Analisis Reaktor Termal Pengkayaan Bahan Bakar

8/10/2019 Analisis Reaktor Termal Pengkayaan Bahan Bakar

1/6

ANALISIS NEUTRONIK REAKTOR TERMAL

PRESSURIZED WATER REACTOR (PWR)

Triapani Mukti Gilang Anugrah

1127030069

Program Studi Fisika, Universitas Islam Negeri Sunan Gunung Djati

Jl. A.H.Nasution 105, Bandung, 40614

Telp : (022) 7800525, Fax : (022) 7803936

E-mail : [email protected]

Abstrac

Neutronic analysis on reactor is aimed to calculate the value of the neutron flux distribution in the

reactor terrace. This is necessary so that we be able to make a reactor with appropriate fuel levels. In

addition to the reactor neutronic analysis can be done to see multipikasi factor in the reactor. For the

manufacture of reactors, multifications factor is important by looked at the value of k, then we can see

the condition of the reactor in terms of energy. To get multifications factor, then we should do the

enrichment of the fuel, there is on Uranium-235. to take into account that there was made a simulation

using software SRAC with Uranium 235 enrichment of 0.5% - 6.5%. From these results we can determine

the value of k and determine the condition of the reactor that we will create.

Keywords: neutronik analysis, reactor, multifications factor, enrichment, uranium-235

Abstrak

Analisis neutronik pada reactor bertujuan untuk menghitung nilai fluks neutron dalam

distribusinya pada teras reactor . Hal ini diperlukan agar kita mampu membuat sebuah reactor dengan

kadar bahan bakar yang tepat. Selain itu analisis neutronik pada reactor dapat dilakukan untuk melihat

factor multipikasi pada reaktor . Untuk pembuatan reactor , factor multipikasi sangatlah penting , dengan

melihat nilai k , maka kita dapat melihat kondisi reactor dari segi energinya . Untuk mendapatkankan

factor multipikasi , maka kita harus melakukan pengkayaan terhadap bahan bakar , yakti pada Uranium-235 . untuk memperhitungkan hal tersebut maka dibuatlah sebuah simulasi menggunakan software SRAC

dengan pengkayaan Uranium 235 sebanyak 0,5%- 6,5% . Dari hasil tersebut kita dapat menentukan nilai

k dan menentukan kondisi dari reactor yang akan kita buat .

Kata kunci : analisis neutronik , reactor , factor multipikasi , pengkayaan , Uranium-235


2/6

I. PENDAHULUAN

I.1 Tujuan

Tujuan dalam eksperimen kali ini ialah menganalisis pengaruh pengayaan

(enrichment) U-235 dengan simulasi komputasi.

I.2 Dasar Teori

Untuk membuat sebuah pltn , maka dibutuhkan sebuah reactor nuklir sebagai dasarnya .

Di dalam reactor , maka akan ditinjau pemanfaatan energinya , sebagai hasil dari reaksi fisi

berantai . Maka analisis secara mikroskopik dan makroskopik sangat penting dalam

membangun sebuah reactor . Analisis maksroskopiknya dapat ditinjau dengan pembuatan

desaian dari reactor itu sendiri sedangkan analisis mikroskopiknya dapat ditinjau dari

neutronnya . Neutron merupakan zat yang paling penting dalam reactor nuklir , karena

neutron merupakan dasar dari reaksi fisi berantai yang akan menghasilkan energy . Dalam

membuat reactor nuklir maka hal yang terpenting lainnya ialah bahan bakar nuklir yang

digunakan . Pada Pressurized Water Reactor (PWR) digunakan Uranium235 sebagai bahan

bakar . Karena kandungan Uranium di alam sangatlah sedikit dan tidak dalam bentuk

Uranium235 yang murni , maka dibuatlah system pengkayaan Uranium agar bahan bakar yang

digunakan dengan tepat .Oleh karena itu pada kasus analisis neutronik reactor kali ini

praktikan mencoba simulasi fisis untuk menentukan hasil enrichment dari uranium dengan

prinsip komputasi.

Perilaku neutron fisi ketika berinteraksi dengan bahan menentukan fenomena reaksi

neutron berantai yang terjadi. Untuk dapat mempertahankan reaksi berantai, minimal satu

neutron yang terlahir dari tiap reaksi fisi mampu bertahan dalam bahan hingga akhirnya

kembali mengalami reaksi fisi. Perilaku neutron fisi pada reaktor nuklir bergantung kepada

energi kinetik neutron fisi tersebut serta fenomena ketika melaju pada bahan dan berinteraksi

dengan inti. bahan. Hal yang paling penting terkait interaksi neutron adalah konsep

penampang lintang, yaitu luas penampang lintang inti dari sudut pandang neutron.

