UJI KRITIKALITAS DAN PENGAYAAN REAKTOR AIR SUPERKRITIS (SCWR) DENGAN BAHAN BAKAR
URANIUM -THORIUM
Oleh
Meliana Selviani
Skripsi
Sebagai Salah Satu Syarat untuk Mencapai Gelar SARJANA SAINS
Pada
Jurusan Fisika
Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam
JURUSAN FISIKA
FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS LAMPUNG
BANDAR LAMPUNG
Criticality and Enrichment Supercritical Water Reactor (SCWR) With Uranium – Thorium Fuel
By
Meliana Selviani
A B S T R A C T
Research examined the criticality and enrichment supercritical water reactor (Super Critical Water Reactor) using thorium-uranium material has been done. The purposed of this study, knowing enrichment U233 on supercritical water reactor (SCWR) that the reactor is in a critical condition has indicated by the value of keff = 1,00000, knowing the fuel pin radius of supercritical water reactor (SCWR) to get burnup and efficient reactors were in critical condition indicated by the value of keff = 1,00,000, and analyzed breeding reactor has indicated by the increasing atomic density of U233 after burnup. This study are performed by a program to design the reactor SRAC code system. Data of fuel pin radius and moderators size is calculated by the PIJ in SRAC program. Results from this research that the reactor reached critical condition at 3.6% enrichment with keff 0.991635, if rounded to ~ 1,00000. Fuel pin radius who approached the critical is
0.4219 μm radius with keff 1.004902. The moderator who was in critical condition
is 0.7016 μm radius with keff 1.004978, respectively burnup ~ 33009.5 MWD /
ton. Atomic density of U233 and Th232 and other fission products such as U235, U238, and Pu239. It can be concluded that the keff and burnup (MWD / ton) increase with U233 is loaded into the reactor core and the expansion of the size of the fuel pin and moderator radius. Reactor in this study can not be called a breeder because U233 atomic density decreased after burnup and has a value of BR <1.
Uji Kritikalitas dan Pengayaan Reaktor Air
Telah dilakukan penelitian untuk menguji kritikalitas dan pengayaan reaktor air superkritis (Super Critical Water Reactor) menggunakan bahan dasar thorium-uranium. Adapun tujuan dari penelitian ini antara lain mengetahui pengayaan (enrichment) U233 pada reaktor air superkritis (SCWR) agar reaktor berada dalam keadaan kritis ditunjukkan dengan nilai keff = 1,00000, mengetahui radius pin bahan bakar reaktor air superkritis (SCWR) untuk mendapatkan bentuk pembakaran yang efisien dan reaktor berada dalam keadaan kritis ditunjukkan dengan nilai keff = 1,00000, dan menganalisis pembiakan (breeding) reaktor yang ditunjukkan dengan meningkatnya densitas atom U233 setelah pembakaran. Penelitian ini menggunakan program untuk mendesain reaktor adalah SRAC (
Standard thermal Reactor Analysis Code). Data berupa radius pin bahan bakar dan ukuran moderator dihitung menggunakan PIJ dalam program SRAC. Hasil dari penelitian ini yaitu reaktor mencapai keadaan kritis pada pengayaan 3,6% dengan keff 0,991635, bila dibulatkan akan ~1,00000. Radius pin bahan bakar yang mendekati kritis yaitu pada radius 0,4219 dengan keff 1,004902. Sedangkan untuk
ukuran moderator yang berada dalam keadaan kritis yaitu pada radius 0,7016 μm
dengan keff 1,004978 masing-masing pada pembakaran hingga ~33009,5 MWd/ton. Terdapat densitas atom (atom/cm3) U233 dan Th232 serta produk fisi lain seperti U235, U238, dan Pu239. Dapat disimpulkan bahwa Keff dan pembakaran (MWd/ton) meningkat seiring dengan bertambahnya muatan U233 yang dimuat kedalam teras reaktor serta perluasan ukuran pin bahan bakar dan moderator. Reaktor pada penelitian ini tidak dapat disebut breeder karena mengalami penurunan densitas atom U233 setelah pembakaran dan mempunyai nilai BR<1.
Kata kunci: kritikalitas, pengayaan, SCWR, kritis, pin bahan bakar, moderator,
DAFTAR ISI
halaman
ABSTRAK ... i
ABSTRACT ... ii
COVER DALAM ... iii
LEMBAR PERSETUJUAN ... iv
LEMBAR PENGESAHAN ... v
PERNYATAAN ... vi
RIWAYAT HIDUP ... vii
MOTO ... viii
PERSEMBAHAN ... ix
KATA PENGANTAR ... x
SANWACANA ... xi
DAFTAR ISI ... xiii
DAFTAR GAMBAR ... xv
DAFTAR TABEL ... xvii
I. PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang ... 1
1.2. Perumusan Masalah ... 6
1.3. Tujuan Penelitian ... 7
1.4. Batasan Masalah ... 7
xiv
2.1. Reaktor Nuklir ... 9
2.2. Jenis – jenis Reaktor ... 13
2.3. Uranium ... 18
2.4. Thorium ... 20
2.5. Kritikalitas ... 22
2.6. Pembiakan (Breeding Ratio) ... 23
2.7.SRAC ... 23
III. METODOLOGI PENELITIAN 3.1. Waktu dan Tempat Penelitian ... 26
3.2. Langkah Kerja ... 26
3.3.Diagram Alir Penelitian ... 30
IV. HASIL DAN PEMBAHASAN 4.1. Komposisi Uranium-Thorium ... 31
4.2. Menentukan Pengayaan ... 32
4.3. Menentukan Radius ... 39
4.4. Pembiakan (Breeding Ratio) ... 51
V. KESIMPULAN DAN SARAN 5.1.Kesimpulan ... 53
5.2.Saran ... 53
I. PENDAHULUAN
1.1 Latar Belakang
Kebutuhan listrik di Indonesia semakin meningkat, sedangkan bahan bakar fosil akan segera habis. Oleh karena itu dibutuhkan pembangkit listrik yang dapat digunakan sebagai pengganti dengan bahan bakar yang lain, seperti pembangkit listrik tenaga air, tenaga diesel, tenaga nuklir dan lain – lain. Telah dilakukan beberapa riset reaktor nuklir diantaranya di Serpong (Banten), Batan (Bandung), dan Batan (Yogyakarta). Meskipun terdapat adanya kekhawatiran terhadap kebocoran pada reaktor nuklir namun ketiga riset reaktor nuklir tersebut telah siap untuk mengembangkan Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) (Khurniawan, 2011). Oleh karena itu penelitian desain reaktor nuklir memasukkan kriteria keamanan melalui analisis kecelakaan yang perlu adanya pemilihan solusi teknik dan nilai parameter desain yang utama sehingga dihasilkan reaktor nuklir yang aman dan efisien (Zanocco, 2003).
