL TN serta Fasilitas Nuklir
Fasilitas
Iradiasidan
Status Penelitian
Elemen Bakar.
Dedi Sunaryadl
Gambar 6: Pra-fradiasi untuk mencapai burn-up sebesar 10.000 MWD/ton-U
Linear Heat (W/cm)
10
10
10
Time (days)
Gambar 7 : Iradiasi dengan daya RAMP berubah
DBBL-7
Hal. 7 -9 dari 7 -9