BAB II TEORI DASAR BAB II TEORI DASAR. 2.1 Penelitian dan Pengembangan HTTR

BAB II TEORI DASAR

BAB II TEORI DASAR

2.1 Penelitian dan Pengembangan HTTR High Temperature Gas-Cooled Reactor (HTGR), dengan inharent safety dan mampu menghasilkan panas bertemperatur tinggi hingga 1000 oC di luar reaktor, dapat mencapai pemanfaatan yang efektif di energi nuklir dalam berbagai bidang. Sebagai contoh, HTGR memungkinkan dapat memproduksi hidrogen dengan memanfaatkan suplai temperatur yang tinggi. Hidrogen diharapkan sebagai sumber energi alternatif pengganti energi yang berasal dari fossil. Oleh karena itu, HTGR diharapkan berkontribusi terhadap lingkungan global dan menyediakan berbagai suplai energi. [2] Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI) telah melakukan penelitian dan pengembangan HTGR sejak 1960-an, untuk mendirikan dan meningkatkan teknologi HTGR. JAERI memutuskan untuk membangun HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor) berdasarkan Program Jangka Panjang Untuk Pengembanagan dan Pemanfaatan Energi Nuklir yang direvisi tahun 1987. HTTR adalah jenis reaktor temperatur tinggi berpendingin gas (High Temperatur Gas-cooled Reactor, HTGR). JAERI mendapatkan izin dari pemerintahan jepang untuk pendirian HTTR pada November 1990, dan mulai melakukan konstruksi fisik di Oarai Research Establishment pada Maret 1991. Dan kekritisan pertama telah dicapai pada November 1998. HTTR merupakan sebuah reaktor test dengan daya termal 30 MW dan suhu keluaran pendingin 950 oC. Reaktor yang memakai jenis elemen bakar “pinin-block” ini mampu mendemonstrasikan penggunaan panas nuklir untuk proses dengan sebuah penukar panas perantara (Intermediate Heat Exchanger, IHX). Dengan menggunakan HTTR, pengembangan dan penelitian teknologi dasar dan inovatif dari reaktor gas temperatur tinggi dapat dilakukan. [3]

-6-

BAB II TEORI DASAR - 7 JAERI melakukan beragam penelitian dan pengembangan teknologi mutakhir HTGR dengan topik-topik utama sebagai berikut: bidang elemen bakar nuklir, percobaan-percobaan iradiasi mengungkapkan bahwa kualitas elemen bakar dapat diperbaiki melalui modifikasi pada proses fabrikasi elemen bakar. Percobaan-percobaan pemanasan pasca iradiasi (post-irradiation heating) di bawah kondisi tak normal telah dilakukan untuk mempelajari kelakuan hasil fisi dan unjuk kerja elemen bakar. Di bidang material grafit, studi-studi tentang sifat mekanik dan metode uji tak-merusak telah dilakukan untuk menunjang desain dan pemeriksaan komponen-komponen teras serta penyangga teras HTTR. Untuk bidang material logam, pengembangan dan penelitian tentang campuran logam (alloy) suhu tinggi untuk aplikasi bahan struktur telah dilakukan. Untuk menunjang pengembangan dan penelitian teknik nuklir, pada teras terbaru Very high Temperature Reactor Critical Assembly (VHTRC) dimasukan juga batang-batang racun (poison rods) selain batang bahan bakar (fuel rods). Teras tersebut telah dipakai untuk studi kekritisan dan karakteristik neutronik dari teras HTTR. Penelitian-penelitian juga pada perpindahan panas, dinamika fluida dan teknik visualisasi aliran dalam kondisi kecelakaan hilang pendingin, pecahnya pipa pendingin primer dan pipa tegak (standing pipe) HTTR telah dilakukan. [4] Pengembangan dan penelitian HTTR untuk aplikasi panas nuklir tinggi, yakni produksi hidrogen dengan proses elektrolisis suhu tinggi, steam reforming dan sulfur-iodine water splitting cycle sedang dilakukan. Sebuah sistem produksi dan ko-produksi methanol yang akan disambungkan ke HTTR sedang didesain yaitu Nuclear Process Heat Utilization System (NPHUS).

