Post on 31-Dec-2016
PRINSIP REAKTOR NUKLIR
Pelatihan Nasional Basic Proffesional Training Course on Nuclaer SafetyPusat Pendidikan dan Pelatihan, BATAN
2
Daftar Isi REAKSI FISSI
• Reaksi fissi berantai• Distribusi energi reaksi fissi U235
• Rendemen fissi U235
• Pengkondisian & Pengendalian reaksi fissi ASPEK NEUTRONIK
• Parameter neutronik• Siklus neutron dalam reaktor• Faktor multiplikasi• Termalisasi neutron• Distribusi fluks Maxwellian
ASPEK TERMOHIDROLIKA
3
Kesetaraan Massa dan Energi
Einstein: Massa adalah bentuk lain energiE=mc2
sebelumsesudah
REAKSI FISSI
Menjelaskan tentang proses, karakteristika, pemanfaatan dan konsep pengendalian reaksi fissi, serta model reaktor nuklir (fissi)
5
Reaksi fissi berantai Proses reaksi fissi (berdasarkan liquid drop model)
Setelah pembelahan terdapat defek massa 0.215 amu = 200 MeV (1 amu setara 931 MeV).
Energi sebesar 200 MeV didistribusikan sebagai berikut :
U235 Inti U236
tereksitasi
U236
stabil
U236
tak stabil
neutron
fraksibelah
fraksibelah
neutron
neutron
radiasi
radiasi
6
Distribusi energi reaksi fissi U235
Energi kinetik fraksi belah 165 MeV Energi kinetik neutron ± 2 MeV Energi radiasi sinar gamma (γ) langsung 8 MeV Energi radiasi β dan γ peluruhan hasil belah 16 MeV Energi partikel netral neutrino ± 9 MeV
T O T A L 200 MeV
Energi neutrino tidak menimbulkan timbulnya energi termal dalam reaktor nuklir
7
Reaksi fissi berantai Proses reaksi fissi (berdasarkan liquid drop model)
Setelah reaksi fissi, timbul dua fraksi belah yang mempunyai berat tidak selalu sama, dan mengikuti pola sebagai gambar berikut
U235 Inti U236
tereksitasi
U236
stabil
U236
tak stabil
neutron
fraksibelah
fraksibelah
neutron
neutron
radiasi
radiasi
8
Rendemen fissi U235
9
Reaksi fissi berantai Proses reaksi fissi (berdasarkan liquid drop model)
Tidak semua neutron yang bergerak menumbuk inti atom U235
dapat menimbulkan reaksi fissi.• Probabilitas neutron akan menghasilkan reaksi fissi jika menumbuk
inti U235 dengan kecepatan tertentu ditunjukkan pada gambar berikut
U235 Inti U236
tereksitasi
U236
stabil
U236
tak stabil
neutron
fraksibelah
fraksibelah
neutron
neutron
radiasi
radiasi
10
Probabilitas reaksi fissi U235 vs kecepatan neutron
Prob
abili
tas
reak
si fi
ssi
(par
amet
er ta
mpa
ng li
ntan
g)
Energi neutron dalam satuan eV10 1000.02 10 7
Neutron termal:Ek = 0.025 eV /v = 2200 m/s
11
Pengkondisian reaksi fissi berantai
U235
U235
U235
Moderator (air, grafit, air berat)
Neutron cepat
Neutron termal
12
Pengendalian reaksi fissi berantai
U235
U235
U235
U235
U235
U235
U235
U235
U235
U235
U235
U235
U235
U235
U235
U235
U235
U235
U235
U235
U235
U235
Neutron cepat
Neutron termal
Moderator
Pengendali
13
Model reaktor nuklirBATANG KENDALI (CADMIUM)
BAHAN BAKAR URANIUM
BEJANA REAKTOR
14
Prinsip reaktor nuklir Dalam teori dan prinsip dasar reaktor nuklir (fissi) terdapat dua
disiplin ilmu yang sangat penting, yaitu yang menyangkut aspek karakteristika neutron (neutronik) dan aspek karakteristika termal serta pengendaliannya (termal-hidrolika=termohidrolika):• Fisika neutron (aspek neutronik) : mempelajari dan memahami
