Disusun oleh: SUSANTI M SKRIPSI

commit to user

PENGARUH VARIASI KONSENTRASI URANIUM DALAM BAHAN BAKAR URANIL NITRAT (UO

2

(NO

3

)

2

) DAN URANIL

SULFAT (UO

2

SO

4

) TERHADAP NILAI KRITIKALITAS AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR)

Disusun oleh:

SUSANTI M0211072

SKRIPSI

JURUSAN FISIKA

FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS SEBELAS MARET

SURAKARTA Juni, 2015

commit to user

PENGARUH VARIASI KONSENTRASI URANIUM DALAM BAHAN BAKAR URANIL NITRAT (UO

₂

(NO

₃

)

₂

) DAN URANIL

SULFAT (UO

₂

SO

₄

) TERHADAP NILAI KRITIKALITAS AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR)

Disusun oleh:

SUSANTI M0211072

SKRIPSI

Diajukan untuk memenuhi sebagian persyaratan mendapatkan gelar Sarjana Sains

JURUSAN FISIKA

FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS SEBELAS MARET

SURAKARTA Juni, 2015

commit to user ii

commit to user iii

PERNYATAAN

Dengan ini saya menyatakan bahwa isi intelektual Skripsi saya yang berjudul “Pengaruh Variasi Konsentrasi Uranium Dalam Bahan Bakar Uranil Nitrat ((UO2(NO3)2) dan Uranil Sulfat (UO2SO4) Terhadap Nilai Kritikalitas Aqueous Homogeneous Reactor (AHR)” adalah hasil kerja saya dan sepengetahuan saya hingga saat ini. Skripsi tidak berisi materi yang telah dipublikasikan atau ditulis oleh orang lain atau materi yang telah diajukan untuk mendapatkan gelar kesarjanaan di Universitas Sebelas Maret atau di Perguruan Tinggi lainnya kecuali telah dituliskan di daftar pustaka. Skripsi ini dan segala bentuk bantuan dari semua pihak telah ditulis di bagian ucapan terimakasih. Isi Skripsi ini boleh dirujuk atau difotokopi secara bebas tanpa harus memberitahu penulis.

Surakarta, 15 Juni 2015

Susanti

commit to user iv

MOTTO

“Kegagalan hanya terjadi bila kita menyerah”

( Lessing )

“Orang yang tidak pernah membuat kesalahan adalah orang yang tidak pernah mencoba hal baru”

(Albert Einstein)

“Orang-orang yang sukses telah belajar membuat diri mereka melakukan hal yang harus dikerjakan ketika hal itu memang harus dikerjakan, entah

mereka menyukainya atau tidak”

(Aldus Huxley)

commit to user v

PERSEMBAHAN

Dengan penuh rasa syukur kepada Allah SWT, karya ini saya persembahkan kepada :

1. Ibu, bapak, Kakak serta saudara kembaran saya Sehati yang selalu memberikan dukungan serta doa demi kelancaran kuliah dan tugas akhir saya.

2. Bapak Azizul Khakim dan Bapak Arif Isnaeni dari BAPETEN yang telah bersedia membimbing, berbagi ilmu dan memberikan pelatihan mengenai software MCNP.

3. Bu Riyatun, Bapak Suharyana beserta tim riset fisika nuklir dan medis yang telah berbagi ilmu dan pengalaman.

4. Pembimbing akademik, Bapak Budi Legowo yang selalu memberikan arahan dan dorongan.

5. Seluruh teman-teman Fisika FMIPA UNS angkatan 2011 6. Adik-adik fisika angkatan 2012, 2013 dan 2014.

commit to user vi

Pengaruh Variasi Konsentrasi Uranium Dalam Bahan Bakar Uranil Nitrat ((UO2(NO3)2) dan Uranil Sulfat (UO2SO4) Terhadap Nilai Kritikalitas

Aqueous Homogeneous Reactor (AHR) SUSANTI

Jurusan Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Universitas Sebelas Maret

ABSTRAK

Telah dilakukan simulasi neutronik pengaruh variasi konsentrasi uranium dalam bahan bakar uranil nitrat dan uranil sulfat terhadap nilai keff AHR dengan software MCNP5. Teras AHR berbentuk silinder tinggi 122 cm, diameter 56 cm, terbuat dari Stainless Steel-304 setebal 3 cm. Bagian luar tangki adalah reflektor beryllium setebal 30 cm. Bahan bakar dalam tangki berupa larutan setinggi 20 cm.

Konsentrasi divariasikan dari (50 ─ 600) gU/L dengan kenaikan 50 gU/L. Variasi pengayaan ²³⁵U adalah 5%, 19,75% dan 90%. Hasil simulasi menunjukkan bahwa pada pengayaan 5%, reaktor dalam kondisi subkritis untuk kedua bahan bakar dengan nilai keff < 1. Pada pengayaan 19,75%, kondisi kritis telah dicapai larutan uranil nitrat pada konsentrasi 300 gU/L dengan nilai k_eff 1,0102(4), sedangkan larutan uranil sulfat pada konsentrasi 250 gU/L dengan nilai keff 1,0133(5). Pada pengayaan 90%, reaktor dalam kondisi superkritis untuk kedua bahan bakar dengan nilai k_eff > 1. Pada pengayaan maksimum IAEA (19,75%), penggunaan bahan bakar bakar uranil sulfat lebih menguntungkan daripada bahan bakar uranil nitrat ditinjau dari segi kritikalitas reaktor.