Reaktor nuklir pertama dibangun pada 2 Desember 1942 oleh Enrico Fermi dkk di Universitas Chicago. Reaktor dibangun dari logam uranium dan blok grafit yang ditumpuk 30 x 60 dalam batang kendali yang dilapisi dengan Cadmium. Fermi dkk dapat membuat reaktor dengan faktor multiplikasi
Reaksi fisi yang berkelanjutan ditunjukkan dengan jumlah neutron tumbuh secara eksponensial yaitu keff> 1.
Gambar 1. CP1 – Chicago Pile (Roulstone, 2011)
Gambar 1.1 di atas merupakan reaktor yang dibangun oelah Fermi dkk, diberi nama CP1 (Roulstone, 2011).
Dalam pengembangan dan pemanfaatannya energi nuklir selalu disertai oleh tiga isu global, yaitu Nuclear Safety atau keselamatan reaktor nuklir,
Radioactive Waste Management atau pengaturan sampah radioaktif, dan
Nuclear Non-proliferation atau pembatasan penggunaan bahan nuklir. Isu keselamatan reaktor nuklir dan pengaturan sampah radioaktif telah dipercaya akan tidak menjadi masalah lagi, mengingat sekitar 438 Nuclear Power Plant yang sudah beroperasi hingga tahun 2002 telah membuktikan bahwa energi nuklir (Rida, 2008). Sehingga perlu dilakukan penelitian ini agar diperoleh reaktor yang aman dan efisien.
bersifat radioaktif dan mempunyai lambang kimia U. Uranium pertama kali ditemukan oleh Martin Heinrich Klaproth, kimiawan Jerman tahun 1789. Radioaktif yang disebabkan oleh unsur ini dapat menyebabkan leukemia. Karena bersifat radioaktif maka uranium kadang-kadang mengeluarkan elektron pada saat peluruhan tetapi neutron tersebut jarang bereaksi dengan inti untuk membentuk reaksi inti. Karena merupakan unsur yang aktif maka uranium akan mengalami peluruhan dengan waktu paruh tertentu. Uranium mengandung tiga isotop utama, yaitu U238 sebanyak 99,3%, U235 sebanyak kurang dari 0,7% dan U234 dalam jumlah yang sangat kecil. Selain isotop utama uranium juga mempunyai isotop buatan diantaranya adalah U233, U237, dan U239, walaupun banyak isotop dari uranium namun semua isotop uranium tersebut mempunyai sifat yang radioaktif (Wati, 2009).
Uranium U235 sebagai bahan dasar reaktor nuklir hanya terdapat di alam sebagai atom yang fisionable. Reaksi fisinya (pembelahan inti sel atom) sebagai reaksi kimia 1.1 berikut:
1.1
Pada reaksi diatas menunjukkan n (neutron) yang ditambahkan dengan menghasilkan produksi fifi ( FP ) misalnya, dan neutron baru dengan rata – rata v ~2 – 3 dan energi sebesar 193 MeV. Menurut jenis neutronnya reaktor dibagi menjadi dua tipe yaitu reaktor termal dan reaktor cepat. Light water reactor atau reaktor berpendingin air, misalnya
Pressurised Water Reactor (PWR) dan Boiling Water Reactor (BWR) (Roulstone, 2011).
Nuklida yang juga berpotensi menjadi bahan bakar reaktor adalah thorium.
Thorium merupakan unsur kimia radioaktif alami dengan simbol Th dan nomor atom 90. Ditemukan pada tahun 1828 oleh mineralog Norwegia, Morten Thrane Esmark dan diidentifikasi oleh kimiawi Swedia, Jons Jakob Berzelius kemudian diberi nama Thor, yang berarti dewa guntur. Mempuanyai isotop 232 yang dapat ditransmutasikan menjadi U233 sebagai bahan reaktor (Wikipedia, 2012).
Jenis reaktor yang merupakan reaktor generasi IV (terkini) dan sedang dikembangkan adalah reaktor air superkritis (SCWR). Reaktor tersebut memiliki efisiensi termal yang lebih tinggi dibandingkan dengan jenis reaktor air yang lain (Cheng et al, 2007). Konsep SCWR dikembangkan di Universitas Tokyo dikenal dengan dua tipe yaitu reaktor air super ringan (Super LWR) dan reaktor super cepat (Super FR) (Oka et al, 2010).