2.2.1 Produksi hidrogen (HTTR-IS proses) JAEA merencanakan membangun sistem untuk keperluan produksi hidrogen. Sistem ini diberi nama HTTR-IS, yaitu sistem proses produksi hidrogen yang bersal dari High Temperature Test Reactor (HTTR). Sistem HTTR-IS ini akan didemonstrasikan pertama kali di dunia menggunakan panas dari reaktor

BAB II TEORI DASAR - 8 nuklir untuk produksi hidrogen. Kemampuan produksi hidrogennya diperkirakan sekitar 1000 Nm3/h. [5]

Gambar 2.1 Sistem proses produksi pada HTTR-IS Siklus pemecahan air dengan Termokimia mempunyai potensi yang sangat besar utnuk merealisasikan produksi hidrogen dari air menggunakan HTGR. Pemecahan air tersebut dengan mengkombinasikan reaksi kimia endotermik. IS proses (SI proses) adalah salah satu proses termokimia yang sedang dipelajari dan diteliti oleh General Atomic. Prosesnya, panas akan menguraikan (dekomposisi) asam sulfat dengan memanfaatkan reaksi kimia endotermik, yang panasnya diperoleh dari HTRG. IS proses memiliki potensi yang sangat besar terutama produksi hidrogen dalam skala besar. JAEA

melalui

R&D

di

teknologi HTGR

dan

IS-proses

teleh

mengembangkan konstruksi dan operasinya pada HTTR. IS proses sedang dipelajari oleh JAEA sehingga membagi dalam beberapa topik: 1. studi proses kontrol untuk siklus tertutup produksi hidrogen, 2. studi metode proses solusi HIx (solusi HI-I2-H2O) untuk mencapai efisiensi panas, 3. seleksi material industri dan pengembangan konsep komponen utama seperti penguapan asam sulfat. Berdasarkan hasil studi tersebut JAEA merencanakan akan melakukan pilot test pada IS-proses ini.

BAB II TEORI DASAR - 9 -

Gambar 2.2 Skema reaksi IS-proses Siklus termokimia untuk produksi hidrogen dinamakan IS (Iodine-Sulfure) atau SI proses, operasi siklusnya ada 3 reaksi kimia diluar dekomposisi air secara termal menggunakan panas dengan temperature di bawah 1000 oC, yang berasal dari panas yang dihasilkan HTGR. IS proses terdiri dari reaksi kimia sebagai berikut:

Reaksi (1) dikenal sebagai reaksi bunsen, proses eksotermik sebagai gas SO2 reaksi absorpsi dengan campuran air-Iodine. Hasil HI dan H2SO4 dapat dipisahkan dengan fase cair-cair pemisahan asam sulfat dan penemuan solusi HIx oleh peneliti General Atomic. Reaksi (2) pemisahan endotermik dan dapat dibawa ke dalam fase gas atau fase cair menggunakan katalis. Reaksi (3) proses dalam dua tahap di bawah ini, yaitu:

Reaksi pertama merupakan reaksi spontan pada temperatur 300-500 oC, sedangkan reaksi kedua terjadi pada temperature 750-850 oC dan ditambahkan dengan katalis. Panas nuklir pada temperature tinggi dapat diperoleh dari HTGR dengan digunakan asam sulfat sebagai dekomposisi. Skema reaksi proses tersebut dapat dilihat pada gambar 2.2. Sedangkan secara umum proses siklus yang akan dilakukan pada pilot test yang akan diaplikasikan pada HTGR seperti pada gambar 2.3.


Gambar 2.3 Skema sederhana pilot test plant 2.2 Reaksi Fisi Reaksi fisi adalah inti dari reaksi yang terjadi di dalam reaktor nuklir. Reaksi fisi terjadi apabila sebuah inti berat yang bersifat fisil seperti U235 atau Pu239 terbelah dua menjadi inti yang lebih ringan. Proses yang terjadi tersebut tentulah bukan reaksi spontan, tetapi diperlukan sebuah nukleon yang bersifat netral yang dapat membelah inti tersebut. Maka, digunakanlah neutron untuk menembak inti tersebut dengan energi atau kecepatan tertentu. Selanjutnya neutron merupakan pokok pembicaraan yang meliputi keseimbangan jumlah neutron atau energi neutron. Reaksi inti yang terjadi di dalam reaktor: [7] n + U 235 → Produksi Fisi + n + Energi

Setiap reaksi fisi terjadi menghasilkan energi yang besarnya kira-kira 200 MeV yang berubah menjadi panas yang digunakan dalam reaktor nuklir. Selain itu, juga dihasilkan 2-3 neutron yang dapat kembali bereaksi dengan inti fisil yang menghasilkan reaksi berantai. Keadaan yang diinginkan dalam reaktor adalah keseimbangan jumlah neutron, sehingga jumlah neutron yang membentuk reaksi fisi adalah tetap. Secara teori, pembahasan neutronik di dalam reaktor ada dalam penyelesaian persamaan difusi. [7]


