IMPLEMENTASI RANGKAIAN PENGHITUNG KERAPATAN FLUKS NEUTRON TERKOREKSI N16 RSG-GAS BERBASIS LABVIEW
Oleh
PUJI SIAMATUN
Skripsi Sebagai Salah Satu Syarat untuk Mencapai Gelar Sarjana Sains Pada Jurusan Fisika Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Universitas Lampung
FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS LAMPUNG BANDAR LAMPUNG 2015
ABSTRAK
IMPLEMENTSI RANGKAIAN PENGHITUNG KERAPATAN FLUKS NEUTRON TERKOREKSI N16 RSG-GAS BERBASIS LABVIEW
Oleh
PUJI SIAMATUN
Telah dilakukan penghitungan sinyal N16 terkoreksi �N16-corr) untuk mendeteksi kecelakaan reaktifitas daerah daya. Penghitungan sinyal �N16-corr melibatkan dua kanal pengukuran, yaitu detektor kerapatan fluks neutron dan detektor laju dosis gamma. Rangkaian penghitung �N16-corr terdiri dari trigger amplifier (K), integrator (I), dan summing element (S). Rangkaian penghitung �N16-corr di simulasikan menggunakan program LabVIEW. Nilai histerisis yang didapatkan yaitu sebesar 0.01 V, dengan nilai batas 0.94 V dan nilai korreksi = -0.94 mV/s. Nilai selisih antara N16 terkoreksi modul perangkat keras terpasang dengan perangkat lunak adalah sebesar 0.04898 V. Kata kunci : Detektor kerapatan fluks neutron, detektor laju dosis gamma, LabVIEW, scram, sinyal N16 terkoreksi (�N16-corr).
i
DAFTAR ISI
Halaman ABSTRAK .................................................................................................. i ABSTRACT ............................................................................................... ii HALAMAN JUDUL ................................................................................. iii HALAMAN PERSETUJUAN ................................................................... iv HALAMAN PENGESAHAN .................................................................... v SURAT PERNYATAAN ............................................................................ vi RIWAYAT HIDUP . ................................................................................. vii MOTO ........................................................................................................ viii PERSEMBAHAN ...................................................................................... ix KATA PENGANTAR ................................................................................ x SANWANCANA ........................................................................................ xi DAFTAR ISI ............................................................................................ xiii DAFTAR GAMBAR .................................................................................. xvi DAFTAR TABEL ...................................................................................... xviii
I. PENDAHULUAN A. Latar Belakang .................................................................................. 1 B. Rumusan Masalah ............................................................................ 6 C. Batasan Masalah ............................................................................ 7 D. Tujuan Penelitian ............................................................................ 7 E. Manfaat Penelitian ............................................................................ 8 xiii
II. TINJAUAN PUSTAKA A. Landasan Teori .................................................................................. 9 1. Neutron ....................................................................................... 9 2. Reaktor Nuklir ............................................................................... 11 3. Radioaktif ................................................................................... 16 4. Jenis dan Fungsi Reaktor Fisi ........................................................ 17 B. Sistem Proteksi Reaktor ...................................................................... 23 1. Neutron Fluks Density Measurement System ................................. 23 2. Sistem Pemantau Radiasi Gamma ................................................. 24 3. Prinsip Kerja Sistem Pemantau Radiasi Gamma ............................ 25 C. Detektor.............................................................................................. 27 1. Detektor Isian Gas ........................................................................ 27 2. Detektor Neutron .......................................................................... 30 D. Rangkain Penghitung N16 Terkoreksi ............................................... 33 E. Pengenalan LabVIEW ........................................................................ 38 F. National Instruments OPC Server ..................................................... 40 G. Siemens S7-300.................................................................................. 41 III. METODE PENELITIAN A. Waktu Dan Tempat Penelitian .......................................................... 42 B. Alat dan Bahan ............................................................................... 42 1. Perangkat Keras ............................................................................. 42 a. Laptop ...................................................................................... 42 b. Kabel ....................................................................................... 42 c. PLC S7-300 .............................................................................. 42 d. Multiplier Phoniex MCR-FLL-C-2UI-DCI ............................... 43 2. Perangkat Lunak ........................................................................... 44 C. Prrosedur Penelitian .......................................................................... 44 1. Perancangan Sistem ...................................................................... 46 2. Pembuatan Sistem Perangkat Lunak ............................................. 54 3. Uji Coba Sistem ............................................................................ 58 4. Data .............................................................................................. 59 5. Analisis ......................................................................................... 59
xiv
IV. HASIL PENELITIAN DAN PEMBAHASAN A. Hasil Penelitian 1. Kalibrasi Nilai Keluaran NI OPC dengan Nilai Pengukuran Reaktor ....................................................................................... 61 2. Hasil Pembuatan Softwere ............................................................. 62 B. Pengujian Program 1. Pengujian dengan Sinyal Uji .......................................................... 70 2. Pengujian Sinyal Real .................................................................... 71 3. Pengujian Data Terukur Secara Offline .......................................... 84 V. KESIMPULAN DAN SARAN A. Kesimpulan ......................................................................................... 87 B. Saran ................................................................................................... 88 DAFTAR PUSTAKA LAMPIRAN
xv
DAFTAR TABEL
Halaman
Tabel 1. 2. 3. 4. 5.
Daftar Pengkabelan PLC S7-300 analog................................................43 Pengubahan Pengkabelan ......................................................................52 Hasil Pembacaan OPC Server dengan sumber arus 0-20 mA .................54 Kontrol dan Indikator pada Panil Depan ................................................55 Daftar Konversi Nilai kanal Pengukuran JAC01 CR831dan JRE10 FX801...................................................................................................57 6. Daftar Konversi Nilai kanal Pengukuran JKT03 CR811/821/831 ..........57 7. Data Pengukuran detektor JKT 03 CX831 dan JAC01 CR831...............59 8. Data pengukuran JRG10 FX801 terpasang dengan instrumentasi maya N16 terkoreksi .............................................................................59 9. Hasil Pengukuran dengan simulasi sumber arus ....................................61 10. Konversi input NI OPC server ke Arus (mA) ........................................62 11. Pola sinyal ramp JRE10 FX801 dengan nilai N16 konstan ....................70 12. Hasil Pengukuran JAC01 CR831 dan JKT03 CX831 ............................73 13. Data pengukuran JRG10 FX801, JAC01 CR831, JKT03 CX831 ...........78
xviii
DAFTAR GAMBAR
Halaman
GAMBAR 1. 2. 3. 4. 5. 6. 7. 8. 9. 10. 11. 12. 13. 14. 15. 16. 17. 18. 19. 20. 21. 22. 23. 24. 25. 26. 27. 28. 29.
30.
Reaksi fisi ...................................................................................14 Prinsip kerja PLTN .....................................................................19 Sketsa sederhana reaktor G.A. Siwabessy ....................................21 Diagram alir pemantau radiasi gamma (JAC01 CX831) ..............26 Detektor isian gas ........................................................................28 Detektor gamma ionisation chamber ...........................................29 Lokasi detektor gamma ionisation chamber ................................30 Detektor compenstated ion chamber ............................................31 Rangkaian penghitung N16 terkoreksi .........................................37 Icon LabVIEW ............................................................................38 Icon Pallete .................................................................................39 Tampilan NI OPCServer .............................................................40 PLC Siemens S7-300 dan modul..................................................41 Instalasi pengkabelan Siemens S7-300 .......................................43 Multiplier Phoniex MCR-FL-C-UI-2UI-DCI ...............................43 Diagram alir penelitian ................................................................45 Susunan perangkat Penghitung Fluks Neutron Terkoreksi N16 ....46 Rancangan sistem monitoring ......................................................47 Teras dan komponen internal kolar reaktor ..................................48 Blok diagram pengukuran kerapatan fluks neutron ......................49 Posisi detektor fluks neutron .......................................................51 Pengubahan posisi kabel kabinet CVA06 ....................................52 Instalasi distribusi aktif pada panel CVA06 sebelum dan sesudah pemasangan disburtor aktif (multiplier phoniex) ............53 Diagram alir pengolahan data ......................................................56 Bagan uji coba sistem ..................................................................58 Transmisi data dari NIOPC server ke project labview ..................63 Blok diagram pengambilan data secara rata-rata dari 10 data perdetik ...............................................................................63 Blok diagram konversi nilai arus ke besaran daya (MW), persen daya (%), dan tegangan (V) .........................................................64 (a) Blok diagram konversi arus ke nilai daya, persen daya dan tegangan untuk detektor JAC01 (b) Blok diagram konversi arus ke nilai daya, persen daya dan tegangan untuk detektor JKT03 .........................................................................................65 Tampilan pengukuran JAC01 CR811/821/831.............................65
xvi
31. Tampilan pengukuran JKT03 CX811/821/831 ............................................66 32. Blok diagram untuk menampilkan nilai persen daya (%) JRG10 FX801 dari pengukuran perangkat keras dan perangkat lunak .............................. .67 33. Blok diagram untuk menampilkan nilai persen daya (%) dari detektor JAC01 CR831, JKT03 CX831, dan JRG10 FX801 .....................................67 34. Blok digram penampilan data dalam tabel ...................................................67 35. Tabel tampilan program ..............................................................................68 36. Blok diagram tampilan waktu .....................................................................68 37. Blok diagram penyimpanan data dalam bentuk excel dan text.lvm ..............69 38. Grafik pengukuran N16 terkoreksi dengan sinyal uji ramp rangkaian penghitung JRE 10 FX801 (hasil scan) .......................................................70 39. Grafik pengukuran N16 terkoreksi dengan sinyal uji ramp amplitudo dalam volt dan time dalam detik (perangkat lunak) .....................................71 40. Pengujian nilai real di Ruang Kontrol Utama (RKU) ..................................72 41. Implementasi rangkaian penghitung N16 terkoreksi instrumentasi maya .....72 42. Blok diagram pengendalian perhitungan UØN16corr .......................................74 43. Blok diagram rangkaian penghitung N16 terkoreksi ................................... 77 44. Grafik pengukuran daya terhadap waktu .................................................... 79 45. Grafik hasil perngukuran 0-5 MW (0-1,02 volt ) ........................................ 81 46. Grafik hasil perngukuran 5-10 MW (1-2 volt ) ........................................... 82 47. Grafik pengukuran 1-1,05 V ..................................................................... 83 48. Grafik daya 10-15 MW (2 - 3,3 V)............................................................. 83 49. Tampilan perhitungan N16 terkoreksi secara off line .................................. 85 50. Blok diagram membaca data dari file text .................................................. 85
xvii
1
I. PENDAHULUAN
A. Latar Belakang Teknologi nuklir adalah teknologi yang melibatkan reaksi inti atom. Teknologi nuklir dapat ditemukan pada berbagai aplikasi, dari yang sederhana seperti detektor asap hingga sesuatu yang besar seperti reaktor nuklir. Reaktor nuklir adalah tempat terjadinya reaksi inti berantai terkendali, baik pembelahan inti (fisi) atau penggabungan inti (fusi) atau suatu perangkat yang digunakan untuk membuat, mengatur, dan menjaga kesinambungan reaksi nuklir berantai pada laju yang tetap (Darwis, 2000). Jenis dan fungsi reaktor nuklir bergantung pada tujuan pemanfaatan hasil reaksi, seperti untuk Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN), produksi radionuklida, radiografi neutron, analisis aktivasi neutron dan berbagai eksperimen dengan hamburan neutron. Fungsi reaktor fisi dibedakan menjadi dua, yaitu reactor penelitian dan reakor daya. Reaktor penelitian utamanya menggunakan pemanfaatan neutron hasil pembelahan untuk berbagai penelitian dan iradiasi serta produksi radioisotop. Panas yang ditimbulkan dirancang sekecil mungkin sehingga panas tersebut dapat dibuang ke lingkungan. Pengambilan panas pada reaktor penelitian dilakukan dengan
2
sistem pendingin, yang terdiri dari sistem pendingin primer dan sistem pendingin sekunder (Rohman, 2014). Reaktor penelitian digunakan untuk pembuatan radioisotop (isotop radioaktif) dan untuk penelitian. Reaktor SerbaGuna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) merupakan reaktor riset jenis Material Testing Reactor (MTR) pertama di dunia yang dioperasikan langsung dengan menggunakan bahan bakar dengan pengkayaan uranium rendah, low enriched uranium (LEU). Elemen bakar didasarkan pada teknologi MTR. Elemen bakar kendali dirancang untuk dapat disisipi penyerapjenis-garpu (Fork type). Besarnya fluks neutron yang terjadi pada teras reactor diukur menggunakan system kanal pengukuran yang dapat dipergunakan untuk menentukan daya reaktor (Darwis, 2000).