Penelitan SCWR yang sudah dilakukan oleh peneliti-peneliti sebelumnya menggunakan bahan bakar uranium, sedangkan dalam penelitian ini akan menggunakan thorium sebagai bahan bakar SCWR.
dengan kode yang dapat diterapkan pada analisis neutronik sebagai salah satu variasi dari beberapa tipe reaktor. Sejak diterbitkannya penggunaan manual versi kedua dari SRAC sistem pada tahun 1986, adanya tambahan dan perubahan fungsi dan data pustaka yang dibuat untuk mendukung keseluruhan sistem kode neutron. Sistem SRAC didesain untuk perhitungan neutronik pada beberapa macam tipe reaktor termal. Sistem ini mengedepankan keefektifan dari penampang melintang mikro dan makro,
static cell, perhitungan core yang termasuk kedalam analisis burn-up.
Pada reaktor jenis SCWR ini radius dan pengkayaan bahan bakar merupakan parameter kunci yang sangat penting yang dapat diuji untuk menentukan nilai kritikalitas yang diinginkan (Zuhair, 2012). Penelitian ini akan melakukan uji kritikalitas menggunakan program SRAC pada reaktor air superkritis (SCWR) radius dan pengayaan sel bahan bakar reaktor, sehingga reaktor berada dalam keadaan kritis sebagai reaktor yang aman dan efisien serta menganalisis apakah reaktor dapat disebut sebagai breeder
(pembiak).
Pada penelitian ini bahan bakar yang digunakan adalah uranium (U233) yang bersifat fisil dan dihasilkan dari transmutasi bahan bakar non fisil thorium (Th232) melalui reaksi penangkapan neutron. Nuklida aktif yaitu thorium dapat digunakan sebagai bahan bakar reaktor dengan memanfaatkan reaksi penangkapan neutron dan meluruh menjadi uranium (U233) (Media Nuklir, 2010). Penelitian ini menggunakan jenis reaktor air superkritis (Supercritical Water Reactor) SCWR dengan komposisi seperti pada Tabel 1.1 berikut.
Tabel 1.1. Komposisi Reaktor SCWR Pin Bahan Bakar (fuel pin)
Material Uranium(U233);Thorium (Th232)
Temperatur 1200oC
Massa Jenis 10,5 gr/cm3 (Media Nuklir, 2010)
Selongsong (cladding)
Massa Jenis 0,78 gr/cm3 (Wikipedia, 2012)
Tabel 1.1 menunjukkan komposisi pin bahan bakar, selongsong dan moderator yang akan digunakan dalam proses penelitian.
1.2 Perumusan Masalah
Rumusan masalah pada penelitian ini adalah sebagai berikut:
1. Menentukan pengayaan (enrichment) U233 pada reaktor air superkritis (SCWR) agar reaktor berada dalam keadaan kritis ditunjukkan dengan nilai keff= 1,00000;
2. Menentukan radius pin bahan bakar reaktor air superkritis (SCWR) untuk mendapatkan bentuk pembakaran yang efisien dan reaktor berada dalam keadaan kritis ditunjukkan dengan nilai keff= 1,00000;
1.3 Tujuan Penelitian
Tujuan dari penelitian ini adalah sebagai berikut:
1. Mengetahui pengayaan (enrichment) U233 pada reaktor air superkritis (SCWR) agar reaktor berada dalam keadaan kritis ditunjukkan dengan nilai keff= 1,00000;
2. Mengetahui radius pin bahan bakar reaktor air superkritis (SCWR) untuk mendapatkan bentuk pembakaran yang efisien dan reaktor berada dalam keadaan kritis ditunjukkan dengan nilai keff= 1,00000;
3. Menganalisis pembiakan (breeding) reaktor yang ditunjukkan dengan meningkatnya densitas atom U233 setelah pembakaran.
1.4 Batasan Masalah
Batasan masalah dari penelitian ini adalah:
Mengetahui pengayaan (enrichment) U233 pada reaktor air superkritis (SCWR) agar reaktor berada dalam keadaan kritis ditunjukkan dengan nilai
keff = 1,00000. Menentukan radius pin bahan bakar reaktor air superkritis (SCWR) untuk mendapatkan bentuk pembakaran yang efisien dan reaktor berada dalam keadaan kritis yang ditunjukkan dengan nilai keff = 1,00000, serta dapat menganalisis pembiakan (breeding) reaktor yang tepat ditunjukkan dengan densitas atom U233 meningkat setelah pembakaran.
1.5 Manfaat Penelitian
Manfaat dari penelitian ini adalah sebagai berikut:
1. Dapat mengetahui pengayaan (enrichment) yang tepat pada reaktor air superkritis (SCWR) agar reaktor berada dalam keadaan kritis ditunjukkan dengan nilai keff= 1,00;
2. Dapat mengetahui radius pin bahan bakar reaktor air superkritis (SCWR) untuk mendapatkan bentuk pembakaran yang efisien dan reaktor berada dalam keadaan kritis ditunjukkan dengan nilai keff= 1,00;
I. TEORI DASAR
2.1 Reaktor Nuklir
Pembangkit listrik tenaga nuklir memiliki kesamaan dengan pembangkit listrik dengan bahan bakar fosil yang lebih dulu digunakan sebagai sumber energi. Saat ini energi listrik yang ada telah menggunakan nuklir sebagai pembangkit listrik pengganti bahan bakar fosil. Nuklir dapat menghasilkan lebih dari 1000 MWe (megawatt-elektrik) atau cukup untuk memasok kebutuhan listrik kota besar dengan penduduk 400.000 orang. (Duderstadt dkk, 1975).