2.3 Persamaan Transport Boltzman dan Persamaan Difusi Pendesainan sebuah reaktor nuklir, memerlukan perhitungan yang tepat. Banyak hal dan faktor yang harus diperhitungkan dengan sangat teliti, karena sedikit kesalahan saja, akan menyebabkan bahaya besar bagi kehidupan manusia dan makhluk hidup lainnya. Dalam mendesain nuklir, salah satu masalah pokok yang harus diperhatikan adalah besar dan distribusi neutron di dalam reaktor. Termasuk distribusi dan besarnya laju dari berbagai reaksi nuklir yang terjadi di dalam reaktor. Besar dan distribusi neutron di dalam reaktor dikenal dengan transport neutron, yaitu gerakan neutron ditinjau sebagai aliran dalam teras reaktor, termasuk tabrakan yang dialami neutron, hilangnya neutron karena diserap oleh material-material dalam reaktor, dan keluarnya neutron dari dalam reaktor. Dengan mengetahui distribusi dan populasi neutron di dalam reaktor, kestabilan reaksi berantai dapat terjaga. Persamaan yang terkait dengan permasalahan di atas adalah persamaan Transport

Boltzmann.

Persamaan

Transport

Boltzmann

menggambarkan

fenomena transport partikel yang bermuatan atau netral. Banyak aplikasi yang dapat diterapkan ke dalam persamaan ini, termasuk di dalamnya perhitungan dalam desain reaktor nuklir, perhitungan penahan radiasi, dan lain-lain. Namun persamaan Transport Boltzmann ini sulit untuk dipecahkan secara matematis. Untuk memecahkan persamaan ini, diasumsikan gerakan neutron di dalam reaktor sebagai proses difusi. Efek yang didapat dari asumsi ini bahwa neutron cenderung untuk berdifusi dari daerah dengan kerapatan neutron tinggi ke daerah dengan kerapatan neutron yang lebih rendah, hal ini serupa dengan proses difusi panas dari daerah bertemperatur tinggi ke daerah yang bertemperatur lebih rendah. Persamaan difusi menyatakan bahwa energi neutron-neutron diasumsikan memiliki group-group energi dan solusi dari persamaan ini adalah dapat menghasilkan bentuk distribusi fluks neutron terhadap ruang dan berikutnya dapat dihasilkan pula bentuk distribusi daya yang bergantung pada ruang. Karena persamaan difusi menyatakan bahwa energi neutron-neutron diasumsikan

BAB II TEORI DASAR - 12 memiliki group-group energi maka persamaan ini sering juga disebut persamaan difusi multigroup. Dalam penurunan persamaan difusi ini diterapkan konsep keseimbangan jumlah neutron yang masuk dan neutron yang keluar dari teras. Persamaan keseimbangan jumlah neutron adalah sebagai berikut: ⎤ ⎤ ⎡ Neutron ⎡ Perubahan⎤ ⎡ Perubahan⎤ ⎡Sumber ⎤ ⎡ Neutron ⎤ ⎡ Laju ⎥ ⎥ ⎢masuk ⎥ ⎢neutron ⎥ ⎢hilang ⎥ ⎢karena ⎢karena ⎢ Perubahan⎥ ⎥ ⎥+⎢ ⎥−⎢ ⎥+⎢ ⎥−⎢ ⎥ = −⎢ ⎢ ⎥ ⎥ ⎢karena ⎢leakage ⎥ ⎢absorpsi ⎥ ⎢dari fisi ⎥ ⎢karena ⎢ Jumlah ⎥ ⎥ ⎥ ⎢ ⎥ ⎢ ⎥ ⎢ ⎥ ⎢ ⎢ ⎥ ⎢ ⎦ ⎣hamburan( g )⎦ ⎣hamburan( g )⎦ ⎦ ⎣( g ) ⎦ ⎣( g ) ⎣ ⎣neutron( g ) ⎦

Indeks [g] menunjukan nilai dari group energi neutron. Dari energi yang terbesar hingga energi yang terkecil. Dari persamaan kesetimbangan neutron di atas, tanda positif (+) menyatakan bahwa neutron-neutron tersebut bertambah, sedangkan tanda negatif (-) menyatakan neutron-neutron berkurang atau hilang. Jika ditulis secara matematis, persamaan kesetimbangan neutron di atas akan berbentuk sebagai berikut :

1 ∂φ g = −∇.D g ∇φ g − ∑ ν g ∂t

ag

+ S g −∑

sg

φ g +∑

g'