Penampang lintang inti, kebergantungannya terhadap energi kinetik neutron, juga probabilitas

relatif bahwa tumbukan antara neutron dengan inti akan berlanjut dengan reaksi hamburan,

penangkapan, atau fisi merupakan data fisis mendasar yang menentukan sifat reaksi berantai

Uranium alami tersusun oleh dua isotop dominan yaitu uranium-235 sebanyak 0.7%, dan

uranium-238 sebanyak 99.3%. Namun seringkali, untuk mendesain reaktor nuklir diperlukan

uranium yang diperkaya untuk meningkatkan rasio bahan fisil terhadap fertil. Uranium yang

diperkaya yang dimaksud adalah uranium dengan kandungan isotop uranium-235 yang lebih

besar dari pada komposisi alaminya.

Nilai penampang lintang untuk uranium adalahpenampang lintang uranium alami. Uranium alami tersusun oleh dua isotop dominan yaitu

uranium-235 sebanyak 0.7%, dan uranium-238 sebanyak 99.3%. Namun seringkali, untuk

mendesain reaktor nuklir diperlukan uranium yang diperkaya untuk meningkatkan rasio

bahan fisil terhadap fertil. Uranium yang diperkaya yang dimaksud adalah uranium dengan

kandungan isotop uranium-235 yang lebih besar dari pada komposisi alaminya.


3/6

Pengayaan dapat dinyatakan dalam dua cara yaitu dalam rasio atomik atau rasio massa.

Pengayaan atomik adalah rasio atom uranium-235 terhadap total jumlah atom uranium.

Menggunakan notasi untuk isotop fisil dan fertil yang diberikan pada bagian 1.6, pengayaan

atomik dapat diberikan sebagai berikut :

=

..

()

=..

()

=().2()

Sistem kode SRAC adalah sebuah system kode yang menggabungkan beberapa kode

modul untuk melakukan penghitungan neutronik. File data I/O (input/ouput) dari SRAC95

untuk grup tampang lintang dan fluks neutron tertuliskan di dalam format umum yang

dinamakan file PDS di antara kode modul yang ada. Informasi yang dituliskan oleh sebuahmodul akan dapat dibaca oleh model yang berhasil dijalankan.

Bagian utama dari SRAC menggabungkam modul PIJ yang berdasarkan metode

probabilitas terjadinya tumbukan ( collission probability method), modul ANISN metode Sn

satu dimensi, modul TWOTRAN metode Sn dua dimensi, modul TUD metode difusi satu

dimenasi, modul CITATION metode difusi multi dimensi. Fungsi ini menghasilkan tampang

lintang yang terhomogenisasi secara efektif, untuk menghitung deplesi nuklida, dan lajreaksi.

Bersama dengan modul-modul di atas,berbagai macam tipe dari sumber tetap dan masalah

eigen value dapat dipecahkan.

Pustaka data dari SRAC diatur oleh tiga pustaka tampang lintang yang dinamakan PublicLibraries dan satu pustaka rantai burnup (burnup chain library). Public Libraries terdiri dari

Public Fast Library yang menginstal tampang lintang grup cepat, Public Thermal Library

untuk menginstal tampang lintang grup termal, dan Public MCROSS Library untuk

menginstal tampang lintang grup hyper-fine dalam rentang energi resonansi. Pustaka data

yang ada dikonversi dari file data evaluasi ENDF/B-IV, ENDF/B-V, ENDF/B-VI, JENDL-

2,JENDL-3.1, dan JENDL-3.2. Secara keseluruhan terdapat 346 nuklida yang diberikan di

dalam struktur 107 grup.

II. METODE

II.1 Waktu dan Tempat

Eksperimen ini dilakukan pada tanggal 20 September 2014 Pukul 15.30- 17.30 bertempatdi Laboratorium Fisika UIN Sunan Gunung Djati Bandung .

II.3 Alat dan Bahan

Alat dan bahan yang digunakan ialah :

Laptop

Software : Cygwin , SRAC , Microsoft Excel , dan Origin


4/6

II.3 Prosedur Percobaan

Eksperimen kali ini menggunakan prinsip komputasi sehingga dilakukan secara

individual . Pertama software cygwin diinstall kemudian data dibuat dengan menggunakan

Microsoft excel . Setelah data selesai dibuat , kemudian data dimasukan kedalam

pemograman Cygwin (lih. Gbr 2.1 ) dan SRAC. Program dijalankan , dan akan dihasilkan

berupa output data dalam bentuk notepad++ . Hasil output data kemudian diplot kedalamsoftware origin . Dan akan didapatkan berupa kurva tahun terhadap k-inf .