Reaktor nuklir disusun dari atom yang fissionable (dapat melakukan pembelahan sel sendiri) seperti U235 atau Pu239. Nukleus yang fissionble menabrak neutron, sehingga terjadilah reaksi fisi, seperti rumus kimia 2.1 berikut.
2.1
Inti U235 menabrak neutron menghasilkan 2 produk fisi yaitu A dan B, serta neutron tambahan yaitu v (jumlah neutron/fisi). Pada reaksi fisi yang menggunakan energi thermal menghasilkan neutron tambahan v ~ 2,42.
Pada reaksi fisi terdapat kemungkinan radiasi yang ditangkap, seperti reaksi 2.2 sebagai berikut,
2.2
Rasio dari radiasi yang ditangkap pada reaksi fisi umumnya diberi simbol α. α merupakan perbandingan microscopic cross section (penampang
melintang) radiasi yang ditangkap σc dan reaksi fisi σf, seperti persamaan 2.3 berikut:
Dibawah ini Tabel 2.1 perbandingan α untuk atom U235 dan Pu239.
Tabel 2.1. Nilai α sebagai fungsi dari energi neutron
Isotop Energi α
Rangkaian reaktor terjadi ketika neutron v yang dipancarkan selama proses fisi menabrak nukleus yang fissionable sehingga memproduksi lebih banyak lagi produk fisi. Untuk reaktor yang bereaksi fisi dalam keadaan stabil (dalam keadaan kritis), perlu adanya keseimbangan antar neutron yang dihasilkan pada proses fisi dan produk yang hilang. Kerugian tidak hanya mencakup neutron yang menghasilkan reaksi fisi berikutnya dan yang hilang selama reaksi berlangsung (penangkapan radiasi pada pin bahan bakar), tetapi juga yang ditangkap oleh nukleus yang ada pada sistem (material, pendingin, moderator) dan mengalami kebocoran pada sistem dan tidak dapat diperbaiki kembali. Salah satu tujuan dari penelitian fisika reaktor adalah untuk menghitung keseimbangan reaktor dalam menyesuaikan ukuran dan komposisi suatu reaktor yang aman (Zweifel, 1973).
Thorium232 termasuk bahan fertile (tidak mengalami reaksi fisi melainkan reaksi penangkapan) apabila menangkap neutron maka akan meluruh seperti reaksi penangkapan 2.4 sebagai berikut:
2.4
Reaksi diatas merupakan reaksi singkat yang menghasilkan U233 dan beberapa produk fisi lain, menunjukkan thorium menjadi alternatif sebagai bahan bakar reaktor nuklir (Media Nuklir, 2010).
Reaksi fisi berantai dari Th232 hingga menghasilkan U233 dan hasil fisi yang lain dapat dilihat pada Gambar 2.1 berikut.
Gambar 2.1 Rantai Reaksi Nuklida Thorium (Okumura, 2002)
Pada tipe PWR, bahan bakar berbentuk pellet tersusun menjadi batangan (fuel pin) yang dibundel (fuel-assembly) dan disusun dalam teras reaktor (Pura, 2010).
2.2 Jenis – jenis Reaktor
2.2.1. Light Water Reactors (Reaktor Air Ringan)
1. Pressurised Water Reactor (Reaktor Air Bertekanan)
Gambar 2.2 Pressure Water Reactor (Roulstone, 2011)
Gambar 2.2 diatas merupakan salah satu jenis reaktor LWR yang mempunyai tekanan 16 MPa, temperatur rata – rata 280 – 290oC. Inti (core) reaktor terdiri dari bundel yang diperkaya 3% dengan bahan bakar uranium oksida, bundel yang terbuka berupa tabung yang dilapisi dengan zircaloy. Batang kendali yang vertikal dioperasikan dari bagian atas reaktor, beberapa loop (3 atau 4) membawa air pendingan ke atas mengalir melalui inti. Pengisian bahan bakar dilakukan dengan interval waktu 3 tahun dari atas inti, melalui bagian atas bejana (vessel) yang dapat dilepas. Injeksi pendingin yang kompleks dan masalah sistem pemindahan peluruhan panas
ditangani oleh desain Westinghouse AP1000 terbaru. Desain reaktor yang paling populer, berkisar 50% dari daya yang terpasang berasal dari Amerika Serikat, Perancis, Jerman, Spanyol, Rusia dan China, memiliki siklus bahan bakar yang lama dan takaran pengoperasian yang rendah (Roulstone, 2011).
Setelah adanya kejadian Fukushima Daichi di Jepang yang menyebabkan teras reaktor mengalami rusak parah (core damage) yang mengakibatkan tidak berfungsinya pendingin darurat karena gagalnya pasokan daya darurat oleh terpaab tsunami, membuat seluruh jenis PLTN harus memiliki keselamatan pasif. Indonesia sebagai negara yang ingin membangun PLTN karena kebutuhan energi listrik, perlu memilih jenis reaktor yang memiliki sistem keselamatan pasif tetapi juga memiliki keluaran daya elektrik besar, misalnya 1000 MW (elektrik). Salah satu jenis reaktor yang memiliki persyaratan tersebut adalah reaktor PWR kelas 1000 Mwe yang didesain oleh Westinghouse dengan nama dagang AP1000.