Σ sgg ' φ g '

[2.1]

dengan suku sumber neutron : S g=

xg keff

∑ vg 'Σ fg 'φ g ' g'

[2.2]

Perubahan neutron yang hilang karena adanya absorpsi maupun hamburan dapat digabung menjadi suku removal, sebagai berikut:

∑ Rg φ g = ∑ ag φ g + ∑ sg φ g Dalam keadaan steady state:

1 ∂φ g = 0 ν g ∂t Sehingga persamaan multigroup akan berubah menjadi :

[2.3]


∇.Dg ∇φ g + ∑

Rg

φg =

χg keff

∑ vg 'Σ fg 'φ g ' + ∑ Σ sgg 'φ g g'

[2.4]

g'

dengan: D

≡ tetapan difusi

Σi

≡ penampang lintang makroskopik reaksi ke-i

νΣf

≡ probabilitas terjadinya reaksi per detik

φ

≡ flux neutron tergantung terhadap ruang dan energi

keff

≡ faktor multiplikasi efektif

∇.D g ∇φ g

≡ suku bocoran (leakage)

Sg

≡ sumber neutron

∑

ag

φg

≡ suku absorbsi

∑

sg

φg

≡ jumlah neutron masuk karena hamburan

∑Σ

sg ' g

φg '

≡ jumlah neutron berkurang karena hamburan

g'

2.4 Solusi Persamaan Difusi Multigroup

Persamaan difusi dapat diselesaikan secara numerik dengan menggunakan metoda beda hingga, SOR (Successive Over Relation). Solusi persamaan ini diselesaikan untuk kasus silinder dua dimensi dalam arah radial (r) dan arah aksial (z). Persamaan difusi multigroup : − ∇.Dg ∇φ g + ∑ Rg φ g =

χg k eff

∑υ ∑ gi

gi

fg i

φ g i + ∑∑ sg i g φ g

[2.5]

gi

Persamaan difusi ini, diintegralkan terhadap volume silinder :

∫ − ∇.D ∇φ d r + ∫ ∑ 3

g

i, j

g

φ d 3r =

Rg g

i, j

χg k

∫ ∑υ ∑

i i, j g

gi

fgi

φg i d 3r + ∫ ∑∑sgi g φg i d 3r i i, j g

[2.6]


Teorema Gauss digunakan pada untuk mengubah suku bocoran menjadi integral permukaan. Bentuk persamaan difusi bila dituliskan dengan metoda numerik beda hingga (finite-difference) untuk suatu elemen ruang berindeks i (dalam arah radial) dan j (dalam arah axial) adalah : − ∫ Dg∇φg .da + ∑Rg φig, jV i, j = i, j

χg k

∑υ ∑ gi

gi

fg i

φig, ijV i, j + ∑∑sg i g φsg i gV i, j

[2.7]

gi

Maka, suku bocoran akan menjadi : ⎧⎛ φ ig+ 1, j − φ ig, j i , i + 1, j φ ig, j − φ ig− 1, j i − 1, i , j ⎞ ⎫ ⎜ ⎟ +⎪ A A − Dg ⎪⎜ D g ⎟ Δ Δ r r ⎪⎝ ⎠ ⎪ − ∫ D g ∇ φ g .da = ⎨ ⎬ [2.8] i , j +1 i, j i, j i , j −1 ⎞ φg − φg φg − φg i, j ⎪ ⎛⎜ i , j , j +1 i , j + 1, j ⎟ ⎪ A A − Dg ⎪⎜ D g ⎟ ⎪ Δz Δz ⎠ ⎭ ⎩⎝ Secara lengkap, model numerik persamaan difusi multigroup dapat dituliskan sebagai berikut : ⎛ D g A i , j , j + 1 ⎞ i , j + 1 ⎛ D g A i , i + 1, j ⎞ i + 1 , j ⎛ D g A i − 1, i , j ⎜ ⎟φ g + ⎜ ⎟φ g + ⎜ ⎜ ⎟ ⎜ ⎟ ⎜ Δ Δ Δr z r ⎝ ⎠ ⎝ ⎠ ⎝ i , j , j +1 i , i + 1, j i − 1, i , j i , j − 1, j ⎧⎪ D g A Dg A Dg A Dg A + + + + ⎨ Δz Δr Δr Δz ⎪⎩ χg ∑ υ i ∑ fg i φ ig, ijV i , j + ∑i ∑ sgg i φ ig, jV i , j k gi g g