Reaktor Serba Guna GA. Siwabessy (RSG-GAS) merupakan reaktor penelitian yang digunakan untuk penelitian, melayani kegiatan iradiasi, pendidikan dan pelatihan. Fasilitas RSG-GAS dibangun berdasarkan konsep reaktor kolam terbuka dengan menggunakan air sebagai pendingin dan moderator serta menggunakan Beryllium sebagai reflektor. Fasilitas RSG-GAS didesain dengan prinsip paparan minimum terhadap masyarakat dan operator RSG-GAS selama operasi normal dan kondisi kecelakaan serta didesain dengan daya thermal nominal 30 MW dan fluks neutron maksimum di Central Irradiation Position (CIP) sebesar 5,38 1014 n/cm2.s (Edison, 2015).
3
Reaksi fisi yang berlangsung antara neutron dan bahan bakar terutama U-235 di teras reaktor menghasilkan panas, produk fisi dan produk aktivasi yang bersifat aktif. Kuantitas panas persatuan waktu yang dihasilkan oleh reaktor merupakan daya thermal reaktor. Panas ini harus ditransfer ke sistem pendingin agar kenaikan suhu pada elemen bakar tidak melampaui batas keselamatannya. Mengingat bahwa kemampuan transfer panas sistem pendingin mempunyai batas tertentu maka daya reaktor harus dibatasi pula pada nilai tertentu. Oleh karena daya reaktor sebanding dengan kerapatan fluks neutron dan kerapatan bahan bakar maka pengaturan daya dapat dilakukan dengan mengatur kerapatan fluks neutron di teras reaktor.
RSG-GAS dilengkapi dengan Sistem Instrumentasi dan Kendali (I dan K) yang berfungsi untuk memantau dan mengendalikan variabel-variabel proses reaktor yaitu, suhu, laju alir pendingin, level air kolam, periode reaktor, daya dan lain sebagainya. Jika terjadi kegagalan pada sistem, struktur atau komponen atau terjadi kesalahan dalam pengoperasian, bagian dari sistem I dan K yang disebut Sistem Proteksi Reaktor (SPR) akan melakukan tindakan protektif untuk mencegah reaktor melampaui batas keselamatannya atau mengurangi dampak yang ditimbulkan oleh kecelakaan.
Pengaturan kerapatan fluks neutron di teras RSG-GAS dilakukan dengan menyisipkan atau mengeluarkan batang penyerap neutron (yang disebut batang kendali) dari dalam teras reaktor. Jika batang kendali bergerak ke dalam teras maka daya reaktor akan menurun sebaliknya jika ke luar teras daya reaktor akan naik.
4
Pergerakan batang kendali ini dilakukan oleh Sistem Penggerak Batang Kendali (SPBK) yang mendapat perintah dari dua sistem lain. Satu diantara sistem tersebut adalah sistem kendali kalang tertutup yang berfungsi untuk mengatur daya reaktor agar dapat secara otomatis bertahan pada daya tertentu. Sedangkan sistem yang lain adalah SPR yang berfungsi untuk melakukan tindakan protektif dengan memberikan perintah kepada SPBK untuk menjatuhkan batang kendali ke dalam teras reaktor sehingga reaksi berantai fisi terhenti (disebut dengan Scram), jika daya reaktor atau periode reaktor melebihi batas tertentu. Pengukuran kerapatan fluks neutron yang digunakan untuk pengendalian ini diakuisisi oleh kanal pengukuran yang detektor neutronnya diinstal disekitar teras reaktor (Edison, 2015).
Variabel proses pendeteksi kecelakaan tidak semuanya langsung dapat diperoleh dari kanal pengukuran tetapi beberapa variabel proses pendeteksi kecelakaan diperoleh dari pemrosesan beberapa nilai output kanal pengukuran untuk menyajikan besaran fisis yang representatif. Salah satu variabel proses pendeteksi kecelakaan yang dihasilkan melalui pemrosesan nilai-nilai output kanal pengukuran adalah kerapatan fluks neutron terkoreksi N-16 yang diproses oleh tiga rangkaian penghitung redundan JRE10 FX801,
JRF10 FX801 dan JRG10 FX801. Nilai yang dihasilkan tiga
rangkaian penghitung ini menunjukkan besarnya daya reaktor yang cepat dan akurat sehingga digunakan SPR sebagai variabel inisiasi scram jika nilainya melebihi 109 % daya nominal (Edison, 2015).
5
Dalam rangka rencana penggantian SPR, International Atomic Energy Agency (IAEA) merekomendasikan agar PRSG membuat simulator terlebih dahulu untuk menjamin bahwa kinerja SPR pengganti memenuhi kinerja SPR terpasang. Dalam tulisan ini akan dibahas mengenai aplikasi program LabVIEW dalam pembuatan salah satu simulator, yaitu simulator rangkaian penghitung kerapatan fluks neutron terkoreksi N-16. Pembuatan simulator tidak dibutuhkan pengadaan perangkat keras untuk akuisisi data, karena menggunakan perangkat akuisisi yang sudah ada. Panel depan maya yang ditampilkan pada layar komputer dibuat hanya dengan menjalankan program LabVIEW sehingga tidak memerlukan tambahan biaya untuk perangkat keras. Disamping itu panel depan berikut kontrol dan indikatornya dapat dengan mudah dikembangkan agar sesuai dengan keperluan simulasi. Perhitungan yang dilakukan terhadap input dari data kerapatan fluks neutron daerah daya dan laju dosis Gamma N-16 dalam sistem pendingin primer dilakukan secara digital melalui fungsifungsi matematika yang disediakan program aplikasi LabVIEW.
Setelah simulator tersebut siap digunakan maka dilakukan pengujian dengan sinyal uji step dan ramp dengan pola dan urutan tertentu sesuai dengan data pengujian yang terdapat dalam dokumen komissioning. Kemudian pengujian dilakukan juga dengan data real dari kanal pengukuran kerapatan fluks neutron dan kanal pengukuran laju dosis gamma sistem pendingin primer. Perbaikan-perbaikan dan pengaturan nilai konstanta dilakukan bersamaan dengan eksekusi program agar dapat diperoleh kinerja simulator yang sedekat mungkin dengan desain rangkaian penghitung reall terpasang.
6
Berdasarkan permasalahan tersebut, penulis ingin membuat perekaman dan pemantauan data kanal pengukuran fluks neutron (JKT03) daerah daya dan laju dosis gamma (JAC01) dalam sistem pendingin primer RSG GAS berbasis LabVIEW sebagai implementasi rangkaian penghitung N16 terkoreksi.
B. Rumusan Masalah Adapun rumusan masalah dalam penelitian ini, yaitu bagaimana membuat instrumentasi maya dengan program LabVIEW yang dapat mengintegrasikan fungsi : 1. Pembacaan data pengukuran JKT03 CX831, JAC01 CX831 dan JRG10 FX801dari file elektronik tempat data pengukuran tersimpan. 2. Perhitungan kerapatan fluks neutron terkoreksi N16 berdasarkan data bacaan JKT03 CX831dan JAC01 CX831. 3. Penampilan data dalam satu chart yang memudahkan pengamatan terhadap perbedaan antara data hasil rangkaian penghitung kerapatan fluks neutron terkoreksi N16 maya dan JRG10 FX801. 4. Pengujian rangkaian penghitung kerapatan fluks neutron terkoreksi N16 maya baik dengan sinyal uji ramp JRE10 FX801 maupun dengan data riil hasil pengukuran JKT03 CX831 dan JAC01 CX831. 5. Pengaturan nilai awal dan histeris untuk mendapatkan konstanta sehingga rangkaian penghitung kerapatan fluks neutron terkoreksi N16 maya dapat benarbenar mendekati kinerja JRG10 FX801.
7
C. Batasan Masalah Batasan masalah pada penelitian ini adalah merancang instrumentasi maya dengan program LabVIEW yang dapat mengintegrasikan fungsi : 1. Pembacaan data pengukuran JKT03 CX831, JAC01 CX831 dan JRG10 FX801dari file elektronik tempat data pengukuran tersimpan. 2. Perhitungan kerapatan fluks neutron terkoreksi N16 berdasarkan data bacaan di atas. 3. Penampilan data dalam satu chart yang memudahkan pengamatan terhadap perbedaan antara data hasil rangkaian penghitung kerapatan fluks neutron terkoreksi N16 maya dan JRG10 FX801. 4. Pengujian rangkaian penghitung kerapatan fluks neutron terkoreksi N16 maya baik dengan sinyal uji ramp JRE10 FX801 maupun dengan data riil hasil pengukuran JKT03 CX831 dan JAC01 CX831. 5. Pengaturan nilai awal dan histeris untuk mendapatkan konstanta sehingga rangkaian penghitung kerapatan fluks neutron terkoreksi N16 maya dapat benarbenar mendekati kinerja JRG10 FX801.
D. Tujuan Penelitian Adapun tujuan dari penelitian ini adalah sebagai berikut: 1. Membuat simulator penghitungan sinyal N16 terkoreksi untuk menjamin kinerja SPR pengganti memenuhi kinerja SPR terpasang PRSG-GAS.
8
2. Membuat program pembacaan data pengukuran JKT03 CX831, JAC01 CX831 dan JRG10 FX801dari file elektronik tempat data pengukuran tersimpan menggunakan perangkat akusisi data berbasis LabVIEW. 3. Membuat program perhitungan kerapatan fluks neutron terkoreksi N16 berdasarkan data pembacaan JAC01 CR831 dan JKT03 CX831 menggunakan perangkat akusisi data berbasis LabVIEW. 4. Membuat program penyimpanan data hasil bacaan dari setiap pengukuran menggunakan program LabVIEW. 5. Analisis data antara data hasil rangkaian penghitung kerapatan fluks neutron terkoreksi N16 maya dan JRG10 FX801.
E. Manfaat Penelitian Maanfaat dari penelitian ini adalah sebagai berikut : 1.
Menambah pengetahuan dan pengalaman praktis penulis dalam mengaplikasikan program LabVIEW untuk keperluan yang lebih luas dalam sain dan teknologi.
2.
Membantu PRSG dalam pembuatan simulator rangkaian penghitung kerapatan fluks neutron terkoreksi N16 sehingga kinerja rangkaian terpasang dapat terkarakterisasi dengan akurat.
3.
Penghitungan sinyal N16 terkoreksi sebagai salah satu penjamin kinerja SPR pengganti memenuhi kinerja SPR terpasang PRSG-GAS.
9
II. TINJAUAN PUSTAKA
A. Landasan Teori 1. Neutron Neutron adalah zarah elementer penyusun inti atom yang tidak mempunyai muatan listrik. Atom tersusun dari proton, neutron dan elektron. Proton dan neutron sebagai penyusun inti atom, sedangkan elektron bergerak mengelilingi inti atom. Neutron dalam inti seperti sinar gamma dapat menembus suatu bahan dengan mudah. Interaksi neutron dengan inti atom berbeda dengan interaksi partikel radioaktif. Neutron merupakan zarah elementer penyusun inti atom yang tidak mempunyai muatan listrik. Energi diam sebuah neutron hampir sama dengan massa sebuah proton, yaitu sebesar 1,67492 x 10-24 gram atau 939,6 MeV/c2 (Susetyo, 1988).
Neutron dilambangkan dengan
, sedangkan cacah neutron dalam inti atom biasa
dilambangkan dalam huruf N. Neutron bukan partikel yang mantap di luar inti. Neutron bebas meluruh secara radioaktif menjadi sebuah proton, sebuah elektron dan sebuah antineutrino dengan umur rata-rata 15,5 menit. Neutron memiliki energi diam 937,57 MeV dan momen magnetik (
N)
sebesar -1,9135 (Wiyatmo, 2009).
