PRINSIP REAKTOR NUKLIR
Pelatihan Nasional Basic Proffesional Training Course on Nuclaer Safety Pusat Pendidikan dan Pelatihan, BATAN
Daftar Isi
REAKSI FISSI
• • • •
ASPEK NEUTRONIK
• • • • •
Reaksi fissi berantai Distribusi energi reaksi fissi U235 Rendemen fissi U235 Pengkondisian & Pengendalian reaksi fissi Parameter neutronik Siklus neutron dalam reaktor Faktor multiplikasi Termalisasi neutron Distribusi fluks Maxwellian
ASPEK TERMOHIDROLIKA
2
Kesetaraan Massa dan Energi
Einstein: Massa adalah bentuk lain energi E=mc2
sebelum
sesudah
3
REAKSI FISSI
Menjelaskan tentang proses, karakteristika, pemanfaatan dan konsep pengendalian reaksi fissi, serta model reaktor nuklir (fissi)
Reaksi fissi berantai
Proses reaksi fissi (berdasarkan liquid drop model) U236 stabil
neutron
U235
radiasi
Inti U236 tereksitasi
neutron
U236 tak stabil
fraksi belah
fraksi belah
neutron radiasi
Setelah pembelahan terdapat defek massa 0.215 amu = 200 MeV (1 amu setara 931 MeV). Energi sebesar 200 MeV didistribusikan sebagai berikut :
5
Distribusi energi reaksi fissi U235
Energi kinetik fraksi belah Energi kinetik neutron Energi radiasi sinar gamma (γ) langsung
165 MeV ± 2 MeV 8 MeV
Energi radiasi β dan γ peluruhan hasil belah 16 MeV Energi partikel netral neutrino ± 9 MeV TOTAL 200 MeV Energi neutrino tidak menimbulkan timbulnya energi termal dalam reaktor nuklir
6
Reaksi fissi berantai
Proses reaksi fissi (berdasarkan liquid drop model) U236 stabil
neutron
U235
radiasi
Inti U236 tereksitasi
neutron
U236 tak stabil
fraksi belah
fraksi belah
neutron radiasi
Setelah reaksi fissi, timbul dua fraksi belah yang mempunyai berat tidak selalu sama, dan mengikuti pola sebagai gambar berikut
7
Rendemen fissi U235
8
Reaksi fissi berantai
Proses reaksi fissi (berdasarkan liquid drop model) U236 stabil
neutron
U235
radiasi
Inti U236 tereksitasi
neutron
U236 tak stabil
fraksi belah
fraksi belah
neutron radiasi
Tidak semua neutron yang bergerak menumbuk inti atom U235 dapat menimbulkan reaksi fissi.
•
Probabilitas neutron akan menghasilkan reaksi fissi jika menumbuk inti U235 dengan kecepatan tertentu ditunjukkan pada gambar berikut 9
Probabilitas reaksi fissi (parameter tampang lintang)
Probabilitas reaksi fissi U235 vs kecepatan neutron
0.02
Neutron termal: Ek = 0.025 eV / v = 2200 m/s
10
100 Energi neutron dalam satuan eV
10 7
10
Pengkondisian reaksi fissi berantai
U235
Neutron cepat
Neutron termal
U235
U235
Moderator (air, grafit, air berat)
11
Pengendalian reaksi fissi berantai Neutron cepat Neutron termal
U235
Moderator Pengendali
U235 U235 U235 U235
U235 U235
U235 U
235
U235
U235 U235
U235
U235 U235
U235 U
235
U235 U235 U235 U235 U235
12
Model reaktor nuklir BEJANA REAKTOR
BATANG KENDALI (CADMIUM)
BAHAN BAKAR URANIUM
13
Prinsip reaktor nuklir
Dalam teori dan prinsip dasar reaktor nuklir (fissi) terdapat dua disiplin ilmu yang sangat penting, yaitu yang menyangkut aspek karakteristika neutron (neutronik) dan aspek karakteristika termal serta pengendaliannya (termalhidrolika=termohidrolika):
•
•
Fisika neutron (aspek neutronik) : mempelajari dan memahami perilaku neutron di dalam teras dan parameter terkait
• • • •
karakteristika fisis neutron distribusi ruang neutron distribusi energi neutron aspek kinetika neutron
Termohidrolika (aspek termal dan hidrolika) : mempelajari dan memahami perilaku termal dan hidrolika atau pendingin (karena biasanya sebagai pendingin digunakan air)
• • •
distribusi termal pengambilan energi termal karakteristika interaksi termal material dalam reaktor 14
ASPEK NEUTRONIK
Menjelaskan tentang, karakteristika neutron meliputi: fluks neutron, tampang lintang, distribusi neutron, persamaan difusi
Parameter neutronik
Tampang lintang mikroskopis (σ): Konstanta yang menunjukkan luasan (tampang) efektif dari suatu inti atom (misalnya inti U235) terhadap neutron yang datang padanya dengan kecepatan tertentu.