⎞ i − 1, j ⎛ D g A i , j − 1, j ⎟φ g + ⎜ ⎟ ⎜ Δz ⎠ ⎝ ⎫⎪ ∑ Rg V i , j ⎬⎪ φ ig, j = ⎭

⎞ i , j −1 ⎟φ g + ⎟ ⎠

[2.9]

Jika diberlakukan syarat batas jarak ekstrapolasi, maka akan didapatkan :

∂φ ∂r

= 0 dan R =0

∂φ ∂z

=0

[2.10]

R =0

φ ( R + 0.7 λtr ) = 0, φ ( Z + 0.7 λtr ) = 0

Hal ini diberlakukan pada seluruh ruang, sehingga akan terbentuk matriks pentadiagonal M. Sehingga pada akhirnya persamaan di atas dapat ditulis dalam bentuk sederhana : M φ =S

[2.11]

Dari persamaan tersebut, kita dapat mengetahui besarnya fluks neutron dengan melakukan invers matriks M. Selain didapatkan distribusi fluks terhadap ruang, harga K-ff dapat dicari dengan langkah-langkah sebagai berikut:


1. Tebak harga φ

(0)

dan k(0)

2. hitung sumber neutron

S (0) =

χg k

∑υ ∑ φ

(0)

gi

gi

3. Hitung φ

(0)

i , j (0) g

gi

+ ∑∑ φgi , j (0) g i sg i g

dengan menyelesaikan matriks pentadiagonal dengan

menggunakan metode SOR sampai konvergen, syarat konvergen

φi( m+1) − φi( m ) <ε φi( m +1) 4. Hitung

k (1) = k (0)

∑∑υ ∑ φ i, j

g

i

gi

∑∑υ g i, j

gi

i

fg

i

∑φ fg i

i , j (1) g

V i, j

i , j (0) g

V i, j

5. Ulangi langkah 2 sampai tercapai konvergen

k ( m +1) − k ( n ) <ε k ( m+1) 2.5 Parameter Neutronik 2.5.1

Faktor multiplikasi (keff)

Sesuai dengan penjelasan tentang reaksi fisi di atas, neutron memiliki peranan penting pada reaksi berantai yang terjadi di dalam reaktor nuklir. Neutron-neutron akan tercipta akibat dari reaksi fisi, dan akan bergerak di dalam reaktor hingga pada akhirnya berkurang atau musnah karena proses leakage,

capture dan scattering. Leakage adalah proses keluarnya neutron dari reaktor, capture adalah kemungkinan terjadinya reaksi antara neutron dengan inti lain tetapi tidak menghasilkan reaksi fisi. Proses yang lain adalah scattering adalah terjadinya tumbukan antara neutron dengan inti lain dan mengurangi energi neutron. Sejumlah neutron yang dihasilkan dari reaksi-reaksi fisi yang terjadi akan menumbuk dan bereaksi dengan bahan bakar fisil untuk memicu reaksi fisi berikutnya. Banyaknya neutron yang bereaksi akan menentukan kelahiran


neutron-neutron baru hasil reaksi fisi tersebut. Dan neutron-neutron hasil reaksi fisi tersebut merupakan neutron generasi baru. Untuk keperluan tertentu, kita dapat mengukur jumlah neutron yang berada dalam dua generasi neutron yang berurutan. Kemudian kita dapat mendefinisikan rasio neutron-neutron yang dikenal dengan faktor multiplikasi (k). k eff ≡

Jumlah neutron pada suatu generasi Jumlah neutron pada generasi sebelumnya

Sebenarnya, jumlah neutron hasil reaksi fisi pada suatu generasi sebanding dengan jumlah reaksi fisi yang terjadi pada generasi tersebut, sehingga kita dapat mendefinisikan faktor multiplikasi (keff) menggunakan jumlah reaksi fisi yang terjadi di dalam generasi tersebut. [7] Jika faktor multipliasi (keff) = 1, maka jumlah neutron dalam suatu generasi akan sama dengan jumlah neutron dalam generasi sebelumnya, dan karenanya reaksi berantai yang terjadi akan independen terhadap waktu. Dan sebuah sistem seperti ini disebut dengan kritis. Jika faktor multiplikasi (keff) < 1, maka jumlah neutron dalam sebuah generasi akan lebih sedikit dibandingkan dengan jumlah neutron dalam generasi sebelumnya, dan reaksi berantai yang terjadi akan terus berkurang, sistem seperti ini disebut dengan subkritis. Berbeda dengan kritis dan subkritis, sebuah sistem dikatakan superkritis dengan faktor multiplikasi (keff) >1, jika jumlah neutron pada suatu generasi lebih banyak dari jumlah neutron pada generasi sebelumnya, sehingga reaksi berantai semakin lama akan semakin banyak bahkan bisa tidak terkontrol dan akan menyebabkan efek seperti pada bom nuklir. Hal ini sangat berbahaya dan harus dihindari. [7] N(t) k > 1 superkritis