2. Boiling Water Reactor (Reaktor Air dengan Pemanas)
Gambar 2.3 Boiling Water Reactor (Roulstone, 2011)
Gambar 2.3 di atas merupakan salah satu jenis reaktor LWR yang mempunyai tekanan 7,3 MPa dan temperatur rata – rata 310oC. Inti (core) reaktor berbentuk bundel yang diperkaya dengan bahan bakar uranium oksida satu bundel dilapisi tabung yang berbahan zircalloy. Batang pengendali vertikal dioperasiakan dari bawah inti jangan sampai turun (jatuh) ke inti, untuk dapat mematikan reaktor. Pendingin reaktor mengalir dengan konveksi alam. Uap pemisah berada di atas inti dengan umpan langsung ke turbin uap yang basah, sebagian mengalami kontaminasi (pencemaran). Pengisian bahan bakar berlangsung pada interval 2 tahundari atas inti melalui bagian atas wadah (vessel) yang dapat dilepas. Pendingin kimiawi menutup pencemaran dari air kondensor sebagai syarat keamanan inti, tidak memilih tempat di pantai karena memiliki potensi untuk pencemaran klorida. Pertahanan terhadap kecelakaan besar harus
memperhitungkan reaktor dan pembangunan penahan turbin dan lain – lain (Roulstone, 2011).
2.2.2. Supercritical Water Reactor (SCWR)
Supercritical Water Reactor (SCWR) merupakan salah satu reaktor generasi ke IV yang menjanjikan sebab reaktor ini simple, efisiensi temperatur yang tinggi, dan hampir 50 tahun industri menggunakan energi panas dari pembangkit dengan siklus SCWR. Berdasarkan desain reaktor yang telah ada, terdapat dua konsep utama dari SCWR yaitu: a) sebuah bejana bertekanan yang mengandung inti reaktor (berbahan bakar) sumber panas, dianalogikan seperti pada PWR dan BWR, dan b) tabung bertekanan yang dialirkan atau saluran yang mengandung
bundles (kumpulan) bahan bakar, dianalogikan seperti pada reaktor nuklir CANDU dan RBMK.
Gambar 2.4 Supercritical Water Reactor (Oka, 2010)
Gambar 2.4 diatas adalah reaktor SCWR lengkap dengan teras reaktor sebagai penghasil neutron dan turbin penggerak generator dan pompa untuk penggerak air kembali ke teras reaktor.
Reaktor SCWR bekerja pada tekanan tinggi di atas titik kritis air, dimana SCWR beroperasi pada tekanan 25 Mpa sedangkan titik kritis air adalah 22,1 Mpa. Pada tekanan tersebut, jika temperatur air terus dinaikkan tidak akan terjadi perubahan fasa. Oleh karena itu perubahan enthropi reaktor lebih besar dan efisiensi panas yang ditransfer oleh reaktor menjadi lebih besar. Seperti halnya air pada keadaan sub-kritis dikenal istilah mendidih pada temperatur tertentu, air pada keadaan super kritis mengalami pseudo-critical pada temperatur 385o C dan tekanan 25 Mpa. Pada temperatur dan tekanan tersebut air memiliki kapasitas panas yang lebih tinggi, sehingga keadaan inilah yang disebut keadaan efisiensi paling tinggi (Oka dkk, 2010).
2.3 Uranium
Uranium adalah suatu unsur kimia dalam tabel periodik yang memiliki lambang U dan nomor atom 92. Uranium merupakan logam putih keperakan yang termasuk dalam deret aktinida pada tabel periodik. Uranium memiliki 92 proton dan 92 elektron, dan berelektron valensi 6. Inti uranium mengikat sebanyak 141 sampai dengan 146 neutron, sehingga terdapat 6 isotop uranium. Isotop yang paling umum adalah U238 (146 neutron) dan U235 (143 neutron). Semua isotop uranium tidak stabil dan bersifat radioaktif lemah. Uranium memiliki bobot atom terberat kedua di antara semua unsur-unsur kimia yang dapat ditemukan di alam. Massa jenis uranium kira-kira 70% lebih besar daripada timbal, namun tidaklah sepadat emas ataupun tungsten. Uranium dapat ditemukan di alam dalam konsentrasi rendah (beberapa bagian per juta (ppm)) dalam tanah, bebatuan, dan air.
Uranium yang dapat dijumpai di alam dengan presentase U238 (99,2742%), U235 (0,7204%), dan sedikit U234 (0,0054%). Uranium meluruh secara lambat dengan memancarkan partikel alfa. Umur paruh U238 adalah sekitar 4,47 milyar tahun, sedangkan untuk U235 adalah 704 juta tahun. Oleh sebab itu, uranium dapat digunakan untuk penanggalan umur Bumi.
Gambar 2.5 diatas merupakan contoh uranium (U238).
U235 merupakan satu-satunya isotop unsur kimia alam yang bersifat fisil (yakni dapat mempertahankan reaksi berantai pada fisi nuklir), sedangkan U238 dapat dijadikan fisil denngan cara ditransmutasikan menjadi Pu239 (plutorium) yang bersifat fisil dalam reaktor nuklir. Isotop uranium lainnya yang juga bersifat fisil adalah U233, yang dapat dihasilkan dari Th232 (thorium) (Wikipedia, 2012).
Reaksi kimia 2.5 untuk bahan fisil U233 yang merupakan hasil penyerapan neutron oleh bahan fertil Th232 adalah sebagai berikut:
2.5
Dapat dilihat reaksi 2.5 diatas yaitu thorium menangkap neutron lalu menjadi isotop baru yaitu Th233, selanjutnya memancarkan elektron (peluruhan beta) karena peralihan cepat menjadi protactinium (Pa233) dalam waktu tertentu. Lalu Pa233 mengalami proses transmutasi lambat dengan peluruhan beta yang pada akhirnya menjadi fisil U233.