• • • •
Semakin luas tampang lintang mikroskopis, semakin tinggi probablitas adanya interaksi antara inti atom dengan neutron yang datang Luas tampang lintang suatu inti atom tidak tetap, bervariasi dengan kecepatan neutron yang ada, dan spesifik untuk setiap atom unsur Satuan barn (1 barn = 10 -24 cm2) Jenis tampang lintang yang utama
• • • • •
tampang lintang fissi (σf ): probabilitas terjadinya reaksi fissi tampang lintang absorbsi (σa ): probablilitas terjadinya absorbsi neutron tampang lintang hamburan (σs ): probabilitas terjadinya hamburan neutron tampang lintang tangkapan (σc ): probabilitas terjadinya tangkapan neutron tampang lintang total (σt ): σt = σs + σa ; σa = σf + σc 16
Tampang lintang fissi, σ f
Tampang lintang fissi U235
Neutron termal: Ek = 0.025 eV / v = 2200 m/s
0.02
10
100 Energi neutron dalam satuan eV
10 7
17
Parameter neutronik
Tampang lintang makroskopis (Σ): Tampang lintang mikroskopis σ adalah luasan efektif dari satu inti atom terhadap neutron yang datang, jika dalam suatu bongkah unsur (mis. U235) terdapat beberapa atom dengan kerapatan N atom/cm3, maka untuk itu didefinisikan tampang lintang makroskopis, yaitu: Σ = N σ.
• •
Satuan : (atom/cm3) x (cm2) = cm -1 Jenis : sama dengan tampang lintang mikroskopis Σf , Σa , Σs , Σc , Σt
•
Contoh perhitungan N :
ρ N = N avg A
ρ : densitas unsur gr/cc A : berat massa unsur U235, A=235 Navg : Bilangan Avogadro 6.023x1023 atom/mol 18
Parameter neutronik
Arus neutron (J) : adalah kuantitas vektor (berarah) yang menunjukkan banyaknya neutron per detik yang melintasi suatu luasan tertentu (neutron/cm2.s, atau n.cm-2.s -1) dalam suatu arah yang tertentu pula Fluks neutron φ : Dalam reaktor neutron bergerak ke segala arah, dan probabilitas terjadinya tumbukan antara neutron dan inti sama ke segala arah, atau dengan kata lain, secara umum probabilitas tumbukan tidak tergantung arah, tetapi bergantung pada kerapatan n (n/cm3) dan kecepatan neutron v (cm/s). Oleh karena itu didefinisikan besaran yang disebut fluks neutron, sebagai hasil kali antara kerapatan dan kecepatan neutron: φ (n/cm2.s)= n (n/cm3) x v (cm/s)
•
Satuan dari fluks neutron φ (n/cm2.s) sama dengan arus neutron J (n/cm2.s), tetapi besaran fluks neutron bersifat skalar. 19
Parameter neutronik
Kecepatan reaksi (R): adalah kecepatan terjadinya interaksi antara neutron dengan inti atom, didefinisikan sebagai
Rx = σ x φ
Rx σx φ
= kecepatan reaksi x (rection/s) = tampang lintang reaksi x (cm2) = fluks neutron (n/cm2.s)
Misalnya, jika dalam medium terdapat inti atom U235 dengan densitas N inti/cm3, maka kecepatan reaksi fissi yang akan terjadi per cm3 atom adalah=
Σ f (cm − 1 ) φ (n.cm − 2 .s − 1 ) = Σ f φ ( fissi / cc. sec)
20
Siklus neutron dalam reaktor
Difusi neutron termal
33 diserap pada kondisi neutron lambat sengaja & tak sengaja
7 buah neutron menghasilkan U236
40 reaksi fissi U235
85 buah neutron lambat
10 diserap pada kondisi neutron cepat
2,5 neutron dihasilkan per fissi
Proses perlambatan neutron
Inti U235 tereksitasi
47 buah terserap U235
r c o or o t b h eak a u rr 5 b lua ke
or oc or b h akt ua 5 b uar re kel
100 buah neutron cepat (2 MeV)
21
Faktor multiplikasi (k)
Dalam teori reaktor, terdapat dua macam faktor multiplikasi, yaitu:
• •
faktor multiplikasi efektif (keff) dan faktor multiplikasi infinit (k∞).