N(0)

k = 1 kritis k < 1 subkritis

Gambar 2.4 Grafik Banyaknya Neutron terhadap Waktu di dalam Reaktor


2.5.2

Reaktivitas (ρ) Reaktivitas, merupakan faktor yang menyatakan tingkat kereaktifan

reaktor. Faktor reaktivitas (ρ) ini sangat berkaitan dengan faktor multiplikasi (keff). [7]

Reaktivitas(ρ ) ≡

Δkeff keff − 1 ≡ keff keff

Dari persamaan di atas, dapat diturunkan dengan mudah bahwa ketika faktor multiplikasi (keff) = 1 atau ketika berada dalam keadaan kritis, maka nilai reaktivitas (ρ) akan bernilai 0, dan seperti pengertian di atas, hal ini menunjukan reaksi berantai yang independen terhadap waktu dan jumlah neutron pada suatu generasi sama dengan jumlah neutron pada generasi sebelumnya. Pada keadaan subkritis keff < 1, maka reaktivitas (ρ) akan bernilai negatif (-). Hal ini berarti bahwa jumlah neutron pada suatu generasi akan lebih sedikit dibandingkan dengan jumlah neutron pada generasi sebelumnya, dan reaksi fisi yang terjadi dalam reaktor akan tereduksi tergantung terhadap waktu. Sedangkan jika faktor multiplikasi keff > 1, dengan kata lain reaktivitas (ρ) akan bernilai positif (+), sehingga reaksi yang terjadi akan terus bertambah seiring dengan waktu.

2.6 Distribusi Daya

Pengayaan (enrichment) bahan bakar, geometri teras, tipe dan penempatan kontrol serta rancangan elemen bahan bakar adalah paramaeter yang mempengaruhi distribusi daya. Distribusi daya selain penting untuk menentukan standarisasi keamanan suatu teras, juga memegang peranan dalam analisis termohidrolik dari teras reaktor nantinya, misalnya dalam hal menentukan perubahan temperatur inlet-outlet teras reaktor. Kondisi ideal dari distribusi daya adalah merata dalam teras secara radial maupun aksial. Jika distribusi daya dalam teras tidak merata, berarti menunjukkan adanya pengumpulan daya pada satu daerah, ini akan memungkinkan daerah tersebut mencapai temperatur yang terlalu tinggi sehinggai akan dapat mengurangi performance teras atau bahkan


menyebabkan kegagalan pada teras. Konfigurasi teras reaktor yang heterogen akan mengakibatkan adanya variasi fluks neutron ataupun distribusi daya untuk beberapa daerah tertentu. Rapat daya bersatuan watt/cc menyatakan besarnya daya yang dihasilkan persatuan volume di satu mesh. Sedangkan rapat daya rata-rata adalah besaran yang menyatakan jumlah rapat daya yang dihasilkan diseluruh mesh dalam teras aktif dibagi jumlah total mesh. Besaran daya maksimum yang dihasilakan reaktor dikenal sebagai “power peaking factor” yang merupakan perbandingan antara rapat daya maksimum dengan rapat daya rata-rata, sehingga dapat diformulasikan sebagai berikut : [7]

FPP =

φmax φave

Nilai power–peaking akan meningkat bila lebar daerah moderator kita perbesar atau dengan memperbesar nilai pengayaan pada bahan bakar yang kita pergunakan. Untuk memperkecil nilai power-peaking salah satu cara yang dapat dipergunakan yaitu dengan cara memperkecil daerah bahan bakar.

2.7 Bahan Bakar dan Rantai Konversi Uranium dan Thorium

Uranium adalah unsur yang ada di alam dan bahan logam yang memiliki kerapatan (density) yang sangat tinggi. Bijih uranium dapat diekstrak dan dikonvert secara kimiawi menjadi uranium okside. Uranium di alam dapat ditemukan dalam 3 isotop yang berbeda, yaitu U-238, U-235, dan U-235. Isotop lainnya dapat disintesis, dan semua isotop uranium adalah bersifat radioaktif. U238 merupakan uranium yang kelimpahan di alam paling banyak yaitu 99,27% (t1/2 = 4.47x109 tahun). Isotop – isotop uranium dapat dipisahkan untuk meningkatkan konsentrasi satu isotop terhadap yang lainnya. Proses ini yang dikenal dengan enrichment (pengayaan). Fraksi pengayaan misalnya U-235 yang lebih baik untuk reaktor nuklir power dan untuk membuat senjata nuklir.