10
Neutron dilahirkan dalam reaksi pembelahan, bergerak dengan kecepatan tinggi di dalam teras dan berinteraksi dengan berbagai material, berdifusi serta kemudian diperlambat, neutron berada dalam berbagai tingkatan energi dan bergerak kesegala arah. Pada suatu titik tertentu neutron lahir dan diserap secara terus menerus selama reaksi pembelahan berlangsung. Perkalian antara rapat neutron (n = n/cm3 ) dengan kecepatannya (v = cm/det) didalam teras selama reaksi pembelahan disebut fluks neutron (ϕ = n/det cm2 ). ϕ = n.v
(1)
Fluks neutron mempunyai satuan n/det cm2 , hal ini menunjukkan jumlah atau kuantitas neutron yang berinteraksi dengan inti dalam suatu titik di dalam teras dalam satuan waktu. Interaksi dalam satuan waktu disebut juga laju reaksi antara neutron dengan inti atom. Fluks neutron biasanya dinyatakan dalam Fluks neutron cepat dan Fluks neutron lambat atau termal. Di teras reaktor fluks neutron bervariasi, paling besar dibagian tengah dan paling kecil pada daerah tepi teras. Fluks neutron cepat maksimum berada pada bahan bakar dan Fluks neutron lambat maksimum berada daerah moderator. Moderator adalah bagian dari reaktor yang bersifat memperlambat laju neutron dari energi saat membelah sekitar 2 Mev ke energi termal 0,0252 eV (ElWakil, 1971).
Apabila sebuah neutron bergerak mendekati suatu inti atom dan memasuki daerah medan pengaruhnya maka ada beberapa kemungkinan yang dapat terjadi. Kemungkinan pertama, neutron akan menumbuk inti dan sesudah tumbukan neutron dibelokkan arahnya dari arah semula dengan membentuk sudut θ dan inti akan
11
terpental, peristiwa semacam ini disebut reaksi hamburan. Kemungkinan kedua, neutron masuk ke dalam inti atom dan tidak lagi merupakan badan yang berdiri sendiri. Peristiwa ini disebut reaksi tangkapan . Neutron dapat diserap atau ditangkap oleh suatu inti atom yaitu, contohnya pada pemancaran sinar gamma. Reaksi pemancaran sinar gamma termasuk ke dalam tangkapan radiatif. Tangkapan radiatif adalah semua reaksi yang ditimbulkan oleh tangkapan neutron dan tidak mengalami pembelahan (Pratoyo, 1978).
Pada reaksi pemancaran sinar gamma, neutron ditangkap oleh inti dan menyebabkan inti kelebihan energi. Kelebihan energi kemudian dipancarkan dalam bentuk sinar gamma sehingga inti kembali normal 10 atau ground state. Sinar dipancarkan oleh nuklida (inti atom) yang dalam keadaan tereksitasi (isomer) dengan panjang gelombang antara 0,005 Å hingga 0,5 Å. Daya ionisasinya di dalam medium sangat kecil sehingga daya tembusnya sangat besar bila dibandingkan dengan daya tembus partikel α atau . Karena tidak bermuatan, sinar
tidak dibelokkan oleh medan listrik
maupun medan magnet (Glasstone, 1963).
2. Reaktor Nuklir Reaktor adalah tempat berlangsungnya reaksi. Perbedaan antara reaktor nuklir dengan reaktor nuklir lain adalah proses reaksi yang terjadi di dalamnya. Reksi fisi adalah suatu reaksi pembelahan yang terjadi akibat penembakan neutron menabrak bahan fisil, secara umum dapat ditulis sebagai berikut: X + n → X1 + Xβ + (β atau γ) n + E
(2)
12
X disebut inti bahan fisil yang secara popular disebut bahan bakar, karena dalam reaksi ini dibebaskan sejumlah energi. Hanya beberapa inti dapat bereaksi fisi, yaitu U-238, U-235, dan Pu-238.Ke dua unsur terakhir merupakan unsur buatan manusia sebagai hasil dari reaksi inti-inti Th 232, U 238 dengan neutron. Kebolehjadian suatu inti berfisi dinyatakan dengan
(penampang fisi mikroskopik). Besaran
tersebut tergantung pada energi neutron yang bereaksi dengan inti (Mashudi, 2005). Reaksi fisi yang berlangsung dalam reaktor menghasilkan zat radioakif dengan aktivitas yang besar. Zat radioaktif ini harus tetap dipertahankan berada pada elemen bakar sebagai lapisan pertama dari beberapa lapisan (multiple barrier) agar tidak membahayakan manusia atau lingkungan. Oleh karena itu desain reaktor harus dilengkapi dengan sistem keselamatan yang tujuan utamanya adalah untuk menjaga reaktor tetap dalam batas keselamatannya sehingga integritas bahan bakar dapat dijamin. Jika terjadi kegagalan struktur, sistem atau komponen atau kesalahan manusia sehingga terjadi kecelakaan, sistem keselamatan harus tetap dapat meminimalisir dampaknya dengan mengaktifkan lapisan-lapisan berikutnya seperti pengungkung (confinement) agar zat radio aktif tetap tertahan di dalam gedung reaktor. Fungsi-fungsi keselamatan yang harus diperankan oleh sistem keselamatan ini tentunya membutuhkan instrumentasi dan kendali dalam mendeteksi variabel proses yang menyimpang dan selanjutnya memerintahkan aktuator untuk melakukan tindakan protektif. Salah satu variabel proses pendeteksi penyimpangan di RSG-GAS adalah daya maksimum reaktor yang dibatasi 109 % dari daya nominal. Nilai ini ditentukan oleh rangkaian penghitung kerapatan daya terkoreksi N-16 yang
13
merupakan bagian dari SPR. Sebagai landasan teori yang mendukung dalam pembuatan simulator rangkaian ini secara garis besar akan dibahas hal-hal berikut ini. a. Reaksi Fisi Ketika inti atom fissile berat seperti
atau
menyerab sebuah neutron, inti
atom dapat mengalami fisi nuklir. Inti berat tersebut membelah menjadi dua atau lebih inti ringan yang disebut produk fisi dan membebaskan energi kinetik, radiasi gamma, dan beberapa neutron. Contoh reaksi fisi nuklir dan gambar reaksi fisi sebagai berikut: + 0 n1 → [92U235]*→ 38Sr94 + 54Xe140 + 2 0 n1 + 200 MeV
(3)
Produk fisi merupakan radioaktif sehingga akan meluruh dengan melepaskan radiasi. Neutron baru yang dihasilkan pada proses fisi merupakan neutron cepat. Di dalam reaktor thermal neutron baru mengalami proses moderasi oleh moderator menjadi neutron thermal. Neutron thermal tersebut berdifusi dalam medium bahan bakar sebelum mengalami kemungkinan bereaksi dengan inti lainnya, yang juga menghasilkan neutron. Kejadian seperti ini berulang terus dan dikenal sebagai reaksi berantai nuklir. Untuk mengendalikan reaksi berantai nuklir seperti ini digunakan penyerab neutron yang dapat mengurangi bagian dari neutron yang akan menyebabkan fisi lebih banyak lagi. Mekanisme penambahan atau pengurangan penyerab menjadi tugas dari sistem instrumentasi dan kendali berdasarkan hasil pengukuran kerapatan fluks neutron.
14
Gambar 1. Reaksi fisi (Murray, 2009) b. Radiasi Radiasi yang berasal dari proses nuklir dibedakan dalam empat jenis : Radiasi partikel bermuaatan Radiasi tidak bermuatan
Elektron cepat Partikel berat bermuatan Radiasi elektromagnetik Neutron
Sumber utama elektron cepat adalah radio isotop yang meluruh dengan melepaskan beta minus. Radio isotop ini sebagian besar dihasilkan oleh reaksi netron dengan inti stabil di dalam reaktor nuklir. Partikel berat bermuatan meliputi semua ion-ion energetic dengan masa satu satuan masa atom atau lebih, seperti aprtikel alpha, proton, produk fisi, atau produk reaksi nuklir lain. Radiasi elektro magnetik seperti sinar gamma dilepaskan dalam pengaturan kembali sel-sel elektron atom atau berasal dari transisi dalam inti sendiri. Radiasi yang penting dalam pemantauan dan pengendalian sebagaian besar reaktor nuklir adalah sinar gamma dan neutron. Radiasi gamma dilepaskan oleh inti tereksitasi dalam transisinya menuju kepada tingkat nuklir yang lebih rendah (Alatas dkk, 2015).
15
c. Interaksi radiasi Operasi detektor radiasi pada dasarnya bergantung pada cara radiasi yang dideteksi berinteraksi dengan materi detektor itu sendiri. Interaksi yang terjadi ketika partikel berat bermuatan seperti partikel alpha bertumbukan dengan zat terutama melalui gaya coulomb diantara muatan positifnya dengan muatan negatif elektron orbital. Hasil dari tumbukan partikel alpha dengan zat dapat mengakibatkan elektron dari atom zat tersebut tereksitasi atau bahkan elektron tersebut sepenuhnya terlepas dari atom absorber (ionisasi). Karena energi partikel alpha besar maka interaksi berlangsung sepanjang jejaknya menembus absorber sampai energinya habis dan terhenti. Pasangan ion berupa elektron bebas dan ion positif dari atom zat yang ditumbuk dan melepaskan elektron mempunyai kecenderungan untuk berekombinasi untuk membentuk atom neutral. Demikian pula dengan elektron cepat, mekanisme yang sama seperti interaksi partikel alpha berlangsung dalam absorber namun demikian jejaknya lebih pendek dan berliku karena masanya ringan. Meskipun banyak sekali mekanisme interaksi sinar gamma dalam zat, hanya tiga jenis yang memegang peran penting dalam pengukuran radiasi, yaitu : a) Absorbsi photoelectric. Dalam proses absorbsi photoelectric, photon gamma mengalami interaksi dengan atom absorber dan sepenuhnya menghilang. Sebagai penggantinya sebuah elektron dilepaskan dari salah satu kulit ataom absorber dan menghasilakan atom absorber yang terionisasi.
16
b) Hamburan compton. Proses interaksi ini berlangsung antara photon sinar gamma penumbuk dan sebuah elektron dalam zat absorber. Ini merupakan mekanisme interaksi yang mendominasi untuk energi sinar gamma of sumber radioisotope. Dalam hamburan Compton, photon sinar gamma yang datiang dibelokkan dan memindahkan sebagian energinya kepada elektron. Setelah interaksi, elektron dapat tereksitasi atau sepenuhnya terlepas dari atom absorber. c) Produksi Pasangan. Mekanisme interaksi ini menghasilkan pasangan elektron-positron untuk energi sinar gamma beberapa MeV. Interaksi neutron lambat yang disebabkan oleh reaksi (n,α), (n,p) dan (n, fisi). Reaksi ini menghasilkan radiasi sekunder dengan energi yang cukup untuk dideteksi secara langsung (DEO, 1993).
3. Radioaktif
Aktivasi dari sumber radioisotop didefinisikan sebagai laju peluruhan dengan persamaan peluruhan radioaktif berikut, dN/dt |decay
=
-
Dimana nilai N adalah nomor inti radioaktif dan
(4) didefinisikan sebagai peluruhan
konstan. Pada aktivasi curie(Ci) sebesar 3,7 x 1010 disentegrsi/detik. Aktivitas dari
17
sumber radioaktif didefinisikan sebagai aktivitas per unit massa dari sampel radioisotop dengan persamaan sebagai berikut. specific activity =
=
=
(4)
Dengan : M : berat molekul sampel; Av : bilangan avogadro (6,02 x 1023 inti/mol); dan : peluruhan radioisotop konstan (ln 2/waktu paruh) (Knoll, 1898).