Dalam beberapa penelitian yang sudah dilakukan, diperkirakan bahwa jika semua persediaan uranium di alam dapat dikonversikan menjadi bahan fisil didasarkan pada pemakaian reaktor pembiak, maka bahan bakar nuklir akan meningkat 100 kali dibandingkan sebelumnya. Kelimpahan thorium (Th) dalam kerak bumi diperkirakan 3 kali kelimpahan uranium di alam (Gunanjar, 2008).
Uranium alamiah, sedikit diperkaya dengan U235 dengan kadar yang rendah, digunakan sebagai bahan bakar reaktor nuklir untuk menghasilkan listrik. Thorium dari alam dapat diradiasikan dengan neutron untuk menghasilkan isotop U233. Satu pon uranium yang tereaksi fisi secara lengkap memiliki nilai bahan bakar yang sama dengan batu bara sebanyak 1500 ton lebih. Kapasitas 429 reaktor pembangkit listrik tenaga nuklir di seluruh dunia yang beroperasi pada Januari 1990 diperkirakan mencapai 311000 megawatt.
2.4 Thorium
meledak di udara dan hidrogen dapat menambah intensitas nyalanya) dan harus ditangani dengan hati-hati. Bila dipanaskan di udara, thorium memicu nyala dan terbakar dengan putih terang.
Gambar 2.6 Thorium (Chemistry, 2008)
Gambar 2.6 diatas adalah contoh logam thorium yang berwarna putih keperakan.
Logam thorium adalah sumber energi nuklir. Ada kemungkinan thorium yang berasal dari mineral kerak bumi, memiliki kandungan energi yang yang lebih banyak daripada uranium dan bahan bakar fosil. Berbagai ukuran kebutuhan thorium sebagai bahan bakar nuklir masih akan berlangsung di masa yang akan datang. Diketahui ada 25 isotop torium dengan massa atom berkisar antara 212-236. Semuanya tidak stabil. Th232 terdapat di alam dengan masa paruh 1.4 x 1010 tahun, dan merupakan pemancar partikel alfa (Chemistry, 2008).
Telah dilakukan penelitian dengan menggunakan thorium sebagai bahan bakar reaktor. Penelitian ini dilakukan untuk meminimalisir konsumsi uranium menggunakan kumpulan reaktor dengan tiga komponen yang berbeda dan campuran thorium/uranium untuk membuat energi nuklir yang berkelanjutan dan bersih untuk menghasilkan energi. Ketiga komponen yang berbeda tersebut adalah: plutonium diekstrak dengan menghabiskan
bahan bakar dari reaktor air bertekanan (PWR) standar (komponen pertama) yang dikonversi menjadi U233 dilanjut ke reaktor air mendidih (BWR) (komponen kedua) untuk memberikan masukan pada kekurangan penggunaan kembali U233 yang diperlukan untuk bahan bakar Th/U233 dari reaktor air ringan/berat (komponen ketiga) (Wilson et al, 2009).
2.5 Kritikalitas
Kekritisan suatu reaktor dapat dinyatakan dengan multiplication factor, keff (rasio jumlah fisi dalam satu generasi dengan jumlah fisi pada generasi sebelumnya). Reaktor dinyatakan superkritis jika keff > 1, sub-kritis keff < 1 dan dalam keadaan kritis jika keff = 1 (Khan dkk, 2004). Kritikalitas yaitu kemampuan mengendalikan populasi neutron sepanjang reaktor beroperasi. Sehingga jumlah neutron yang diproduksi dengan yang dihasilkan selama proses fisi dalam keadaan seimbang (Sembiring, 2011).
2.6 Pembiakan (Breeding Ratio)
Reaktor nuklir adalah sistem di mana reaksi fisi dilakukan dan dikontrol sehingga ledakan yang tidak diinginkan dapat dicegah. Desain reaktor yang aman diperlukan analisa yang akurat menjadi 3 bagian umum yaitu , analisis neutronik, analisis termal dan analisis keselamatan.
Analisis neutronik terkait dengan pengendalian bahan bakar. Analisis burn-up (pembakaran) dilakukan untuk mengetahui karakteristik perubahan isotop dalam reaktor. Analisis pembakaran juga memberikan parameter densitas atom yang menunjukkan perubahan densitas bahan bakar dan pembiakan dalam reaktor. Parameter lainnya adalah breeding ratio (rasio pembiakan), yang berarti perbandingan bahan fisil yang diproduksi dan yang digunakan dalam siklus bahan bakar ( Arisa, 2009).
2.7 SRAC
SRAC (Standard Thermal Reactor Analysis Code) merupakan suatu sistem kode perhitungan neutronik yang komprehensif (menyeluruh) untuk berbagai jenis reaktor termal. Terdapat dua poin penting dalam sistem kode SRAC yaitu pembuatan grup penampang melintang (cross sections) mikroskopi dan makroskopi yang efektif serta analisis burn up yang terdiri dari sel statis dan perhitungan inti. Salah satu fitur sistem SRAC yaitu PIJ. PIJ adalah perhitungan kemungkinan tumbukan berlaku untuk 16 jenis geometri kisi.
Gambar 2.7 Sel Pin Persegi (Okumura, 2007)
Gambar 2.7 di atas merupakan salah satu contoh model geometri kisi untuk PIJ. Berbentuk persegi dengan pin sel didalamnya (Okumura, 2007).
Gambar 2.8 Struktur dari Sistem SRAC (Okumura dkk, 2002)
1. PIJ: Kode kemungkinan tumbukan dikembangkan oleh JAERI (sekarang JAEA) meliputi 16 geometri kisi;
2. ANISN : Kode satu dimensi transpot SN meliputi geometri slab (X), silinder (R) dan bola (RS);
3. TWOTRAN : Kode dua dimensi transport SN meliputi geometri slab (X-Y), silinder (R-Z) dan lingkaran (R-θ);
4. TUD : Kode difusi satu dimensi yang dikembangkan oleh JAERI, meliputi geometri slab (X), silinder (R), dan bola (Rs);
5. CITATION : Kode difusi multi dimensi (banyak dimensi) melalui 12 tipe geometri termasuk segitiga dan heksagonal (Okumura, 2007).