perilaku neutron di dalam teras dan parameter terkait • karakteristika fisis neutron• distribusi ruang neutron• distribusi energi neutron• aspek kinetika neutron
• Termohidrolika (aspek termal dan hidrolika) : mempelajari dan memahami perilaku termal dan hidrolika atau pendingin (karena biasanya sebagai pendingin digunakan air)
• distribusi termal• pengambilan energi termal• karakteristika interaksi termal material dalam reaktor
ASPEK NEUTRONIK
Menjelaskan tentang, karakteristika neutron meliputi: fluks neutron,
tampang lintang, distribusi neutron, persamaan difusi
16
Parameter neutronik Tampang lintang mikroskopis (σ):
Konstanta yang menunjukkan luasan (tampang) efektif dari suatu inti atom (misalnya inti U235) terhadap neutron yang datang padanya dengan kecepatan tertentu.• Semakin luas tampang lintang mikroskopis, semakin tinggi probablitas
adanya interaksi antara inti atom dengan neutron yang datang• Luas tampang lintang suatu inti atom tidak tetap, bervariasi dengan
kecepatan neutron yang ada, dan spesifik untuk setiap atom unsur• Satuan barn (1 barn = 10 -24 cm2)• Jenis tampang lintang yang utama
• tampang lintang fissi (σf ): probabilitas terjadinya reaksi fissi
• tampang lintang absorbsi (σa ): probablilitas terjadinya absorbsi neutron
• tampang lintang hamburan (σs ): probabilitas terjadinya hamburan neutron
• tampang lintang tangkapan (σc ): probabilitas terjadinya tangkapan neutron
• tampang lintang total (σt ): σt = σs + σa ; σa = σf + σc
17
Tampang lintang fissi U235
Tam
pang
lint
ang
fissi
, σ f
Energi neutron dalam satuan eV10 1000.02 10 7
Neutron termal:Ek = 0.025 eV /v = 2200 m/s
18
Parameter neutronik Tampang lintang makroskopis (Σ):
Tampang lintang mikroskopis σ adalah luasan efektif dari satu inti atom terhadap neutron yang datang, jika dalam suatu bongkah unsur (mis. U235) terdapat beberapa atom dengan kerapatan N atom/cm3, maka untuk itu didefinisikan tampang lintang makroskopis, yaitu: Σ = N σ.• Satuan : (atom/cm3) x (cm2) = cm -1
• Jenis : sama dengan tampang lintang mikroskopis Σ f , Σ a , Σ s , Σ c , Σ t
• Contoh perhitungan N :ρ : densitas unsur gr/ccA : berat massa unsur U235, A=235Navg : Bilangan Avogadro 6.023x1023
atom/mol
avgNA
N ρ=
19
Parameter neutronik Arus neutron (J) :
adalah kuantitas vektor (berarah) yang menunjukkan banyaknya neutron per detik yang melintasi suatu luasan tertentu (neutron/cm2.s, atau n.cm-2.s -1) dalam suatu arah yang tertentu pula
Fluks neutron φ :Dalam reaktor neutron bergerak ke segala arah, dan probabilitas terjadinya tumbukan antara neutron dan inti sama ke segala arah, atau dengan kata lain, secara umum probabilitas tumbukan tidak tergantung arah, tetapi bergantung pada kerapatan n (n/cm3) dan kecepatan neutron v (cm/s). Oleh karena itu didefinisikan besaran yang disebut fluks neutron, sebagai hasil kali antara kerapatan dan kecepatan neutron:
φ (n/cm2.s)= n (n/cm3) x v (cm/s)• Satuan dari fluks neutron φ (n/cm2.s) sama dengan arus neutron J
(n/cm2.s), tetapi besaran fluks neutron bersifat skalar.