4. Jenis dan Fungsi Reaktor Fisi Ada dua jenis reactor fisi yaitu reaktor daya dan reaktor riset. a. Reaktor daya (Power Reactor) Reaktor daya (power reactor) adalah reaktor nuklir yang memanfaatkan energi hasil reaksi fisi untuk pembangkitan daya (listrik) atau sering disebut Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) . Energi reaksi sebesar 202 MeV biasanya berbentuk energi kinetik fragmen fisi, dan gerakan fragmen fisi ini akan bertumbukan dengan inti di sekitarnya sehingga timbul panas. Kemudian energi termal dari reaksi fisi tersebut akan dimanfaatkan untuk berbagai kegunaan, misalnya memutar generator listrik, menggerakkan baling-baling penggerak kapal, memanaskan air yang dibutuhkan selama musim dingin atau untuk menyuling air laut (membuat air minum dari air laut yang kadar garamnya tinggi) (Alatas dkk, 2015).
Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) adalah stasiun pembangkit listrik thermal di mana panas yang dihasilkan dari satu atau lebih reaktor nuklir pembangkit listrik.
18
PLTN termasuk dalam pembangkit daya base load, yang dapat ekerja dengan baik ketika daya keluarannya konstan (meskipun boiling water reactor dapat turun hingga setengah dayanya ketika malam hari). Daya yang dibangkitkan per unit pembangkit berkisar dari 40 MWe hingga 1000 MWe. Pada dasarnya sistem kerja dari PLTN sama dengan pembangkit listrik konvensional, yaitu: air diuapkan di dalam suatu ketel melalui pembakaran. Ulang yang dihasilkan dialirkan ke turbin yang akan bergerak apabila ada tekanan uap. Perputaran turbin digunakan untuk menggerakkan generator, sehingga menghasilkan tenaga listrik. Satu gram U-235 setara dengan 2650 batu bara. Pada PLTN panas yang digunakan untuk menghasilkan uap yang sama, dihasilkan dari reaksi pembelahan inti bahan fisil (uranium) dalam reaktor nuklir. Sebagai pemindah panas biasa digunakan air yang disirkulasikan secara terusmenerus selama PLTN beroperasi. Proses pembangkit yang menggunakan bahan bakar uranium ini tidak melepaskan partikel seperti CO2, SO2, atau NOx, juga tidak mengeluarkan asap atau debu yang mengandung logam berat yang dilepas ke lingkungan. Oleh karena itu PLTN merupakan pembangkit listrik yang ramah lingkungan. Limbah radioaktif yang dihasilkan dari pengoperasian PLTN, adalah berupa elemen bakar bekas dalam bentuk padat. Elemen bakar bekas ini untuk sementara bisa disimpan di lokasi PLTN (Alatas dkk, 2015).
Prinsip kerja PLTN sebenarnya mirip dengan pembangkit listrik lainnya, misalnya Pembangkit Listrik Tenaga Uap (PLTU). Perbedaan antara dua jenis pembangkit listrik itu adalah sumber panas yang digunakan. PLTN mendapatkan suplai panas dari reaksi nuklir, sedang PLTU mendapatkan suplai panas dari pembakaran bahan bakar
19
fosil seperti batubara atau minyak bumi. Uap bertekanan tinggi pada PLTU digunakan untuk memutar turbin. Tenaga gerak putar turbin ini kemudian diubah menjadi tenaga listrik dalam sebuah generator. Perbedaan PLTN dengan pembangkit lain terletak pada bahan bakar yang digunakan untuk menghasilkan uap, yaitu Uranium. Reaksi pembelahan (fisi) inti Uranium menghasilkan tenaga panas (termal) dalam jumlah yang sangat besar serta membebaskan 2 sampai 3 buah neutron. Media pemindah panas biasa digunakan air yang disirkulasikan secara terus menerus selama PLTN beroperasi. Proses pembangkit yang menggunakan bahan bakar uranium ini tidak melepaskan partikel seperti CO2, SO, atau NOx, juga tidak melepaskan asap atau debu yang mengandung logam berat yang dilepas ke lingkungan. Oleh karena itu PLTN merupakan pembangkit listrik yang ramah lingkungan. Limbah radioaktif yang dihasilkan dari pengoperasian PLTN, adalah berupa elemen bakar bekas dalam bentuk padat. Elemen bakar bekas ini untuk sementara bisa disimpan dilokasi PLTN, sebelum dilakukan penyimpanan secara lestari (Alatas dkk, 2015).
Gambar 2. Prinsip kerja PLTN
20
b. Reaktor Riset Reaktor Riset Reaktor riset adalah reaktor nuklir yang digunakan untuk berbagai penelitian di bidang aplikasi teknik nuklir, dalam hal ini reaksi nuklir (pembelahan) dipakai sebagai sumber neutron dan pada umumnya daya reaktor rendahsebesar 100 kW–30 MW. Perbedaan utama dari reaktor riset dan reaktor daya adalah pada pemanfaatan neutron dari hasil reaksi fisi yang terjadi di dalamnya. Dalam reaktor riset, energi hasil reaksi fisi tidak dimanfaatkan tetapi dibuang ke lingkungan. Dalam perancangan reactor riset, efisiensi termodinamika system tidak menjadi fokus utama, sehingga temperatur pendingin tidak perlu tinggi, cukup pada rentang 40 – 50oC. Fokus utama perancangan reaktor riset adalah kuantitas dan kualitas partikel neutron. Neutron digunakan untuk berbagai manfaat baik yang bersifat riset ilmu pengetahuan maupun untuk tujuan komersial. Pemanfaatan neutron antara lain adalah untuk produksi radiosiotop yang dapat dimanfaatkan di bidang kesehatan, pertanian dan industri, analisis material melalui teknik Analisis Pengaktivan Neutron (APN), spektrometer neutron, difraktometer neutron, silicon dopping (bahan semikonduktor), riset pengembangan material baru dan lain sebagainya. Reaktor riset kebanyakan berbentuk kolam dan bertekanan rendah (1 atm). Gambar 3 menggambarkan sketsa sederhana reaktor G.A. Siwabessy yang ada di Serpong, Tangerang. Panas yang diambil oleh pendingin air (berlaku juga sebagai moderator) dibuang ke lingkungan melalui menara pendingin (Alatas dkk, 2015).
21
Gambar 3. Sketsa sederhana reaktor G.A. Siwabessy Pada reaktor ini terdapat tabung berkas neutron (neutron beam tube) untuk menyalurkan partikel neutron keluar dari teras sehingga mudah untuk dimanfaatkan. Reaktor riset di Yogyakarta dan Bandung sangat identik dengan reaktor G.A. Siwabessy. Bahan bakar reaktor G.A. Siwabessy berbentuk lempeng atau plat, sedangkan reaktor Kartini di Yogyakarta dan batang kendali (cadmium) bahan bakar uranium bejana reaktor gambar 3. Struktur dan konstruksi reaktor nuklir fisi. TRIGA 2000 di Bandung berbentuk silinder (batang). a. Reaktor Triga 2000 Bandung Nama TRIGA berasal dari singkatan “Training, Research, Isotop production, by General Atomic” menunjukan fungsi reaktor sebagai reaktor penelitian. Reaktor Triga Bandung mulai dibangun pada tanggal 1 Januari 1961 dan mencapai kektritisan pada 16 Oktober 1964 dan secara resmi mulai dioperasikan pada tanggal 20 Februari 1965 dengan daya sebesar 259 kW. Pada tahun 1974, daya reaktor ditingkatkan menjadi1 MW dan kemudian di upgrade lagi menjadi 2 MW pada 24 Juni 2000. Bahan bakar
22
yang digunakan adalah uranium diperkaya yang dicampur secara homogen dengan zirkonium hidrida (UZrH), air (H2 O) sebagai moderator dan pendingin, reflektor grafit dan H2 O sebanyak 4 buah dan batang kendali B4 C sebanyak 5 buah. b. Reaktor Kartini Yogyakarta Reaktor Kartini di Yogyakarta adalah reaktor TRIGA kedua yang dibangun di Indonesia. Pembangunannya dimulai pada tanggal 1 April 1975 dan mencapai kekritisan pada 25 Januari 1979. Reaktor yang dioperasikan pada daya 100 kW ini menggunakan bahan bakar, moderator, pendingin dan reflektor yang sama dengan reaktor Bandung, tetapi jumlah batang kendali hanya 3 buah. c. Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy Serpong Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG- GAS) mulai dibangun di Kawasan Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi (PUSPIPTEK) Serpong pada tanggal 1 Januari 1983 dan mencapai kekritisan pada tanggal 29 Juli 1987. Reaktor ini dapat dioperasikan pada daya maksimal 30 MW. Bahan bakar yang digunakan adalah U3Si2Alx, moderator dan pendingin air ringan, reflector Be dan H2O, batang kendali Ag, In, Cd (8 buah). Pertahanan berlapis RSG-GAS dimulai dari desain elemen bakar reaktor, sistem pendingin reaktor dan pengungkung reaktor yang dilengkapi dengan sistem ventilasi. Penggunaan sistem redundansi pada seluruh sistem keselamatan bertujuan untuk meningkatkan keandalan sistem keselamatan sehingga resiko kegagalan dapat diperkecil untuk melindungi keselamatan pekerja, masyarakat dan lingkungan (Alatas dkk, 2015).
23
Reaktor penelitian digunakan untuk pembuatan radioisotop (isotop radioaktif) dan untuk penelitian. Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) merupakan reaktor riset jenis MTR (Material Testing Reactor) pertama di dunia yang dioperasikan langsung dengan menggunakan bahan bakar dengan pengkayaan uranium rendah, LEU (low enriched uranium). Elemen bakar didasarkan pada teknologi MTR (Material Testing Reactor). Elemen bakar kendali dirancang untuk dapat disisipi penyerap jenis-garpu (Fork type). Besarnya fluks neutron yang terjadi pada teras reaktor diukur menggunakan sistem kanal pengukuran yang dapat dipergunakan untuk menentukan daya reaktor (Darwis, 2000).
B. Sistem Proteksi Reaktor (SPR) Sistem proteksi reaktor berbasis pada sistem redudansi 3 dengan fungsi yang sama diberlakukan ke dalam suatu sistem logika bersama atau dalam redudansi 2 bergantung pada hubungan logika atau rancangan dari sistem reaktor yang bersangkutan. Tindakan pengamanan dilakukan oleh system redundan 2 dari 3 atau 1 dari 2. Kanal pengukuran fluks neutron masing-masing dipasok oleh satu kabinet distribusi. 1. Neutron Flux Density Measurement System Fungsi instrumentasi adalah merekam flux neutron density dalam sistem pengukuran untuk memonitor shutdown, subtrical, pendingin reaktor, dan pengecekan start-up dan operasi reaktor dalam seluruh beban spectrum. Tujuan dilakukannya pengukuran kerapatan fluks neutron ini adalah agar didapatkan sinyal proposional pada reaktor daya yang tepat dengan perubahan sementara serta kesesuaian laju sinyal dari
24
perubahan daya reaktor. Sinyal keluaran dari sistem pengukuran kerapatan fluks neutron adalah nilai masukan dari reactor protection system (RPS) dan operasi instrumen dan kontrol (sistem operasi reaktor). RPS menggunakannya saat shutdown atau batas start-up pada kasus gangguan reaktiviti, beban unbalanced dan bagian channel pendingin. Sesuai dengan fungsinya (source range-reactor full load). Daerah ini dibagi menjadi 3 sub-range: a. Start-up range JKT01 CX811 dan JKT01 CX821 b. Intermediate range JKT01 CX811 dan JKT02 CX821 c. Power range JKT01 CX811 dan JKT03 CX841 (Inter Atom, 1895). 2. Sistem Pemantau Radiasi Gamma (JAC01 CR811/821/831) Sistem pengukuran gamma (JAC01 CR811/821/831) adalah sistem pengukuran gamma pendingin primer yang terpasang di balai percobaan reaktor. Sistem JAC01CR811/821/831 adalah suatu sistem yang berfungsi untuk mengetahui radiasi gamma air pendingin primer hasil dari produksi fisi. Radiasi gamma dideteksi dengan detektor gamma yang keluarannya berupa signal. Signal ini digunakan untuk menentukan batas atau limit value, sehingga pada harga batas tertentu mampu untuk memadamkan reaktor. Pengukuran terdiri dari 3 kanal ukur yang sama dengan moda eksekusi two out of three. Secara berkala pada sistem ini dilakukan uji fungsi untuk mengetahui keakuratan nilai yang ditampilkan oleh sistem tersebut. Sistem pemantau
25
laju dosis gamma yang ada di RSG-GAS dikalibrasi dengan menggunakan generator arus (Inter Atom, 2008). Sistem pemantau radiasi gamma (JAC01 CR811/821/831) merupakan sistem pemantau radiasi N-16 pada kolam pendingin primer hasil reaksi fisi reaktor. Sistem pemantau radiasi gamma (JAC01 CR811/821/831) terdiri dari 3 redundansi dengan spesifikasi rangkaian modul yang sama. Sistem ini memerintahkan RPS untuk SCRAM, jika minimal 2 dari 3 kanal pengukurannya melebihi harga batas yang diizinkan. Kanal pengukuran pemantau radiasi gamma (JAC01 CR811/821/831) masing-masing terdiri dari sejumlah modul yang dirangkai pada kabinet yang terpisah. a. Modul Amplifier (M35101-A3151Z) berfungsi untuk memperkuat arus yang dihasilkan oleh detektor. Keluaran dari modul ini berupa tegangan 0-10 Vdc. b. Modul High Voltage (M35101-A2201) berfungsi untuk tegangan kerja detektor c. Modul converter arus ke tegangan (M74003-A9143) berfungsi untuk mengubah arus 0-20 mA ke tegangan 0-10 Vdc. d. Modul converter tegangan ke arus (M35101-A1401) berfungsi untuk mengubah tegangan 0-10 Vdc ke arus 0-20 mA.