Cell burn-up calculation (perhitungan pembakaran sel) merupakan salah satu pilihan yang terdapat dalam sistem SRAC. Di dalam perhitungan ini, terdapat dua macam langkah (step) yang diadopsi dari kode SRAC. Yang pertama unit pembakaran dengan panjang interval waktu relatif, dan yang lain adalah langkah sub-unit disetiap langkah pembakaran. Interval unit pembakaran ditetapkan berdasarkan input, sedangkan subunit pembakaran ditentukan dengan kode (Okumura dkk, 2002).
III. METODOLOGI PENELITIAN
3.1 Waktu dan Tempat Penelitian
Penelitian tugas akhir ini dilaksanakan selama dua bulan yaitu pada bulan Februari sampai dengan Maret 2013 bertempat di Jurusan Fisika Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Universitas Lampung.
3.2 Langkah Kerja
1.1.1. Menentukan Pengayaan (enrichment)
Menentukan pengayaan (misal dari 3 – 5%) U233 pada reaktor air superkritis (SCWR) agar reaktor berada dalam keadaan kritis ditunjukkan dengan nilai keff= 1,00.
Pengayaan ditandai dengan nilai atomic density (densitas atom) dari U233 yang terus naik setelah dilakukan pembakaran. Dengan demikian dilakukanlah perhitungan densitas atom sebagai berikut.
Atomic Density (Densitas Atom)
Untuk menghitung densitas atom U233 sebagai fungsi pengayaan (enrichment) menggunakan rumus 3.1 berikut:
27
dimana
Nv = densitas atom ρ = massa jenis (gr/cm3)
L0 = bilangan Avogadro (0.602 x 1024 molekul/mol) Mv = massa molekul (gr/mol)
1.1.2. Menentukan Radius
Menentukan radius U233 pada reaktor SCWR agar reaktor berada dalam keadaan kritis dengan nilai keff = 1.00000. Terdapat beberapa langkah sebagai berikut:
a. Mengubah radius U233 pada reaktor SCWR dari kecil ke besar (misalnya 0,5; 1; 1,5; 2 dst) untuk mencari nilai radius yang paling efektif sehingga reaktor berada dalam keadaan kritis (keff = 1.00) b. Menentukan ukuran moderator yang tepat dan efisien yaitu dengan
faktor multiplikasi keff ~ 1,00000.
1.1.3. Penghitungan PIJ
Setelah menentukan radius dan pengayaan diatas maka data yang diperoleh dihitung menggunakan PIJ pada SRAC berupa input. Setelah itu dilakukan perhitungan burn-up PIJ agar diperoleh reaktor SCWR dalam keadaan kritis dengan keff = 1.00.
Sistem Input Program
UO2F ← (Input Data)
[File name: PijBurn.sh] --- PIJB
Cell Burnup Calculation by Pij with Cooling Option 1 1 1 1 2 1 4 3 -2 1 0 0 0 0 2 0 1 0 0 1
2.77396E-4 / Geometrical Buckling
/home/okumura/SRACLIB-JDL32/pds/pfast Old Fire
/home/ okumura /SRACLIB-JDL32/pds/pthml O F /home/ okumura /SRACLIB-JDL32/pds/pmcrs O F
/home/ okumura /Mypds/UFAST Scratch Core
/home/ okumura /Mypds/UTHERMAL S C
/home/ okumura /Mypds/UMCROSS S
C
/home/ okumura /Mypds/MACROWRK S C
/home/ okumura /Mypds/MACRO New C
/home/ okumura /Mypds/FLUX N C
/home/ okumura /Mypds/MICREF S C
29
1.0000E+2 1.000E+3 2.5000E+3 5.000E+3 7.5000E+3 1.0000E+4 1.500E+4 2.0000E+4 2.500E+4 3.0000E+4
3.3000E+4 3.301E+4 -1095.75 -730.50 / EXPOSURE (MWD/TON) 0 / PEACO PLOT
one blank line (null case name to terminate job)
--- Perhitungan burn-up yang telah selesai dan benar pada output akan terdapat pesan seperti berikut.
'===================== END OF SRAC CALCULATION ====================='
Apabila hasil keluaran (output) belum sampai pada pesan tersebut maka harus dilakukan pengecekan pada input dan melakukan perhitungan burn-up
kembali. Setelah perhitungan selesai dengan benar, langkah selanjutnya adalah mengecek apakah hasilnya telah sesuai dengan yang diinginkan kemudian melakukan analisis terhadap hasil yang diperoleh (Okumura, 2002).
1.1.4. Pembiakan (Breeding Ratio)
Untuk dapat mengetahui reaktor dapat dikatakan sebagai breeder
(pembiak) dapat dihitung menggunakan rumus berikut:
BR = ⁄
⁄ 3.2
3.3 Diagram Alir Penelitian
Di bawah ini gambar 3.1 adalah diagram alir yang akan dilakukan pada penelitian.
Gambar 3.1 Diagram alir penelitian Menentukan
Pengayaan (enrichment) Menentukan Radius
Menghitung densitas atom
Input PIJ
PIJ dan burn up pada SRAC
Output PIJ
Keff = 1.00
Ya
Analisis
Kesimpulan
V. KESIMPULAN DAN SARAN
5.1Kesimpulan
Dari hasil dan pembahasan diatas dapat disimpulkan bahwa.
