Analisis Reaktor Termal Pengkayaan Bahan Bakar
-
Upload
triapani-mukti-gilang-anugrah -
Category
Documents
-
view
221 -
download
0
Transcript of 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
-
8/10/2019 Analisis Reaktor Termal Pengkayaan Bahan Bakar
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.
-
8/10/2019 Analisis Reaktor Termal Pengkayaan Bahan Bakar
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
-
8/10/2019 Analisis Reaktor Termal Pengkayaan Bahan Bakar
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
-
8/10/2019 Analisis Reaktor Termal Pengkayaan Bahan Bakar
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
-
8/10/2019 Analisis Reaktor Termal Pengkayaan Bahan Bakar
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