Faktor multiplikasi efektif keff didefinisikan sebagai:
k eff
produksi neutron = penyerapan neutron + kebocoran neutron
Contoh (lihat gambar siklus 100 neutron):
k eff
100 = = =1 (10 + 33 + 47) + (5 + 5) 90 + 10
22
Faktor multiplikasi (k)
Apabila medium reaktor sangat besar, terutama jika dibandingkan dengan kemampuan jelajah neutron, maka tidak akan ada neutron yang bocor keluar reaktor. Pada kondisi ini dapat didefinisikan faktor multiplikasi infinit k∞ sebagai:
produksi neutron k∞ = penyerapan neutron
Contoh (lihat gambar siklus neutron):
Jika didefinisikan konstanta ν (jumlah neutron yg dihasilkan/fissi), maka k∞ dapat didefinisikan sebagai:
100 100 k∞ = = = 1.11 (10 + 33 + 47) 90
k∞ = ν
(
neutron fissi
( ) )Σ φ( )=ν Σ fφ a
fissi
cm 3 . s absorpsi cm 3 . s
Σ
f
Σ
a
(
neutron yg dihasilkan neutron yg diabsorpsi
23
)
Faktor multiplikasi (k)
Status kritikalitas reaktor nuklir: Berdasarkan faktor multiplikasi, didefinisikan tiga kondisi kritikalitas reaktor:
• • •
kondisi subkritis : faktor multiplikasi < 1 kondisi kritis : faktor multiplikasi = 1 kondisi superkritis : faktor multiplikasi > 1
Kondisi subkritis biasanya terjadi pada saat penurunan daya (jumlah reaksi fissi) reaktor Kondisi kritis biasanya digunakan untuk membawa reaktor pada kondisi operasi dengan daya (jumlah reaksi fissi) kostan Kondisi superkritis biasanya terjadi pada saat penaikan daya (jumlah reaksi fissi) reaktor Ketiga kondisi diatas dijelaskan dalam konteks operasi normal, dalam kondisi anomali atau kecelakaan ketiga status kritikalitas dapat muncul dengan urutan yang tak rerduga 24
Termalisasi neutron dalam reaktor
Difusi neutron termal
33 diserap pada kondisi neutron lambat
85 buah neutron lambat
σf U
235
sengaja & tak sengaja
7 buah neutron menghasilkan U236
40 reaksi fissi U235
10 diserap pada kondisi neutron cepat
2,5 neutron dihasilkan per fissi
Proses perlambatan neutron
Inti U235 tereksitasi
47 buah terserap U235
r c o or o t b h eak a u rr 5 b lua ke
or oc or b h akt ua 5 b uar re kel
100 buah neutron cepat (2 MeV)
25
Termalisasi neutron dalam reaktor φ (E)
Rentang energi termal
10 -3
10 0
Rentang energi perlambatan
10 3
Rentang energi fissi
10 6
Energi neutron, eV 26
Distribusi fluks Maxwellian
Di dalam reaktor, inti atom material penyusun reaktor menempati ruang yang sangat kecil dibandingkan ukuran atom. Oleh karena itu neutron di dalam reaktor bergerak di sela-sela ruang vakum antara inti atom. Kondisi ini mirip dengan partikel gas dalam ruang.
Neutron termal berdifusi dalam reaktor mengikuti teori kinetik gas.