1. Pengayaan yang paling efisien dan berada dalam keadaan kritis adalah 3,6% dengan nilai keff ~0,991635;
2. Radius pin bahan bakar yang paling efisien dan berada dalam keadaan
kritis pada 0,4919 μm, sedangkan moderatorpada radius 0,7016 μm;
3. Reaktor dalam penelitian ini tidak dapat disebut breeder karena densitas atom menurun setelah pembakaran dan nilali BR<1;
4. Nilai keff bertambah seiring dengan banyaknya uranium yang dimuat dalam teras reaktor akibat dari pengayaan.
5.2Saran
DAFTAR PUSTAKA
Arisa, D., Fitriyani, D. 2009. Breeding Analyzing of Plutonium-239 in Liquid Metal-Cooled Fast Breeder Reactor with Variation of Core Geometry and Volume. Proceedings of The 3rd Asian Physics Symposium (APS 2009). Hal 413-418
Chemistry. 2008. Thorium. http://www.chem-is-try.org/tabel_periodik/torium/. Diakses pada 8 Oktober 2012 pukul 19.00 WIB.
Cheng, X., Kuang, B., Yang, YH. 2007. Numerical Analysis of Heat Transfer in Supercritical Water Cooled Flow Channels. Journal of Nuclear
Engineering and Design 237(2007) Hal 240 – 252.
Duderstadt, James J., Hamilton, Louis J. 1975. Nuclear Reactor Analysis. Michigan: The University of Michigan.
Gomes, J.L.M.A., Pain, C.C., Eaton, M.D., Goddard, A.J.H., Piggot, M.D., Ziver, A.K., Olivera, de C.R.E., Yamane, Y. 2008. Investigation of Nuclear Criticality Within a Powder using Coupled Neutronics and Thermofluids.
Journal of Annals of Nuclear Energy Hal 2073 – 2092.
Gunandjar. 2008. Analisis Uranium dan Thorium Dalam Limbah Radioaktif Dari Proses Daur Bahan Bakar Nuklir. Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah
Vol 11 No 2 hal 1-10.
Khan, M J., Aslam., Ahmad, N.. 2004. Neutronics Analyses of Natural Uranium Fueled Light WatercCooled, Heavy Water Moderated and Graphite Reflected Nuclear Reactors. Journal of Annals of Nuclear Energy 31 (2004) Hal 1331 – 1356.
Nuklir, Media. 2010. Reaksi Nuklir. http://medianuklir.files.wordpress.
com/2010/08/bab-1reaksinuklir.pdf. Diakses pada 10 Februari 2013 pukul 19.00.
Oka, Yoshiaki., Koshizuka, Seiichi., Ishiwatari, Yuki., Yamaji, Akifumi. 2010.
Super Light Water Reactors and Super Fast Reactors. Tokyo.
Okumura, K., Kugo, T., Kaneko, K., Tsuchihashi, K. 2002. General Description and Input Instruction. Jepang: JAERI.
Okumura, Keisuke. 2007. Introduction of SRAC for Reactor Phusics Analyses. Jepang: JAEA.
Pura, Topan S. 2010. Fisika Reaktor Nuklir.http://www.slideshare.net/tsdipura/ fisika-reaktor-nuklir Diakses pada 8 Oktober 2012 pada pukul 19.00 WIB.
Rida. 2008. Studi Desain Reaktor Cepat Berpendingin Pb-Bi Berbasis Bahan Bakar Uranium Alam Menggunakan Strategi Shuffling. Jurnal Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir Hal 45-53.
Roulstone, Tony. 2011. A Designers View of Nuclear Energy. University of Cambridge.
Sembiring, Tagor M. 2011. Analisis Model Teras 3-Dimensi Untuk Evaluasi Parameter Kritikalitas Reaktor PWR Maju Kelas 1000 MW. Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir Vol 13 No 2 Hal 78 – 95.
Shan, Jianqiang., Chen, Wei., Rhee, B. W., Leung, Laurence K.H. 2010. Coupled Neutronics/Thermal-Hydraulics Analysis of CANDU-SCWR Fuel
Channel. Journal of Annals of Nuclear Energy Hal 58 – 65.
Wati, Ratna. 2009. Ciri – ciri dan Sifat Umum Uranium. http://ratna-wati- chemistry.blogspot.com/2009/05/uranium-u-ciri-ciri-dan-sifat uranium.htm. Diakses pada 8 Oktober 2012 pukul 19.00 WIB.
Oktober 2012 pukul 19. 00 WIB.
Wilson, J.N., Bidaud, A., Callan, N., Chambon, R., David, A., Guillemin, P., Ivanov, E., Nuttin, A., Meplan, O. 2009. Economy Of Uranium Resources In A Three-component Reactor Fleet With Mixed Thorium/Uranium Fuel Cycles. Journal of Annals of Nuclear Energy Hal 404 – 408.
Yulianti, Yanti. 2005. Design and Thermal Hydraulic Analysis of Long-Life Thorium-Uranium Fueled Boiling Water Reactor. Proceeding of Asian Physics Symposium 2005.
Zanocco, P., Gimenez, M., Delmastro, D. 2003. Safety Desain Maps: An Early Evaluation of Safety to Support Reactor Design. Journal of Nuclear Engineering and Design Hal 271 – 283.
Zuhair. 2012. Investigasi Kritikalitas HTR (High Temperature Reactor) Pebble Bed Sebagai Fungsi Radius danPengkayaan Bahan Bakar Kernel.
Indonesian Journal of Applied Physics 2012 Vol 2 No 2 Hal 146.
