KAJIAN KESELAMATAN PENGOPERASIAN REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG DENGAN MENGGUNAKAN BATANG KENDALI REAKTOR TRIGA 2000 TANPA BAHAN BAKAR (BKRTTBB)
Authors: Basuki Prasetyo , Suwarso A.R. Iso , Sunarya Agus , Yazid P. Ilham , Supardjo Mr. , Rojak Abdul 
Published: September 2017

ABSTRAKKAJIAN KESELAMATAN PENGOPERASIAN REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG DENGAN MENGGUNAKAN BATANG KENDALI REAKTOR TRIGA 2000 TANPA BAHAN BAKAR (BKRTTBB). Telah dilakukan kegiatan pabrikasi BKRTTBB untuk digunakan pada teras TRIGA 2000 Bandung sebagai upaya modifikasi batang kendali pengganti FFCR (Fuel Follower Control Rod) yang telah memiliki fraksi bakar melebihi 50% pada bagian elemen pengikutnya. Dari 5 buah FFCR yang digunakan saat ini telah terindikasi 2 buah yang memiliki fraksi bakar melebihi 50 % dan 1 buah yang telah mendekati 50 %. Sampai dengan akhir tahun ini direncanakan dilakukan penggantian sebanyak 2 buah, dan akan berlanjut sampai dengan 4 buah di tahun berikutnya. Untuk dapat menjamin keselamatan proses modifikasi dan pasca modifikasi, maka perlu dilakukan kajian simulasi operasi dengan menggunakan BKRTTBB pada skenario teras paling reaktif. Pada kajian ini telah dilakukan simulasi operasi dengan meng-gunakan 1 buah FFCR, 4 buah BKRTTBB, dan 102 elemen bakar dengan komposisi elemen bakar sesuai dengan kondisi terkini pada teras TRIGA 2000 dengan menggunakan MCNP. Dari kajian ini didapatkan beberapa parameter kritikalitas antara lain reaktivitas teras lebih (core excess) sebesar $ 5,461, dan reaktivitas padam (shutdown margin) sebesar $ -9,647, kemudian dengan menskenariokan kondisi one stuck rod didapatkan bahwa semua kondisi salah satu batang kendali tersangkut memberikan respons subkritis. Kemudian dari simulasi ini pula di-dapatkan faktor puncak daya aksial sebesar 1,21 dan faktor puncak daya radial sebesar 2,02. Dari kedua nilai faktor puncak daya ini dapat dihitung distribusi suhu pada teras dengan menggunakan program komputasi STAT dan STATMOD. Hasil simulasi menggunakan STAT dan STATMOD dengan memberikan suhu masukan air sampai dengan 42 °C didapatkan suhu terpanas pada subbuluh sebesar 87,98 °C dan 82,75 °C. Berdasarkan hasil ini dapat disimpul-kan bahwa pengoperasian reaktor dengan menggunakan BKRTTBB pada kondisi yang men-dekati dimana suhu air masukan mendekati 49 °C (suhu tertinggi untuk sinyal SCRAM), air pendingin primer belum mencapai suhu pendidihan (112 °C). Sehingga pengoperasian reaktor dengan BKRTTBB dapat dinyatakan aman dan selamat dari aspek neutronik maupun termal-hidrolik.ABSTRACTSAFETY REVIEW OF BANDUNG TRIGA 2000 RESEARCH REACTOR OPERATION USING CONTROL ROD WITHOUT FUEL FOLLOWER (BKRTTBB). BKRTTBB manufacturing activities have been carried out to be used on the TRIGA 2000 core as a modification of the control rod replacement FFCR (Fuel Follower Control Rod) which has had burnup exceeds 50 % on the fuel follower. Two units of existing FFCR have been indicated exceeds 50 % of burnup and 1 unit was approaching 50%. Until the end of this year planned replacement by 2 units, and will continue up to 4 units in the next year. To ensure the safety of the modification process and the post-modification activities, it is necessary to study the operation simulation using BKRTTBB on the most reactive core. This study has been carried out on simulated reactor operation using 1 unit FFCR, 4 units BKRTTBB, and 102 fuel elements with composition in accordance with current conditions on the TRIGA 2000 core by using MCNP. This study obtained some criticality parameters, core excess $ 5.461, and shutdown margin $ -9.647, then the scenario of one stuck rod conditions showed that all the conditions of one control rod stuck is responded as subcritical. Then from this simulation also obtained axial peak power factor of 1.21 and radial peak power factor of 2.02. Based on these values, the temperature distribution on the reactor can be calculated using computational codes, STAT and STATMOD. The simulation results using STAT and STATMOD by providing input water temperature up to 42 °C at the hottest sub channel temperature obtained of 87.98 °C and 82.75 °C. Based on these results it can be concluded that operation of the reactor by using BKRTTBB in conditions near to LOFA where no temperature exchange so that the water temperature input approaching 49 °C (the highest temperature for the scram signal), water primary coolant still has not reached the temperature of boiling (112 °C). So that the operation of the reactor with BKRTTBB can be declared safely and secure in neutronics and termalhydraulics aspect.