20
Parameter neutronik Kecepatan reaksi (R):
adalah kecepatan terjadinya interaksi antara neutron dengan inti atom, didefinisikan sebagai
Rx = kecepatan reaksi x (rection/s) σx = tampang lintang reaksi x (cm2) φ = fluks neutron (n/cm2.s)
Misalnya, jika dalam medium terdapat inti atom U235 dengan densitas N inti/cm3, maka kecepatan reaksi fissi yang akan terjadi per cm3 atom adalah=
φσ xxR =
sec)./()..()( 121 ccfissiscmncm ff φφ Σ=Σ −−−
21
Siklus neutron dalam reaktor
40 reaksifissi U235
100 buah neutron cepat
(2 MeV)2,5 neutron dihasilkan per fissi
85 buah neutron lambat
10 diserap padakondisi neutroncepat
5 buah bocor
keluar reaktor
Pros
es p
erla
mba
tan
neut
ron
47 buah terserap U235 Difusi neutron termal
5 buah bocor
keluar reaktor
33 diserap padakondisi neutronlambat
Inti
U23
5 ter
eksi
tasi
7 buah neutronmenghasilkan U236
sengaja & tak sengaja
22
Faktor multiplikasi (k) Dalam teori reaktor, terdapat dua macam faktor multiplikasi,
yaitu:• faktor multiplikasi efektif (keff) dan
• faktor multiplikasi infinit (k∞). Faktor multiplikasi efektif keff didefinisikan sebagai:
Contoh (lihat gambar siklus neutron):
neutronkebocoranneutronpenyerapanneutronproduksikeff +
=
11090
100)55()473310(
100 =+
=++++
=effk
23
Faktor multiplikasi (k) Apabila medium reaktor sangat besar, terutama jika dibandingkan
dengan kemampuan jelajah neutron, maka tidak akan ada neutron yang bocor keluar reaktor. Pada kondisi ini dapat didefinisikan faktor multiplikasi infinit k∞ sebagai:
Contoh (lihat gambar siklus neutron):
Jika didefinisikan konstanta ν (jumlah neutron yg dihasilkan/fissi), maka k∞ dapat didefinisikan sebagai:
neutronpenyerapanneutronproduksik =∞
11.190100
)473310(100 ==
++=∞k
( ) ( )( ) ( )diabsorpsiygneutron
dihasilkanygneutron
a
f
scmabsorpsi
a
scmfissi
ffissi
neutronkΣΣ
=Σ
Σ=∞ ν
φ
φν
.
.
3
3
24
Faktor multiplikasi (k) Status kritikalitas reaktor nuklir:
Berdasarkan faktor multiplikasi, didefinisikan tiga kondisi kritikalitas reaktor:• kondisi subkritis : faktor multiplikasi < 1• kondisi kritis : faktor multiplikasi = 1• kondisi superkritis : faktor multiplikasi > 1
Kondisi subkritis biasanya terjadi pada saat penurunan daya (jumlah reaksi fissi) reaktor
Kondisi kritis biasanya digunakan untuk membawa reaktor pada kondisi operasi dengan daya (jumlah reaksi fissi) kostan
Kondisi superkritis biasanya terjadi pada saat penaikan daya (jumlah reaksi fissi) reaktor
Ketiga kondisi diatas dijelaskan dalam konteks operasi normal, dalam kondisi anomali atau kecelakaan ketiga status kritikalitas dapat muncul dengan urutan yang tak rerduga
25
Termalisasi neutrondalam reaktor
40 reaksifissi U235
100 buah neutron cepat
(2 MeV)2,5 neutron dihasilkan per fissi
85 buah neutron lambat
10 diserap padakondisi neutroncepat
5 buah bocor
keluar reaktor
Pros
es p
erla
mba
tan
neut
ron
47 buah terserap U235 Difusi neutron termal
5 buah bocor
keluar reaktor
33 diserap padakondisi neutronlambat
Inti
U23
5 ter
eksi
tasi
7 buah neutronmenghasilkan U236
sengaja & tak sengaja
σf U235
26
Termalisasi neutron dalam reaktor
10 -3 10 0 10 3 10 6
Rentang energi termal Rentang energi perlambatan Rentang energi fissi
Energi neutron, eV
φ (E)
27
Distribusi fluks Maxwellian Di dalam reaktor, inti atom material penyusun reaktor menempati
ruang yang sangat kecil dibandingkan ukuran atom. Oleh karena itu neutron di dalam reaktor bergerak di sela-sela ruang vakum antara inti atom. Kondisi ini mirip dengan partikel gas dalam ruang.
Neutron termal berdifusi dalam reaktor mengikuti teori kinetik gas.
Pada temperatur ruang 20 oC (293 K), neutron akan mempunyai energi: E = kT (k:tetapan Boltzman 1.38x10-16 erg/K), neutron ini disebut sebagai neutron termal
( )( ) ( )( ) smvergvgrammv
eVergeVKKergE/2200)(1004.4)(10672.1
0253.0)/(1025.6)(293)/(1038.114224
212
21
1116
=⇒×=××==××=
−
−
28
Model distribusi neutron Dalam reaktor nuklir, terutama reaktor yang berbahan bakar
U235 seperti kebanyakan reaktor yang sekarang sedang beroperasi, populasi neutron didominasi oleh neutron lambat, atau disebut neutron termal.