3. Prinsip kerja sistem pemantau radiasi gamma (JAC01 CR811/821/831)
Kanal pengukuran pemantau radiasi gamma (JAC01 CR811) diletakkan di ruang 930 kabinet CNE01, kanal pengukuran pemantau radiasi gamma (JAC01 CR821) diletakkan di ruang 931 kabinet CNF01, kanal pengukuran pemantau radiasi gamma
26
(JAC01 CR831) diletakkan di ruang 932 kabinet CNG01. Karena ketiga redundansi mempunyai rangkaian modul dan jenis komponen yang sama. Prinsip kerja instrumentasi pemantau radiasi gamma (JAC01 CR811/821/831. RPS / KLA60 CR811/ 821/ 831 KLA60 CR811
M35101-A3151 Z
M35101-A9098Z
M74003-A9143 KC045 KC003
I V
M35101-A1401
Detector
Limit Signal Tranducer & Comp. CLN02/ R101
BC063
v I KC129
6FP1706
M74003-R8181
BC045
BC075
M35101-A2201
v I
KC081
FC111 6DT2001
M35101-A1805
GC111
CNE01 KLA60 CR821
M35101-A3151 Z
KC033
CLE01
M35101-A9098Z
KC045
M74003-A9143
KC003 M35101-A1401
Detector
I
Limit Signal Tranducer & Comp. CLN02/ R101
V
v I
BC063
KC129
6FP1706
M74003-R8181
BC045
EC075
M35101-A2201
v I
KC081
FC111
M35101-A1805
Q14.0 6DT2001
GC111 KC033
KLA60 CR831
CLF01
CNF01 M35101-A3151 Z
M35101-A9098Z
M74003-A9143
KC045
KC003
Detector
I
M35101-A1401
M35101-A2201
Limit Signal Tranducer & Comp. CLN02/ R101
V
v
EC147
I
M74003-R8181 6FP1706
KC129
v I EC075
KC081
Q15. 6
FC111
EC129
6DT2001
M35101-A1805
GC135 KC033
CLG01
CNG01
Level 13
RPS
CVA06
CQA06
Marshalling Kiosk
MCR
Comp
Gambar 4. Diagram alir pemantau radiasi gamma (JAC01 CR811/821/831)
Detektor Kamar ionisasi gamma menggunakan prinsip pembentukan ion dan produksi elektron untuk menghasilkan arus listrik. Jenis detektor yang digunakan adalah KG122 SBX gamma Ionization Chamber. Detektor ini akan bekerja pada tegangan kerjanya + 800 VDC. Modul yang digunakan adalah Modul high voltage (M35101A2201) berfungsi untuk mensuplai tegangan tinggi detektor. Keluaran dari detektor yang berupa arus listrik yang masih lemah dikuatkan dengan modul Amplifier
27
(M35101-A3151Z) berfungsi untuk memperkuat arus yang dihasilkan oleh detektor. Keluaran dari modul ini berupa tegangan 0-10 Vdc. Untuk mengurangi terjadinya drop tegangan, maka tegangan 0-10 vdc dirubah menjadi arus listrik dengan menggunakan modul converter tegangan ke arus (M35101-A1401) berfungsi untuk mengubah tegangan 0-10 Vdc ke arus 0-20 mA. Untuk mengembalikan ke bentuk tegangan maka dipasang modul converter arus ke tegangan (M74003-A9143) berfungsi untuk mengubah arus 0-20 mA ke tegangan 0-10 Vdc. Untuk input kepenampil, maka digunakan modul distributor (Sukino, 2011).
C. Detektor Detektor merupakan suatu bahan yang peka terhadap radiasi yang bila dikenai radiasi akan menghasilkan. Perlu diperhatikan bahwa suatu bahan yang sensitif terhadap suatu jenis radiasi belum tentu sensitif terhadap jenis radiasi yang lain. Sebagai contoh, detektor radiasi gamma belum tentu dapat mendeteksi radiasi neutron. Sebenarnya terdapat banyak jenis detektor antara lain tiga jenis detektor yaitu, detektor isian gas, detektor sintilasi, dan detektor semikonduktor (Knoll, 1898). 1. Detektor Isian Gas Detektor isian gas merupakan detektor yang paling sering digunakan untuk mengukur radiasi. Detektor ini terdiri dari dua elektroda, positif dan negatif, serta berisi gas di antara kedua elektrodanya. Elektroda positif disebut sebagai anoda, yang dihubungkan ke kutub listrik positif, sedangkan elektroda negatif disebut sebagai katoda, yang dihubungkan ke kutub negatif. Kebanyakan detektor ini berbentuk
28
silinder dengan sumbu yang berfungsi sebagai anoda dan dinding silindernya sebagai katoda seperti gambar 5.
katoda
Anoda wire
RL v -
+
Gambar 5. Detektor isian gas (Knoll, 1989)
Nilai medan elektrik dari dalam geometri silinder pada radius r, dimana anoda berada di tengah silinder jauh dari katoda yang letaknya di lapisan luar silinder, kutub muatan dari konfigurasi tegangan dibutuhkan karena elektron akan tertarik keluar secara aksial. Radiasi yang memasuki detektor akan mengionisasi gas dan menghasilkan ion-ionpositif dan ion-ion negatif (elektron. Daya ionisasi gas berkisar dari 25 eV s.d. 40 eV. Ion-ion yang dihasilkan di dalam detektor tersebut akan memberikan kontribusi terbentuknya pulsa listrik ataupun arus listrik (Knoll, 1898).
Detektor kamar ionisasi gamma digunakan sebagai sensor laju dosis gamma yang dipasang di bawah pipa pendingin primer. Pengukuran ini berfungsi untuk mengetahui aktivitas N-16. Jika hasil pengukuran melebihi batas yang diijinkan, maka sistem proteksi reaktor akan memberikan tindakan protektif. Tipe detektor yang digunakan adalah KG122 SBx, jenis gamma Ionization Chamber dengan range
29
pengukuran 0 -100 Gy/h dan range energinya adalah 60 Kev s/d 7 Mev. Detektor ini diletakkan pada satu tempat yang sama pada pendingin primer experiment hall reaktor (Suherkiman, 2008). Detektor gamma ionization chamber menggunakan prinsip pembentukan ion dan produksi elektron untuk menghasilkan arus listrik. Elektron yang terlepas dari kulit atom akibat tumbukan dengan zarah radioaktif ditarik oleh gaya induksi listrik anoda yang bertegangan tinggi. Secara sederhana kamar ionisasi terdiri dari dua plat atau silinder elektroda yang diantaranya terdapat gas isian. Sinar gamma di dalam ruangan gas akan mengionisasi gas isian. Adanya medan listrik akan memberikan tenaga pemisah dan penggerak terhadap ion positif dan elektron untuk bergerak menuju katoda (-) dan anoda (+). Jumlah elektron yang dihasilkan di anoda atau arus listrik yang timbul sebanding dengan harga tegangan yang diberikan antara anoda dan katoda (Sukino, 2011).
( a)
(b)
Gambar 6. Detektor Gamma Ionisation Chamber (Sukino, 2011).
30
Gambar 7. Lokasi Detektor Gamma Ionisation Chamber
(Sukino, 2011).
2. Detektor Neutron Seperti sinar gamma, neutron tidak mempunyai muatan, karena itu dalam zat neutron tidak dapat berinteraksi melalui gaya Coulomb. Meskipun reaksi yang dialami neutron dalam zat berbeda-beda bergantung energi neutron, dalam hal ini akan dibahas hanya neutron thermal saja. Interaksi neutron thermal untuk kepentingan deteksi adalah reaksi yang disebabkan neutron yang dapat menghasilkan radiasi sekunder dengan energi yang cukup untuk dideteksi secara langsung. Hasil reaksi yang mungkin adalah partikel berat bermuatan seperti : inti recoil, proton, partikel alpha dan fragment fisi.
Setiap jenis detektor neutron melibatkan kombinasi dari
materi target yang didesain untuk menghasilkan partikel berat bermuatan bersamasama dengan salah satu detektor radiasi lain yang dibahas pada bagian terdahulu. Untuk kepentingan tulisan ini, hanya akan dibahas mengenai detektor neutron Compensated Ion Chamber (CIC). Pada saat reaktor beroperasi pada daya tinggi, baik paparan sinar gamma maupun populasi neutron tinggi. Oleh karena itu untuk memberikan hasil pengukuran kerapatan fluks neutron, kontribusi gamma kepada hasil pengukuran harus
31
diminimalisir. Detektor yang dapat melakukan ini adalah detektor CIC yang gambar skematiknya diperlihatkan dalam Gambar 6.
Gambar 8. Detektor compenstated ion chamber Detektor terdiri dari dua kamar ionisasi yang konsentris. Satu terletak pada bagian luar dan satu kamar lain pada bagian. Dinding luar kamar bagian luar dilapisi dengan boron sehingga neutron termal yang datang ditangkap oleh boron dengan reaksi : (5) (6) Partikel alpha dan 7Li diemisikan dari titik penangkapan neutron dalam arah yang berlawanan, sehingga salah satu dari partikel ini akan masuk ke dalam kamar ionisasi
32
bagian luar dan proses interaksi dengan gas isian
seperti dibahas terdahulu
berlangsung (Sadeghi, 2010). Pengukuran fluks neutron dan laju dosis gamma oleh detektor di teras reaktor yang dipantau oleh penunjukan daya di ruang kendali utama (RKU). RSG-GAS mempunyai beberapa jenis sistem kanal pengukuran yang dapat dipergunakan untuk menentukan daya reaktor. Sistem tersebut antara lain sistem pengukur fluks neutron JKT01 CX811/821, JKT02 CX811/821, JKT03 CX811/821/831/841 dan JKT04 DX001. Masing-masing detektor tersebut memiliki daerah kerja tertentu. Selain itu terdapat pula sistem kanal pengukuran daya JRF10 FX805 yang merupakan hasil rerata gabungan sistem pengukuran daya JKT03 CX811/821/831/841 dan JAC01 CR811/821/831 yang bekerja berdasarkan hasil pengukuran radiasi gamma yang dihasilkan dari peluruhan isotop N-16 yang di pasang pada ujung pipa pendingin primer sebelum delay chamber. Sistem kanal pengukuran JKT03 CX811/821/831/841 dan JAC01 CR811/821/831/841 dan JRF10 FX805 merupakan kanal yang digunakan sebagai acuan pembacaan daya reaktor untuk operasi daya tinggi. Kedua sistem pengukuran daya tersebut menunjukkan persen daya dari daya nominal yang diizinkan untuk suatu konvigurasi teras tertentu. Kedua sistem pengukuran daya tersebut mempunyai jangkauan penunjukan 0-160% secara linier. Sistem kanal pengukuran JKT04 DX001 adalah kanal pengukur fluks neutron yang mempunyai jangkauan kerja linier yang lebar dengan sistem dekade, dengan penunjukkan arus (Ampere), mulai batas bawah 10-10 A hingga batas atas 10-4 A. Sistem ini digunakan sebagai acuan untuk opersai reaktor daya rendah sampai daya tinggi, di samping itu
33
pula kanal ini untuk pengendalian daya secara otomatis juga untuk sistem pengendali daya dalam Watt digunakan faktor konversi tertentu yang diperoleh dari hasil kalibrasi daya secara kalorimetri. Prinsip kerja dari kanal pengukuran daya adalah mengubah radiasi (neutron dan gamma) menjadi besaran listrik. Sistem instrumentasi RSG-GAS, semua besaran parameter reaktor mempunyai harga arus listrik dari 0 sampai 20 mA, tujuan dalam melakukan kalibrasi adalah untuk melakukan konversi parameter yang diukur atau dihitung, dalam hal ini daya reaktor ke dalam besaran arus listrik di antara 0 sampai 20 mA. Hasil pengukuran daya standar secara kalorimetri, dipergunakan untuk mengkalibrasi atau mengeset penunjukkan daya reaktor di ruang kendali utama, sehingga didapat penunjukan daya yang benar. Kanal pengukur JKT03 CX811/821/831/841 dan JMF01 FX805 pada tingkat daya hasil kalibrasi daya MW dapat dihitung dengan persamaan 5. 1.10-10 Amper =
(7)
Dimana: P = daya (Watt); I = arus yng terukur detektor pada operasi daya reaktor P MW (Wiranto, 2003).