Pada temperatur ruang 20 oC (293 K), neutron akan mempunyai energi: E = kT (k:tetapan Boltzman 1.38x10-16 erg/K), neutron ini disebut sebagai neutron termal
(
)
(
)
E = 1.38 × 10 − 16 (erg / K ) ( 293 ( K ) ) 6.25 × 1011 (eV / erg ) = 0.0253 eV 1
2
mv 2 =
1
2
(1.672 × 10
− 24
)
( gram) × v 2 = 4.04 × 1014 (erg ) ⇒ v = 2200 m / s 27
Model distribusi neutron
Dalam reaktor nuklir, terutama reaktor yang berbahan bakar U235 seperti kebanyakan reaktor yang sekarang sedang beroperasi, populasi neutron didominasi oleh neutron lambat, atau disebut neutron termal. Neutron termal bergerak dalam reaktor nuklir mengikuti hukum difusi. Persamaan difusi neutron: dn neutron yg diproduksi neutron hilang krn absorpsi neutron hilang krn bocor = − − 3 3 dt cm ⋅ s cm ⋅ s cm 3⋅ s n : densitas neutron (neutron / cm 3 ) neutron yg diproduksi = k ∞ Σ aφ ; 3 cm ⋅ s
neutron hilang krn absorpsi = Σ aφ 3 cm ⋅ s
neutron hilang krn bocor = − D∇ 2φ ; D : koefisien difusi neutron (cm) 3 cm ⋅ s 28
Model distribusi neutron
Persamaan difusi neutron:
dn = k ∞ Σ aφ − Σ aφ + D∇ 2φ dt
Jika reaktor dalam kondisi kritis, artinya jumlah produksi neutron sama dengan yang diserap dan lolos (kondisi reaktor pada saat beroperasi normal pada daya konstan), maka pada kondisi ini dn/dt = 0, sehingga persamaan difusi neutron menjadi:
dn = k ∞ Σ aφ − Σ aφ + D∇ 2φ = 0 dt D∇ 2φ − Σ aφ + k ∞ Σ aφ = 0 29
Bakling (buckling)
Dari persamaan difusi neutron dapat didefinisikan parameter bakling: dn 1 dnv 1 dφ = = = D∇ 2φ − Σ aφ + k ∞ Σ aφ dt v dt v dt 1 dφ 1 1 dφ D ∇ 2φ 2 − D∇ φ = (k ∞ − 1)Σ aφ ; − = (k ∞ − 1) v dt vΣ a φ dt Σ a φ 1 1 dφ ∇ 2φ Σ a − = (k ∞ − 1) ; vDa φ dt φ D
1 1 dφ + Bg2 = Bm2 vDa φ dt
dφ = 0 ; ⇒ Bg2 = Bm2 dt Σa ∇ 2φ 2 2 Bm = (k ∞ − 1) ; Bg = − ⇒ ∇ 2φ + Bg2φ = 0 D φ
kondisi kritis :
30
Distribusi fluks neutron
Berdasarkan persamaan:
∇ 2φ + Bg2φ = 0
31
Model neutronik reaktor
Teori Transport Pemodelan distribusi neutron yang memperhitungkan keterkaitan dengan ruang, energi, sudut angular. Model ini sangat kompleks dan merupakan model yang teliti Teori Difusi Model pendekatan pertama dari Teori Transport, dalam pemodelan distribusi neutron diperhitungkan faktor keterkaitan neutron terhadap ruang dan energi:
• • •
Teori difusi neutron multi kelompok (energi) Teori difusi neutron dua kelompok (energi) Teori difusi neutron satu kelompok (energi)
Teori Umur Fermi Perlambatan neutron cepat diperhitungkan sebagai proses kontinu dan dengan ini menghasilkan persamaan difusi satu kelompok tetapi lebih teliti dari persamaan difusi satu kelompok biasa 32
ASPEK TERMOHIDROLIKA
Menjelaskan tentang proses, karakteristika, pemanfaatan dan konsep pengendalian reaksi fissi, serta model reaktor nuklir (fissi)
Struktur reaktor BAHAN BAKAR
PENDINGIN
34
Distribusi temperatur
35
Pengambilan panas
Energi termal dibangkitkan sebesar lebih kurang 200 MeV di dalam daging bahan bakar. Selanjutnya panas berdifusi keluar daging dan kemudian melalui celah ruang antara daging bahan bakar dan kelongsong Panas yang berdifusi dalam kelongsong, kemudian diambil oleh pendingin yang biasanya berupa air (dapat pula berupa gas atau logam cair) Pendingin, selanjutnya mengambil panas untuk dimanfaatkan energinya (pada reaktor daya), atau dibuang ke lingkungan (pada reaktor riset)
36
Batasan termal
Daging bahan bakar:
• • •
Bahan UC Bahan UO2 U3O8Al
: titik leleh 2800 oC : titik leleh 2500 oC : titik leleh 590 oC
Kelongsong:
37
DNBR
DNBR =
FLUKS PANAS DNB LOKAL ≥ 1.3 FLUKS PANAS LOKAL
DNBR
DNBR=1.3
FLUKS PANAS DNB
FLUKS PANAS
38
TERIMA KASIH ATAS PERHATIAN ANDA Semoga bermanfaat, mohon maaf jika terdapat kata, percakapan dan penyampaian yang kurang berkenan di hati anda