Material uranium yang fertil dapat digunakan sebagai bahan bakar dengan mengkonversinya terlebih dahulu menjadi fisil melalui penembakan neutron (n,α). U-238 mengabsorpsi neutron menjadi U-239 yang secara alami dapat meluruh menjadi Np-239. Berikut ini adalah rantai konversi U-238 dan U-235: [7] Np237

Am241

β

U235 ⎯⎯⎯ →U236 ⎯⎯⎯ →U237 (n,γ ) (n,γ )

β

Pu 239 ⎯⎯⎯ → Pu 240 ⎯⎯⎯ → Pu 241 ⎯⎯⎯ → Pu 242 ( n ,γ ) ( n ,γ ) ( n ,γ ) Np239 β

(a)

U238 ⎯⎯⎯ →U239 (n,γ )

(b)

Gambar 2.5 Reaksi uranium di dalam core (a) U-235 dan (b) U-238 Sedangkan, thorium adalah bahan logam yang terdapat di alam dan termasuk golongan logam transisi, dengan struktur kristal face center cubic, fcc. Bentuk thorium mempunyai ukuran butiran yang besar dan dalam jumlah kecil thorium dapat ditemukan dalam sebagian besar bebatuan dan tanah. Thorium pada umumnya berada dalam mineral tertentu, antara lain thorium banyak terdapat dalam bentuk monazite (thorium posfat). Monazite mengandung sekitar 12% thorium oksida (ThO2) dan merupakan sumber terbesar thorium. Jumlah thorium di bumi sangat melimpah yaitu sekitar 3 kali lebih banyak dari uranium. Bahan bakar thorium dapat bekerja dalam daerah energi termal dan seperti halnya uranium, thorium dapat digunakan pula sebagai bahan bakar nuklir. Meskipun termasuk material fertil, Th-232 dapat menyerap neutron lambat untuk menghasilkan U-233 yang merupakan material fisil. Satu hal yang penting, U-233 lebih baik dari material fisil lain karena ia memiliki daerah cross section absorpsi neutron lebih besar, sehingga kemampuan teras reaktor menghasilkan material fisil pada keadaan irradiation yang cukup lama akan lebih besar pula. Hal ini akan berdampak positif pada pengurangan bahan bakar, sehingga tentunya akan lebih ekonomis.


Ada beberapa keistimewaan secara neutronik dalam penggunaan bahan bakar thorium antara lain, U-233 mempunyai jumlah neutron hasil fisi per neutron penyerapan pada keadaan termal (η) yang besar dan nilai perbandingan penangkapan (capture) pada keadaan resonansi epitermal terhadap fisi yang kecil. Selain itu, juga ada beberapa keuntungan non-neutronik yaitu, pertama bahan bakar ini sangat stabil karena susunan stokiometrinya dan juga konduktivitas termal ThO2 yang lebih besar dibandingkan UO2. kedua, thorium dioksida mempunyai titik leleh lebih besar (17000C) dan titik didih lebih besar 5000C dibandingkan uranium dioksida. Ketiga, thorium memiliki koefesien ekspansi termal yang lebih rendah. Berdasarkan keistimewaan-keistimewaan diatas, meskipun akan lebih sedikit mahal dalam fabrikasinya, Th tetap berpotensi menjadi bahan bakar masa depan, karena bahan bakar ini akan memberikan faktor kapasitas pembangkit dan burnup yang lebih tinggi sehingga dapat umur operasi akan lebih lama, limbahnya akan berbentuk lebih stabil dan insoluble dan sangat resistan terhadap penghasilan material-senjata (weapon-material proliferation) sehingga akan lebih ekonomis dan mengurangi biaya pembuangan limbah bahan bakar. Material thorium yang fertil dapat digunakan sebagai bahan bakar dengan mengkonversinya terlebih dahulu menjadi fisil melalui penembakan neutron (n,α). Th-232 mengabsorpsi neutron menjadi Th-233 yang secara alami dapat meluruh menjadi Pa-233 dan kemudian menjadi U-233 yang fisil. Berikut ini adalah rantai konversi Th-232 dan U-233 : [8] U ⎯⎯⎯ → U 234 ⎯⎯⎯ →U 235 ⎯⎯⎯ →U 236 ( n ,γ ) ( n ,γ ) ( n ,γ )