III. DATA DAN ANALISIS

Tabel .3.1 Menentukan Jumlah Zat Enrichment Uranium

No Enrichment N U235 N U238 N O2

1 1.50%3.71498

1020

2.43950

1022

4.95331

1022

2 3%7.42950

1020

2.40189

1022

4.95236

1022

3 4.50% 1.1140710

21

2.3643010

22

4.9514110

22

4 6%1.48514

1021

2.29739

1022

4.89181

1022

Tabel.3.2 Hasil Output Proses Simulasi

YEARS ENRICHMENT1.5% ENRICHMENT 3%ENRICHMENT

4.5%ENRICHMENT 6%

1 1.09666 1.28869 1.37151 1.42174

2 1.06925 1.24794 1.3337 1.38763

3 1.05475 1.22807 1.31589 1.37173

4 1.03823 1.20786 1.29794 1.35605

5 1.02204 1.18821 1.28024 1.34047

6 1.00669 1.16946 1.26307 1.32518

7 0.99219 1.15165 1.24655 1.31031

8 0.97847 1.13468 1.23066 1.29589

9 0.96546 1.11845 1.21537 1.28191

10 0.95311 1.10285 1.2006 1.26835

11 0.94139 1.08779 1.18629 1.25517

12 0.93027 1.07321 1.17238 1.24233


5/6

Grafik Enrichment U235 interval 1,5%-6%

Pada eksperimen kali ini bertujuan untuk membandingkan enrichment dari U235, dengan

proses simulasi maka akan diperoleh data berupa k-inf dan k -eff . Data yang diambil

merupakan data dari k-inf . Data diperoleh dengan meng-input jumlah mol zat uraniumkedalam pemograman . Hasil tersebut didapat setelah meng-compile program . Adapun

perbedaan dari setiap data dikarenakan jumlah zat uranium yang mengalami enrichmentjuga

berbeda-beda .

Nilai k-inf akan memperlihatkan kondisi reactor .Enrichment yang dilakukan ialah untuk

meningkatkan kadar Uranium dialam yang ada sebesar 1.5% , 3% ,4,5% dan 6% . Semakin

besar nilai pengkayaan Uranium , maka kurva mengalami penurunan . Dilihat dari kurva yang

ada maka kurva tersebut diidentifikasi sebagai kurva dari k-inf subkritis . Artinya bahwa

kadar neutron saat melakukan reaksi fisi berantai akan berlangsung berkurang . . Selama

rentang waktu 12 tahun Uranium akan mengalami penurunan dan habis .

Kondisi subkritis dari reactor ini mengindikasikan bahwa bahan bakar yang kita gunakan

ini akan habis pada rentang waktu tertentu . Namun untuk menentukan kondisi yang baik

untuk sebuah reactor kondisi ini sangat penting . Oleh karena itu simulasi ini bermanfaat

bagi seseorang untuk menentukan bahan bakar yang akan digunakan .

Pada kondisi over

moderated (kurang bahan bakar) konversi rasio akan memberikan nilai yang rendah karena

spektrum neutron termal yang tinggi akan mengurangi perbandingan serapan fertile terhadap

serapan fisil. Sedangkan pada kondisi under moderator (kurang moderator) memberikan nilai


6/6

konversi rasio yang tinggi karena spectrum neutron termal yang rendah dibanding spectrum

neutron cepatnya akan memberikan efek peningkatan serapan fertil terhadap serapan fisil.

IV. KESIMPULAN

Pada eksperimen kali ini dapat disimpulkan bahwa hasil enrichment akan menentukan

kondisi reactor berdasarkan bahan bakarnya . Maka dapat diketahui bahwa penentuan

enrichmentakan menentukan jumlah Uranium yang akan mengalami reaksi fisi berantai dan

mengindikasikan jumlah neutron yang ada pada reactor .

V. DAFTAR PUSTAKA

Wulandari , Fitri .dkk . Desain PCMSR , Reaktor Generasi IV Berkemampuan

Pembiak Termal dengan Koefisien Void Negatif . Jurnal Program Studi Teknik

Nuklir Jurusan Teknik Fisika Universitas Gadjah Mada. Diakses tanggal 25

September 2014

Pramuditya, Syeilendra Abdul Waris . Analisis Neutronik, Termal-Hidrolik,dan

Termodinamik Pada Perancangan Pressurized Water Reactor .

http://syeilendrapramuditya.wordpress.com . Diakses tanggal 25 September 2014

VI.

Lampiran

Gambar 2.1 Program Cygwin

Gambar 2.2 Hasil Output

Analisis Reaktor Termal Pengkayaan Bahan Bakar

Documents

Transcript of Analisis Reaktor Termal Pengkayaan Bahan Bakar