Neutron termal bergerak dalam reaktor nuklir mengikuti hukum difusi.
Persamaan difusi neutron:
)(:;
;
)/(:
23
33
3
333
cmneutrondifusikoefisienDDscm
bocorkrnhilangneutronscmabsorpsikrnhilangneutronk
scmdiproduksiygneutron
cmneutronneutrondensitasnscm
bocorkrnhilangneutronscmabsorpsikrnhilangneutron
scmdiproduksiygneutron
dtdn
aa
φ
φφ
∇−=⋅
Σ=⋅
Σ=⋅
⋅−
⋅−
⋅=
∞
29
Model distribusi neutron Persamaan difusi neutron:
Jika reaktor dalam kondisi kritis, artinya jumlah produksi neutron sama dengan yang diserap dan lolos (kondisi reaktor pada saat beroperasi normal pada daya konstan), maka pada kondisi ini dn/dt = 0, sehingga persamaan difusi neutron menjadi:
φφφ 2∇+Σ−Σ= ∞ Dkdtdn
aa
0
0
2
2
=Σ+Σ−∇
=∇+Σ−Σ=
∞
∞
φφφ
φφφ
aa
aa
kD
Dkdtdn
30
Bakling (buckling) Dari persamaan difusi neutron dapat didefinisikan parameter
bakling:
0;)1(
;0:
11;)1(11
)1(11;)1(1
11
222
22
22
222
22
2
=+∇⇒∇−=−Σ=
=⇒=
=+−Σ
=∇−
−=∇Σ
−Σ
Σ−=∇−
Σ+Σ−∇===
∞
∞
∞∞
∞
φφφ
φ
φ
φφφ
φφφ
φφφ
φφφφ
φφφφ
gga
m
mg
mga
a
a
aaa
aa
BBkD
B
BBdtdkritiskondisi
BBdtd
vDk
Ddtd
vD
kDdtd
vkD
dtd
v
kDdtd
vdtdnv
vdtdn
31
Distribusi fluks neutron Berdasarkan persamaan: 022 =+∇ φφ gB
32
Model neutronik reaktor Teori Transport
Pemodelan distribusi neutron yang memperhitungkan keterkaitan dengan ruang, energi, sudut angular. Model ini sangat kompleks dan merupakan model yang teliti
Teori DifusiModel pendekatan pertama dari Teori Transport, dalam pemodelan distribusi neutron diperhitungkan faktor keterkaitan neutron terhadap ruang dan energi:• Teori difusi neutron multi kelompok (energi)• Teori difusi neutron dua kelompok (energi)• Teori difusi neutron satu kelompok (energi)
Teori Umur FermiPerlambatan neutron cepat diperhitungkan sebagai proses kontinu dan dengan ini menghasilkan persamaan difusi satu kelompok tetapi lebih teliti dari persamaan difusi satu kelompok biasa
ASPEK TERMOHIDROLIKA
Menjelaskan tentang proses, karakteristika, pemanfaatan dan konsep pengendalian reaksi fissi, serta model reaktor nuklir (fissi)
34
Struktur reaktor
PENDINGIN
BAHAN BAKAR
35
Distribusi temperatur
36
Pengambilan panas
Energi termal dibangkitkan sebesar lebih kurang 200 MeV di dalam daging bahan bakar.
Selanjutnya panas berdifusi keluar daging dan kemudian melalui celah ruang antara daging bahan bakar dan kelongsong
Panas yang berdifusi dalam kelongsong, kemudian diambil oleh pendingin yang biasanya berupa air (dapat pula berupa gas atau logam cair)
Pendingin, selanjutnya mengambil panas untuk dimanfaatkan energinya (pada reaktor daya), atau dibuang ke lingkungan (pada reaktor riset)
37
Batasan termal Daging bahan bakar:
• Bahan UC : titik leleh 2800 oC• Bahan UO2 : titik leleh 2500 oC
• U3O8Al : titik leleh 590 oC Kelongsong:
38
DNBR
FLUKS PANAS
FLUKS PANAS DNB
DNBR
3.1≥=LOKALPANASFLUKSLOKALDNBPANASFLUKSDNBR
DNBR=1.3
TERIMA KASIHATAS PERHATIAN ANDA
Semoga bermanfaat, mohon maaf jika terdapat kata, percakapan dan
penyampaian yang kurang berkenan di hati anda