233 92

β − (27.d ) 233 91

Pa β − ( 23.4m)

Th ⎯⎯⎯ → Th 233 ( n ,γ )

232 90

Gambar 2.6 Reaksi thorium di dalam core Th232-U233


Dalam rantai konversi, akan dikenal nilai Converting Ratio (CR) yaitu nilai yang dapat menunjukkan tingkat pengkonversian dimana jika nilai CR kurang dari satu maka disebut converter. CR dapat didefinisikan sbb :

CR =

FP , FD

FP= material fisil yang terproduksi FD= materail fisil yang hilang

2.8 Burnable Poisons

Umur suatu reaktor secara umum dapat ditentukan dengan jumlah bahan bakar awal yang diisi kedalam teras reaktor. Ini berpengaruh pada ekses reaktivitas,

semakin

banyak

bahan

bakar

maka

semakin

besar

ekses

reaktivitasnya, karena material fisil akan semakin banyak pula. sehingga ini akan berpengaruh pada elemen kontrol reaktor. [8] Jika teras diisi dengan material Burnable poisons(BP) yaitu material berharga cross section absorpsi yang tinggi (poison) pada bahan bakar awal, yang notebane mempunyai cross section fisi tinggi, maka ini tentu saja akan mempengaruhi ekses reaktivitas awal reaktor. Absorpber-absorpber ini akan menangkap/meyerap neutron lebih cepat dari fuel burnup, sehingga akan berkontribusi dalam meniadakan ekses negatif yang pada akhirnya akan berdaampak pada umur teras. BP mempunyai beberapa keuntungan diantaranya dapat menambah umur teras tanpa mengurangi control safety, dapat mengurangi jumlah kontrol secara mekanik, dan dapat juga memperbaiki distribusi daya pada teras, seperti menekan reaktivitas di region tertentu. Oleh karena itu, BP yang dapat ditambahkan kedalam bahan bakar harus mempunyai karakteristik khusus. Pertama, harga cross section

absorpsi

harus

lebih

tinggi

dari

bahan

bakar

agar

dapat

menangkap/meyerap lebih cepat dari burnup bahan bakar. Kedua dapat meninggalkan sedikit sisa poison pada akhir fuel cycle, jadi isotop yang membentuk oleh neutron capture dalam poison harus isotop yang mempunyai

cross section absorpsi yang kecil. Penambaahan BP pada bahan bakar tidak mempengaruhi integritas struktur dari teras.


2.9 Alur Perhitungan SRAC-EWS

Perhitungan dilakukan dengan menggunakan program SRAC-EWS (Standart termal Reactor Analysis Code system - Engineering Work Station), program yang dikembangkan oleh JAERI (Japan Atomic Energy Reasearch

Institute). Program ini dapat membantu dalam mendesain dan menganalisa reaktor, khususnya reaktor termal. SRAC-EWS memanfaatkan data nuklida yang berasal dari JENDL3.2 untuk menghasilkan data penampang lintang mikroskopik dan makroskopik yang efektif dari masing-masing komposisi material teras reaktor. Perhitungan cell menggunakan geometri berbentuk hexagonal untuk elemen bahan bakar dan silinder geometri untuk perisai lentari, perisai dapat ganti, batang kendali dan dummy block bahan bakar. Keseluruhan perhitungan teras menggunakan CITATION modul dari kode komputer SRAC-EWS dengan geometri θ - R - Z. MULAI

SRAC PUBLIC LIBRARY

PERHITUNGAN CELL & BURNUP

JENDL 3 2 ENDF/B JEF

m burn up SRAC USER LIBRARY Flux, Mikroskopik, Makroskopik

HOMOGENISASI & COLLAPSING

n cell

PERHITUNGAN CORE

m burn up DATA HASIL PERHITUNGAN

SELESAI

Gambar 2.7 Diagram blok perhitungan desain reaktor dengan SRAC


Langkah perhitungan, untuk pertama kali SRAC-EWS akan menghitung

cell dan burn-up untuk setiap cell bahan bakar, kemudian dihomogenisasi dan digabung berdasarkan grup energi yang telah ditentukan. Perhitungan berulang sesuai dengan input banyaknya burn-up dan cell bahan bakar yang dilibatkan. Hasil perhitungan akan disimpan pada user library yang kemudian akan digunakan CITATION modul untuk mencari faktor multiplikasi, reaktivitas dan distribusi daya teras reaktor.

BAB II TEORI DASAR BAB II TEORI DASAR. 2.1 Penelitian dan Pengembangan HTTR

Recommend Documents