D. Rangkaian Penghitung N16 Terkoreksi (�N16) Dari analisis keselamatan diharuskan bahwa daya reaktor tidak boleh melebihi 34,3 MW. Jika terjadi kecelakaan reaktivitas, daya reaktor akan berubah sangat cepat. Untuk itu diperlukan instrumen yang dapat mengukur daya reaktor dengan cepat dan akurat dan di masukkan ke bagian SPR lain untuk menginisiasi tindakan protektif
34
berupa scram reaktor. Masing-masing dari keempat detektor neutron rentang daya ditempatkan pada sudut bagian luar teras reaktor. Dengan demikian masing-masing detektor hanya dengan akurat menunjukkan daya lokal pada bagian disekitar sudut tempat detektor tersebut terpasang. Disamping itu kesebandingan antara fluks neutron dan daya dapat berubah dari waktu ke waktu karena kerapatan bahan bahan bakar berubaha dengan adanya pembakaran. Permasalah lain juga timbul jika pemantauan daya reaktor menggunakan pengkur dosis gamma dalam pendingin primer (JAC01). JAC01 dapat mengukur daya reaktor dengan akurat namun lambat. Untuk mendapatkan sinyal fluks neutron yang cepat dan akurat, bagian analog SPR dilengkapi dengan rangkaian penghitung kerapatan fluks neutron terkoreksi N16. Rangkaian ini melakukan perhitungan matematis �N16-corr agar didapatkan nilai yang akurat dengan respon proses yang cepat. Adapun perhitungan matematis tersebut adalah :
(8)
(9) | | (10)
35
Kecepatan koreksi
diperoleh dari :
(11)
Dimana; c
;
vk = vaktor koreksi (mV/s); = tegangan keluaran dari integrator (V); = waktu konstan (s); = sinyal N16; = dinyal kerapatan fluks neutron terkoreksi N16; = sinyal kerapatan fluks neutron; H = histeris; c adalah konstanta yang bergantung pada nilai awal; Limitatation adalah nilai maksimum
yang dizinkan, dan
= deviasi maksimum yang diizinkan antara sinyal kerapatan fluks neutron dengan laju dosis gamma N16 selama reaktor start-up atau shutdown. Sedangkan adalah waktu minimum yang dibutuhkan untuk start-up dari 0 sampai 100 % daya nominal 30 MW.
36
Penghitungan sinyal N16 terkoreksi dilakukan untuk mendeteksi kecelakaan reaktifitas daerah daya di kolam rekator yang menyebabkan terjadinya scram atau penghetian operasi secara mendadak akibat daya melebihi batas maksimum. �N16-corr
Sinyal �N16-corr membutuhkan sinyal masukan dari rangkaian penghitung yang bernilai
positif dari batas pengukuran. Rangkaian penghitung untuk �N16-corr harus ditampilkan
dengan proses yang cepat, namun dikarenakan faktor pengukuran kerapatan fluks neutron yang nilainya kurang akurat, sedang untuk pengukuran laju dosis gamma
yang lambat namun hasilnya akurat. Maka dilakukanlah perhitungan matematik �N16corr
agar didapatkan nilai yang akurat dengan respon proses yang cepat. Rangkaian ini
terdiri dari trigger amplifier K, integrator I dan summing element S. Trigger amplifier dan integrator darigenerator(tegangan keluaran UXN). Keluaran tegangan dari �N16-corr akan sama dengan penjumlahan U� dan variabel koreksi UXN. Jika sinyal U� lebih
kecil dari UN16 maka nilai variabel UXN akan menutupi kekurangan tersebut. Pengaturan parameter dari rangkaian penghitung �N16-corr adalah vK yaitu kecepatan koreksi dari masukan tegangan Ux dan waktu konstan T (integrator). vK = Di mana : vK = tegangan terkoreksi(volt); Ux = tegangan keluaran dari trigger amplifier(volt); dan T = waktu konstan(s) (Inter Atom, 1989).
(12)
37
Berikut adalah gambaran matematik rangkaian penghitung N16 terkoreksi (�N16-corr). integrator
Trigger amplifier
UN16
Summing element
U�
+ +
Ux
+
Uxn
-
�N16-corr
Gambar 9. Rangkaian N16 terkoreksi (Inter Atom, 1989) Sehingga untuk mendapat nilai N16 terkoreksi didunakan persamaan di bawah ini, �N16-corr = � + UXN
Karena
UXN = ∫
(14)
UXN =
(15)
bernilai konstan maka,
Di mana diketahui,
�N16-corr = � +
�N16-corr = tegangan N16 terkoreksi (volt);
T = waktu konstan (s);
UXN = tegangan keluaran dari generator (volt);
t
(13)
� = tegangan kerapatan fluks neutron (volt); = waktu (s); dan
tegangan konstan (volt) (Inter atom, 1989).
(16)
38
E. Pengenalan LabVIEW LabVIEW adalah sebuah software pemograman yang diproduksi oleh National instruments dengan konsep yang berbeda. Seperti bahasa pemograman lainnya yaitu C++, matlab atau Visual basic, LabVIEW juga mempunyai fungsi dan peranan yang sama, perbedaannya bahwa labVIEW menggunakan bahasa pemrograman berbasis grafis atau blok diagram sementara bahasa pemrograman lainnya menggunakan basis text. Program labVIEW dikenal dengan sebutan Vi atau Virtual instruments karena penampilan dan operasinya dapat meniru sebuah instrument. Pada labVIEW, user pertama-tama membuat user interface atau front panel dengan menggunakan control dan indikator, yang dimaksud dengan kontrol adalah knobs, push buttons, dials dan peralatan input lainnya sedangkan yang dimaksud dengan indikator adalah graphs, LEDs dan peralatan display lainnya.
Gambar 10. Icon LabVIEW Perangkat lunak LabVIEW terdiri dari tiga komponen utama, yaitu : 1.
Front panel adalah bagian window yang berlatar belakang abu-abu serta mengandung control dan indikator. Front panel digunakan untuk membangun sebuah VI, menjalankan program dan mendebug program.
39
2.
Blok diagram dari Vi adalah bagian window yang berlatar belakang putih berisi source code yang dibuat dan berfungsi sebagai instruksi untuk front panel.
3.
Control dan Functions Pallete
4.
Control dan Functions Pallete digunakan untuk membangun sebuah Vi.
a.
Control Pallete
Control Pallete merupakan tempat beberapa control dan indikator pada front panel. b. Functions Pallete Functions Pallete di gunakan untuk membangun sebuah blok diagram, functions pallete hanya tersedia pada blok diagram, untuk menampilkannya dapat dilakukan dengan mengklik windows >>show control pallete atau klik kanan pada lembar kerja blok diagram. Contoh dari functions pallete.
Gambar 11. Icon pallete
40
F. National Instruments OPC Server
National Instruments (NI) OPC Server menyediakan sebuah antarmuka untuk berkomunikasi dengan berbagai perangkat. Kombinasi NI OPC Server dan LabVIEW menyediakan satu platform untuk memberikan pengukuran berkinerja tinggi dan kontrol untuk kedua sistem instrumentasi baru dan yang sudah ada. Server NI OPC terhubung melalui OPC Client di data logging LabVIEW dan Modul Supervisory Control (DSC) sehingga dapat mengembangkan sistem HMI / SCADA secara total dengan PLC, Programmable Automation Controller (PACs) dan sensor (Halvorsen, 2012). Tampilan NI OPC Server disajikan pada gambar berikut.
Gambar 12. Tampilan NI-OPC Server
41
G. Siemens S7-300
PLC adalah sistem elektronik yang beroperasi secara digital dan didesain untuk pemakaian di lingkungan industri, menggunakan memori yang dapat diprogram untuk penyimpanan secara internal instruksi yang mengimplementasikan fungsi spesifik seperti logika, urutan, pewaktuan, pencacahan dan operasi aritmatik untuk mengontrol mesin atau proses melalui modul I/O digital maupun analog. Dalam perkembangannya PLC banyak dikembangkan oleh berbagai macam perusahaan elektronik, salah satu perusaan yang mengembangkan PLC dan telah banyak digunakan dalam berbagai industri adalah Siemens. PLC Siemens S7-300 didesain berbentuk modular, sehingga penggunanya dapat membangun suatu sistem dengan mengkombinasikan komponen-komponen atau susunan modul-modul S7-300 seperti yang ditunjukkan pada gambar berikut.
Gambar 13. PLC Siemens S7-300 dan modul (Reference Manual SIMATIC S7-300 dan Modul)
42
III. METODE PENELITIAN
A. Waktu dan Tempat Penelitian Penelitian ini dilaksanakan pada tanggal 23 Februai sampai dengan Juni 2015. Pembuatan program dilaksanakan di Sub Bidang Sistem instrumentasi dan Kendali serta pengambilan data di Ruang Kontrol Utama (RKU) PRSG GAS BATAN.
B. Alat dan Bahan Alat dan bahan yang digunakan dalam penelitian ini meliputi: 1. Perangkat Keras (Hardware) Berikut perangka tkeras yang digunakan dalam penelitian ini adalah; a. Laptop Laptop berfungsi sebagai client (projec LabVIEW) dan server (NI OPC), serta penampil pengukuran data. b. Kabel Kabel digunakan untuk menghubungkan distributor aktif dari multifier ke PLC. c. PLC S7-300 PLC Siemens S7-300 didesain berbentuk modular, sehingga penggunanya dapat membangun suatu sistem dengan mengkombinasikan komponen-komponen atau susunan modul-modul S7-300 seperti yang ditunjukkan pada gambar 11 PLC S7-
43
300 disusun dari beragam komponen (Reference Manual SIMATIC PLC S7-300, 2003). Daftar pengkabelan ditumjukan pada tabel 1. Tabel 1. Daftar Pengkabelan PLC S7-300 Modul Analog No. Sistem Alamat Keterangan 1 JKT 03 CX811 (Flux) PIW318 MODUL 4 ; PIN 18(+), 19(-) 2 JKT 03 CX821 (Flux) PIW320 MODUL 5 ; PIN 2(+), 3(-) 3 JKT 03 CX831 (Flux) PIW322 MODUL 5 ; PIN 4(+), 5(-) 4 JKT 03 CX841 (Flux) PIW324 MODUL 5 ; PIN 6(+), 7(-) 5 JAC 01 CR811 PIW 284 MODUL 2 ; PIN 16(+), 17(-) 6 JAC 01 CR821 PIW 350 MODUL 2 ; PIN 18(+), 19(-) 7 JAC 01 CR831 PIW 288 MODUL 3 ; PIN 2(+), 3(-) 8 JRG 10 FX801 PIW 326 MODUL 5 ; PIN 8(+), 9(-) Gambar 14 merupakan PLC S7-300 yang sedang dalam proses instalasi pengkabelan PLC.
Gambar 14. Instalasi Pengkabelan PLC S7-300 d. Multiplier Phoniex MCR - FL - C - UI - 2UI – DCI
Gambar 15. Multiplier PhoniexMCR - FL - C - UI - 2UI – DCI
44
2. Perangkat Lunak yang Digunakan dalam Penelitian
Perangkat lunak merupakan program yang dibuat untuk memantau dan merekam data. Dalam penelitian ini penulis menggunakan perangkat lunak LabVIEW 2014. LabVIEW adalah perangkat lunak pemograman yang diproduksi oleh National instruments. Seperti bahasa pemograman lainnya yaitu C++, matlab atau Visual basic, LabVIEW juga mempunyai fungsi dan peranan yang sama, perbedaannya bahwa LabVIEW menggunakan Bahasa pemrograman berbasis grafis atau blok diagram sementara Bahasa pemrograman lainnya menggunakan basis text. Program LabVIEW dikenal dengan sebutan Vi atau Virtual instruments karena penampilan dan operasinya dapat meniru sebuah instrument.
C. Prosedur Penelitian Penelitian ini terdiri dari beberapa tahapan yang dilakukan. Prosedur yang dilakukan adalah perancangan sistem, realisasi sistem, pengujian sistem dan data. Jika data yang diinginkan sesuai maka lanjut ke tahap pengambilan data, pengolahan data, pembuatan laporan dan selesai. Gambar 16 merupakan tahapan yang dilakukan pada penelitian ini.
45
Mulai
Perancangan Sistem
Pembuatan Sistem
Uji Coba Sistem
Data Tidak Benar Ya Pengambilan Data Data Hasil Analisis
Selesai
Gambar 16. Diagram Alir Penelitian
Langkah kerja yang dilakukan penelitian ini bagian pertama, dilakukan penyusunan blok diagram penelitian guna mempermudah jalannya penelitian. Diagram blok ini juga mempermudah dalam menyusun sebuah rancangan penelitian jika dalam suatu rancangan terdapat kendala – kendala. 1. Perancangan Sistem Implementasi dasar desain tersebut dibutuhkan komputer PC yang sudah diinstalasi dengan perangkat lunak program aplikasi LabVIEW dan driver untuk
46
perangkat akuisisi data. Kemudian komputer juga dihubungkan dengan perangkat akuisisi data (PLC) untuk
mengakuisisi data dari kanal pengukuran.
atau
komputer dapat mengambil data dari penyimpan data dalam Gambar 17.
LAN
PLC
Gambar 17. Susunan perangkat Penghitung Fluks Neutron Terkoreksi N16 Program penghitung fluks neutron koreksi N16 melakukan perhitungan matematis berdasarkan data masukan N16 dan kerapatan fluks neutron dari Data Acqusition (DAQ) atau dari penyimpan data komputer. Data PLC digunakan saat perangkat penghitung kerapatan perangkat Rangkaian Penghitung Fluks Neutron Terkoreksi N16 terhubung langsung ke kanal pengukuran saat reaktor beroperasi. Sedangkan data dari penyimpan data digunakan saat akan menjalankan program dengan masukan dari data operasi reaktor sebelumnya.
Perancangan alat ini meliputi perancangan perangkat keras dan perangkat lunak. Alat dirancang untuk merubah keluaran distributor pasif dari RPS menjadi aktif yang selanjutnya didistribusikan ke dalam perangkat PLC S7-300 yang akan digunakan. Perancangan perangkat keras dilakukan untuk mengukur data yang dilanjutkan dengan perancangan perangkat lunak sebagai pembaca dan perekam data. Bagan sistem monitoring dapat dilihat pada gambar 18.
47
Panel RKU JKT 03 distributor JAC01
RPS
Distributor pasif
CVA06 CQA06
KolamReaktor
JRG10 FX801
Distributor aktif Client PLC server
Gambar 18. Rancangan sistem monitoring
Gambar 19 merupakan gambar teras reaktor dan komponen internal dalam kolam. Sedangkan gambar 20 merupakan blok diagram pengukuran kerapatan fluks neutron.
48
Gamabr 19. Teras dan komponen internal kolam reaktor Blok diagram sistem pengukuran kerapatan fluks neutron ditunjukan pada gambar 18.
49
Ionization chamber
Giude tube
Terminal box
Protection tube for measuring cables
Liniear DC amplifier
High-voltage generator
9. Test and indicator unit 6. Buffer amplifier Limit value unit
10. simulator
11. Indicator recorder neutron fluks density
12. Indicator module, high-voltage>max.resp>min
Gambar 20. Blok diagram pengukuran kerapatan fluks neutron Pengukuran kerapatan fluks neutron dideteksi oleh detektor neutron yang berada di teras reaktor. Setiap penggantian atau perubahan susunan bahan bakar di dalam
50
teras reaktor akan berpengaruh terhadap distribusi fluks neutron yang dihasilkan pada tiap titik lokasi oleh karena itu perlu dilakukan pengukuran distribusi fluks neutron thermal pada pusat teras. Pengukuran fluks neutron dilakukan dengan berbagai metode baik secara langsung maupun tidak langsung. Salah satu cara pengukuran fluks neutron secara langsung adalah metode detektor swadaya. Detektor merupakan bagian yang sangat penting dari suatu sistem pencacah radiasi karena alat ini berfungsi untuk menangkap radiasi dan mengubahnya menjadi sinyal atau pulsa listrik. Terdapat dua besaran yang biasa diukur dari suatu paparan radiasi nuklir yaitu jumlah radiasi dan energi radiasi. Jumlah radiasi diperlukan untuk mengetahui aktivitas sumber radiasi, sedangkan energi radiasi digunakan untuk menentukan jenis sumber radiasi. Setiap radiasi yang mengenai detektor akan diubah menjadi sebuah sinyal (pulsa) listrik sehingga jumlah radiasi dapat ditentukan dengan mengukur jumlah pulsa listrik yang dihasilkan detektor. Tinggi sinyal (pulsa) listrik yang dihasilkan detektor menunjukkan energi radiasi yang mengenai detektor sehingga energi radiasi dapat ditentukan dengan mengukur tinggi pulsa listrik yang dihasilkan detektor. Detektor kerapatan fluks neutron berada di teras reaktor, posisi masing – masing detektor kerapatan fluks neutron berda di beberapa tempat yang berbeda dengan alasan agar didapatkan nilai pengukuran yang akurat. Posisi tiap detektor kerapatan fluks neutron ditunjukan pada gambar 21.
51
JKT02 CX821 JKT03 CX831 JKT03 CX821
JKT04 CX801 JKT02 CX811
JKT01 CX821
JKT01 CX811
JKT03 CX841
JKT03 CX811
Gambar 21. Posisi detektor fluks neutron Pada tahap perancangan sistem perangkat keras dilakukan pemotongan dan pemindahan titik jalur pengkabelan di kabinet CVA06 untuk pengambilan data
52
pengukuran daya. Pengukuran daya didapat dari dua detektor yaitu detektor kerapatan fluks neutron (JKT03) dan laju dosis gamma yang dihasilkan dari peluruhan N16 (JAC01). Perancangan sistem dilakukan dengan merubah posisi pengkabelan JKT03 CX811/821/831/841, JAC01 CR811/821/831, dan JRE10 FX801. Tabel 2 adalah tabel pengubahan posisi pengkabelan di kabinet CVA06. Tabel 2. Pengubahan pengkabelan No Sistem Alamat Awal 1 JKT03 CX811 CVA06 AA001 18(-)17 (+) 2 JKT03 CX821 CVA06 AA002 26(-)25 (+) 3 JKT03 CX831 CVA06 AA003 18(-)17 (+) 4 JKT03 CX841 CVA06 AA003 20(-) 19(+) 5 JAC01 CR811 CVA06 AA008 5(-) 6 (+) 6 JAC01 CR821 CVA06 AA006 21(-)22 (+) 7 JAC01 CR831 CVA06 AA005 13(-) 14(+) 8 JRE10 FX801 CVA06 AA008 7(-) 8 (+)
Perubahan Alamat CVA06 BA010 18(-) 17(+) CVA06 BA011 26(-) 25(+) CVA06 BA012 18(-) 17(+) CVA06 BA012 20(-) 19(+) CVA06 BA008 5(-) 6 (+) CVA06 BA009 21(-) 22(+) CVA06 BA009 13(-) 14(+) CVA06 BA008 7 (-) 8(+)
Pengubahan posisi kabel
Gambar 22. Pengubahan posisi kabel di kabinet CVA06 Pengubahan posisi kabel di kabinet CVA06 selanjutnya distribusikan ke Multiplier Phoniex MCR - FL - C - UI - 2UI – DCI sebagai distributor aktif dengan pengaturan keluaran 0-10 V.
53
sebelum Sesudah
Gambar 23. Instalasi Distribusi Aktif pada Panel CQA06 sebelum dan sesudah pemasangan distributor aktif
Keluaran multiplier dihubungkan ke PLC S7-300 sebagai perangkat keras akusisi data yang digunakan untuk menghubungkan server yang dilanjutkan perangkat lunak LabVIEW. Program yang dibuat pada perangkat lunak LabVIEW dimaksudkan untuk pemantauan dan perekaman data pengukuran daya dari detektor neutron dan lajudosis gamma yang selanjutnya dilakukan perhitungan N16 terkoreksi untuk mendapatkan hasil pengukuran yang akurat dan real time. Sebelum dilakukan pengukuran secara langsung menggunakan perangkat lunak yang dibuat maka dilakukan pengujian pembacaan dari perangkat lunak OPC Server dengan memberikan masukan sinyal arus sebesar 0-20 mA menggunakan sumber arus. Kemudian dilakukan pengecekan kanal lainya dengan mengambil tiga titik pengukuran 0 mA, 10 mA dan 20 mA pada tiap kanal. Hasil pembacaan OPC server dengan sumber arus 0-20 mA ditunjukan pada tabel 3.
54
Tabel 3. Hasil Pembacaan OPC Server dengan sumber Arus 0-20 mA Arus [mA] Tampilan OPC [Skala PLC] 0 10 1 1383 2 2764 4 5520 5 6909 6 8298 7 9677 8 11058 9 12447 10 13826 14 19352 15 20736 18 24887 19 26268 20 27645
2. Pembuatan Sistem Perangkat Lunak Pemrograman penghitung dilakukan menggunakan program LabVIEW yang disebut instrumen maya, karena operasi dan tampilannya merupakan imitasi dari instrumen fisik. Untuk memenuhi kinerja penghitung yang ditetapkan dalam desain dasar, seperti pada instrumen fisisnya akan dibuat imitasi panil depan. Program LabVIEW untuk generator sinyal ini dinamakan penghitung fluks neutron terkoreksi N16. Pada panel depan terdapat kontrol tempat pengguna menginputkan : parameter pengukuran, pilihan mode operasi dan penyimpanan data. Disamping itu pada panel depan juga terdapat tombol untuk pengoperasian, serta terdapat monitor berupa chart yang memberikan gambaran visual hasil bacaan dan perhitungan. Panel depan memuat kontrol dan indikator seperti pada tabel 4.
55
Tabel 4. Kontrol dan Indikator pada Panil Depan Jenis
Tombol Boolean
Kontainer
Kontrol Numerik
Nama Antar Muka Pengguna
Kegunaan
Tombol on atau off
Menghentikan menjalankan Program
atau
Tombol mulai pengukuran
Memulai Pengukuran
2 Tombol simpan data
Menyimpan data pengu-kuran atau membatalkan
2 Kontrol Tab
Untuk memilih mode input data : dari PLC atau tempat penyimpan data.
Laju data
Untuk menginputkan se-lang waktu update hasil pengukuran dan atau input PLC.
Kecepatan koreksi
Untuk menginputkan kecepatan koreksi.
Limitation
Untuk Limitation
Histeris
Untuk menginputkan Histeris
Dial pemilih nilai c
Pemilih nilai c: c = 0 untuk pengujian c = ∞ untuk menyamakan nilai N16 dan N16-corr c = koreksi untuk mengaktifkan koreksi
menginputkan
Perancangan perangkat lunak ini menggunakan program virtual instrument LabVIEW. Data hasil pengukuran dapat terekam otomatis dan tersimpan kedalam file yang dinginkan. Data pengukuran yang dihasilkan kanal pengukuran daya JKT03 dan JAC01. Gambar 24 merupakan diagram alir dapat mewakili penjelasan dari proses pengolahan data.
56
Mulai NI OPC Server
Mean data 10 sampel per detik
Konversi dalam nilai Arus, Tegangan, dandaya
Perhitungandaya N16 terkorekrsi
Hasil data
Selesai
Gambar 24. Diagram Alir Pengolahan Data
Nilai yang dikonversi dari keluaran nilai arus 0-20 mA, cara pengkonversian dilakukan dengan penghitungan menggunakan tabel perawatan operasi reaktor MPR30 (Maintenance Protection Reactor). Tabel pengkonversian nilai arus (mA) ke nilai besaran lain ditunjukan pada tabel 5 pengukuran JAC01 CR831 dan JRE10 FX801 sedang untuk tabel 6 adalah daftar konversi pengukuran JKT03 CX831.
57
Tabel 5. Daftar konversi nilai kanal pengukuran JAC01 CR831 dan JRE10 FX801 Tegangan Daya (MW) Arus (mA) Persen (%) (A*8) (A/2) (C/3,333) A C B D 0,00 0,00 0,00 0,00 2,00 1,00 16,00 4,85 4,00 2,00 32,00 9,70 10,00 5,00 80,00 24,00 12,00 6,00 96,00 29,09 16,00 8,00 128,00 38,40 18,00 9,00 144,00 43,20 20,00 10,00 160,00 48,00
Tabel 6. Daftar konversi nilai kanal pengukuran JKT03 CX811/821/831/841 Daya (MW) Arus (mA) Volt (A/2) Persen(%) (A*8) (C/3,333) A B C D 0,00 0,00 0,00 0,00 3,33 1,67 26,64 7,99 4,00 2,00 32,00 9,70 6,66 3,33 53,28 14,55 8,00 4,00 64,00 19,40 10,00 5,00 80,00 24,00 13,33 6,67 106,6 29,09 14,00 7,00 112,00 31,52 16,67 8,33 133,34 38,40 18,00 9,00 144,00 43,20 20,00 10,00 160,00 48,00
Proses pengolahan data dimulai dengan mengkonversi nilai keluaran dari pengukuran daya detektor ke distributor aktif dengan keluaran menjadi 0-20 mA. Hasil perekaman data ditampilkan kembali dalam bentuk chart dan numerik agar pengguna dapat memantau hasil pengukurannya. Dari hasil data yang terekam dilakukan perhitungan matematis daya N16 terkoreksi, persamaan matematis yang dibuat dimasukan dalam program LabVIEW, sehingga didapatkan hasil akhir daya N16 terkoreksi.
58
3. Uji coba sistem Realisasi sistem dilakukan di Ruang Kontrol Utama (RKU). Pengujian sistem dilakukan dengan membaca data pada kanal pengukuran fluks neutron dan pengukuran laju dosis gamma di sistem pendingin primer. Realisasi sistem dilakukan di Ruang Kontrol Utama (RKU). Uji coba ini dilakukan dengan tujuan untuk mengetahui kinerja sistem yang telah dibangun. Pengujian sistem dilakukan dengan membaca data pada kanal pengukuran fluks neutron dan pengukuran laju dosis gamma di sistem pendingin primer. Hasil data yang terbaca merupakan nilai dari perhitungan N16. Gambar uji coba sistem ditunjukan pada gambar 25.
Mulai
NI OPC Server
Volt (0-10 V)
Perhitungan N16 terkoreksi
Simpan
Selesai
Gambar 25. Bagan uji coba sistem
4. Data Data yang dihasilkan dari proses akuisisi data adalah berupa data pengukuran daya dari kanal pengukuran kerapatan fluks neutron JKT03 dan laju dosis gamma JAC01 yang dikonversikan nilai tegangan. Hasil ini kemudian diolah kembali
59
untuk dilakukan perhitungan N16 terkoreksi sebagai hasil akhir pengukuran daya sebenarnya menggunakan perangkat lunak LabVIEW 2014. Tabel 7 adalah tabel data pengukuran kerapatan fluks neutron JKT03 dan laju dosis gamma JAC0, dan tabel 8 merupakan tabel data pengukuran JRG10 FX801 terpasang dengan intrumentasi maya N116 terkoreksi. Tabel 7. Data pengukuran detektor JKT 03 CX831 dan JAC01 CR831 Detektor kerapatan fluks Detektor laju dosis gamma (JAC01) neutron (JKT03) N o Tegangan Persentase Daya Tegangan Persentase Daya (V) (%) (MW) (V) (%) (MW) 1 2 3
N16 terkoreksi (MW)
Tabel 8. Data pengukuran JRG10 FX801 terpasang dengan instrumentasi maya N16 terkoreksi N16 terkoreksi (MW) N16 terkoreksi (MW) No Terpasang Instrumentasimaya 1 2 3
5. Analisis Analisis dilakukan untuk menentukan nilai daya di kolam reaktor dengan menggunakan LabVIEW untuk mendapatkan data pengukuran daya N16 terkoreksi dari detektor laju dosis gamma JAC01 CR831dan detektor kerapatan fluks neutron JKT03 CX831. Nilai daya yang didapat dari masing-masing detektor digunakan sebagai data primer untuk perhitungan N16 terkoreksi persamaan 13.
60
N16-corr
=
+ UXN
(13)
Di mana : N16-corr
= tegangan N16 terkoreksi (volt); = tegangan kerapatan fluks nuetron (volt);
UXN
= tegangan keluaran trigger amplifier (Inter Atom, 1989).
87
V. KESIMPULAN DAN SARAN
A. KESIMPULAN
Berdasarkan hasil data dan pembahasan yang telah dilakukan didapatkan beberapa kesimpulan sebagai berikut: 1.
Hasil perhitungan N16 terkoreksi modul JRG10 FX801 terpasang lebih rendah dari hasil implementasi N16 terkoreksi yang dikembangkan (softwere) pada saat reaktor dalam keadaan tidak stabil.
2.
Nilai pengukuran daya detektor kerapatan fluks neutron JKT03 CX831 lebih cepat naik dibandingkan pengukuran daya laju dosis gamma JAC01 CR831. Dikarenakan detektor gamma memiliki waktu tunda pada saat N16 mengalami peluruhan.
3.
Nilai silisih antara N16 terkoreksi modul perangkat keras terpasang dengan instrumentasi maya yang dikembangkan adalah sebesar 0.04898 V. Maka implementasi rangkaian penghitung N16 terkoreksi yang dibuat dapat digunakan sebagai penghitung N16 terkoreksi.
88
B. SARAN
Berdasarkan penelitian mengenai implementasi rangkaian penghitung N16 terkoreksi menggunakan program LabVIEW didapati beberapa kendala dan kekurangan sehingga terdapat beberapa saran bagi peneliti selanjutny yaitu : 1. Program penghitung N16 terkoreksi dibuat dalam sistem web server dengan tujuan memudahkan pengguna dalam membaca nilai daya yang dihasilkan di kolam reaktor. 2. Buat untuk semua kanal pengukuran kerapatan fluks neutron terkoreksi N16 yaitu untuk modul JRE10 FX801 dan JRF10 FX801 agar didapat nilai rata-rata dari setiap modul perangkat keras. 3. Nilai rata-rata sebaiknya diambil setelah dikonversi ke besaran lain, arus, tegangan, dan daya. Hal dimasudkan agar nilai diperoleh lebih akurat.
DAFTAR PUSTAKA
Alatas, Zubaedah, dkk. 2015. Buku Pintar Nulkir. Badan Tenaga Nulkir Nasional : Serpong. Darwis, MohIsnaeni. 2000. Kalibrasi Daya Reaktor dan Pengaturan Kanal Pengukuran Fluks Neutron RSG-GAS. Diklat Selingkung Manajemen Teras RSG-GAS. PRSG Pusat Pendidikan dan Pelatihan. BATAN : Serpong. Department of energy. 1993. DOE Fundamentals Handbook, Nuclear Physics and Reactor Theory.Vol.1 and 2, DOE-HDBK-1019/1-93 & 2-93. Edison. 2015. Pelatihan pemyegaran Operator dan Supervisor Reaktor RSG-GAS. Diktat Sistem Reaktor. PRSG Pusat Pendidikan dan Pelatihan. BATAN : Serpong. El-Wakil, M. 1971. Nuclear Heat Transport. International Textbook Company : New York. Glasstone, Samuel T. 1971. An Introduction to Nuclear Weapons. Department of Energy : US. Halvorsen, Hans-Petter. 2012. OPC and Real-Time Systems in LabVIEW. Department of Electrical Engineering, Information Technology and Cybernetics, Telemark University College. Norwegia. Inter Atom. 2008. Maintanance And Repair Manual . Volume 3. PRSG GAS BATAN : Serpong. Inter Atom. 1895. Reactor Protection System,Turn Over Package 9.1.PRSG GAS BATAN : Serpong. Inter Atom, 1989. Reactor Protection System, Maintenance Protection Reactor (MPR). Rev.7 Vol 3. PRSG GAS BATAN : Serpong. Knoll, G. 1989. Radiation Detection & Measurement. Second Edition. John Wiley & Sons : New York. Kusuma, Sastra Wijaya.2011. Instrumentasi Maya. FISIKA FMIPA Universitas Indonesia : Depok. Mashudi. 2005 . Pengembangan Sistem Pemantau Radiasi Secara Paralel Dengan PGM-102. hal 11 Skripsi. STTN : Yogyakarta.
National Instrument. 2014. LABVIEW. National Instruments Corporation.: Texas. Murray, Ramon L. 2009. Nuclear Energy. Sixth Edition.Barlington USA Linorce House Jordan Hill Oxford OX28DPUK : USA. Prayoto. 1978. Pengantar Teori Reaktor (Teknik Nuklir UGM). Universitas Gajah Mada : Yogyakarta PRSG GAS. 2011. Pengukuran Kalibarsi Daya Reaktor. Rev 10.1 Desember 2011.BATAN : Serpong. PRSG GAS. 2012. Dokumen Laporan Analisis Keselamatan Reaktor (LAK Reaktor) Rev 11.1 Desember 2012. BATAN : Serpong. Rohman, Budi. 2014. Prinsip Reaktor Nuklir. Basic Professional Training Course on Nuclear Safety (BPTC) Bidang Instalasi Nuklir Balai Pendidikan dan Pelatihan. BATAN : Serpong. Sadeghi, N. 2010. Estimation of Reactor Power using N16 Production Rate and Its Radiation Risk Assessment in Tehran Research Reactor (TRR). Nuclear Engineering and Design, Vol.240, 3607–3610. SIEMENS AG. 2013. SIEMENS SIMATIC S7-300 Module Data Manual. Jerman. Suherkiman, Heri dan Djunaidi. 2008. Evaluasi Unjuk Kerja Sistem Pemantau Laju Dosis Gamma (KLA60 CR811/821/831) RSG-GAS. Buletin Reaktor Volume V. PRSG GAS BATAN : Serpong. Sulistiyono. 2012. Pelatihan Teknisi dan Supervisor Perawatan Sistem Reaktor RSG-GAS. Laporan Akhir Kerja (LAK) Rev.12. PRSG Pusat Pendidikan dan Pelatihan. BATAN : Serpong. Susetyo, Wisnu. 1988. Spektrometri Gamma dan Penerapannya dalam Analisis Pengaktifan Neutron. Gadjah Mada University Press : Yogyakarta. Wiranto, Slamet. 2003. Diktat Praktikumkalibrasi Daya Reaktor Serba Guna GA. Siwabessy. Pusat pengembangan teknologi reaktor riset badan tenaga nuklir nasional : Serpong. Wiyatmo, Yusman. 2012. Fisika Nuklir dalam Telaah Semi-Klasik dan Kuantum. Pustaka Pelajar : Yogyakarta.