Kata kunci: AHR, pengayaan, MCNP5

commit to user vii

Effect of Various Uranium’s Concentration in Uranyl Nitrate ((UO2(NO3)2) and Uranyl Sulfate (UO2SO4) fuel to Criticality Value of Aqueous

Homogeneous Reactor (AHR) SUSANTI

Physics Department, Faculty of Mathematics and Natural Sciences, Sebelas Maret University

ABSTRACT

Investigation of neutronic simulations the effect of various uranium’s concentration in uranyl nitrate and uranyl sulfate fuel to criticality AHR using MCNP5 software has been done. Core AHR cylindrical 122 cm high, 56 cm diameter, made of Stainless Steel-304 3 cm thick. The outside of the tank is 30 cm thick beryllium reflector. The fuel in the tank in the form of a solution as high as 20 cm. Concentration varied from (50 ─ 600) gU/L with an increase of 50 gU/L.

Variation of ²³⁵U enrichment are 5%, 19,75% and 90%. The simulation results indicate at 5% enrichment, reactor in subcritical conditions for both fuels with a value of k_eff < 1. At 19,75% enrichment, a critical condition has been achieved uranyl nitrate solution at a concentration of 300 gU/L with a value of keff

1,0102(4), while the uranyl sulfate solution at a concentration of 250 gU/L with a value of k_eff 1,0133(5). At the 90% enrichment, reactor in a supercritical conditions for both fuels with a value of keff > 1.At maximum enrichment IAEA (19,75%), use of uranyl sulfate fuel is more profitable than uranyl nitrate fuel in aspect criticality of the reactor.

Keywords: AHR, enrichment, MCNP5

commit to user viii

KATA PENGANTAR

Puji syukur kepada Alloh SWT atas segalaNya sehingga penulis dapat menyelesaikan penulisan skripsi ini.

Skripsi yang penulis susun sebagai bagian dari syarat untuk mendapatkan gelar Sarjana Sains ini penulis beri judul “Pengaruh Variasi Konsentrasi Uranium Dalam Bahan Bakar Uranil Nitrat ((UO2(NO3)2) dan Uranil Sulfat (UO2SO4) Terhadap Nilai Kritikalitas Aqueous Homogeneous Reactor (AHR)“. Dapat menyelesaikan skripsi ini adalah suatu kebanggaan bagi saya setelah sekitar dua semester penulis berjuang untuk menyelesaikan skripsi ini tepat waktu. Dengan segala suka dan duka yang dialami, pada akhirnya skripsi ini dapat diselesaikan.

Oleh karena itu, penulis ingin menyampaikan terimakasih kepada:

1. Drs. Suharyana, M.Sc. selaku pembimbing I yang senantiasa membimbing hingga skripsi ini dapat selesai.

2. Dr. Azizul Khakim, S.T., M.Eng. selaku pembimbing II yang senantiasa membimbing hingga skripsi ini dapat selesai.

3. Segenap dosen dan staf Jurusan Fisika yang telah banyak membantu dan memberikan bimbingan selama perkuliahan.

4. Kedua orang tua dan keluarga besar, atas doa dan segala bantuannya sejak penulis menjadi mahasiswa hingga akhirnya bisa menyelesaikan skripsi ini.

5. Teman-teman grup riset fisika nuklir dan medis Khodijah Amini, Octaviana dan Poundra Setiawan yang senantiasa bertukar ilmu.

Semoga Tuhan membalas jerih payah dan pengorbanan yang telah diberikan dengan balasan yang lebih baik. Penulis menyadari akan banyaknya kekurangan dalam penulisan skripsi ini.

Namun demikian, penulis berharap semoga karya kecil ini bermanfaat.

Surakarta, 15 Juni 2015

Susanti

commit to user ix

HALAMAN PUBLIKASI

No. Judul Penulis Jenis Publikasi

1. Pengaruh Variasi Konsentrasi Uranium Dalam Bahan Bakar Uranil Nitrat ((UO2(NO3)2)

Terhadap Nilai Kritikalitas Aqueous Homogeneous

Reactor (AHR)

Susanti, Suharyana, Azizul Khakim

dan Arif Isnaeni

Repository Fakultas Matematika dan Ilmu

Pengetahuan Alam Universitas Sebelas

Maret.

2. Pengaruh Variasi Konsentrasi Uranium Dalam Bahan Bakar

Uranil Nitrat dan Uranil Sulfat Terhadap Nilai keff

Aqueous Homogeneous Reactor (AHR)

Susanti, Suharyana,

Riyatun, Azizul Khakim

dan Arif Isnaeni

Seminar Nasional IPTEK Nuklir Dasar

dan Terapan 2015, BATAN, Yogyakarta, 9

Juni 2015 (Oral Presentation)

commit to user x

DAFTAR ISI

Halaman

HALAMAN JUDUL ... i

HALAMAN PENGESAHAN ... ii

HALAMAN PERNYATAAN ... iii

HALAMAN MOTTO ... iv

HALAMAN PERSEMBAHAN ... v

HALAMAN ABSTRAK ... vi

HALAMAN ABSTRACT ... vii

KATA PENGANTAR ... viii

HALAMAN PUBLIKASI ... ix

DAFTAR ISI ... x

DAFTAR TABEL ... xi

DAFTAR GAMBAR ... xii

DAFTAR SIMBOL ... xiii

DAFTAR LAMPIRAN ... BAB I PENDAHULUAN ... 1

1.1. Latar Belakang ... 1

1.2. Batasan Masalah... 4

1.3. Perumusan Masalah ... 4

1.4. Tujuan Penelitian ... 4

1.5. Manfaat Penelitian ... 5

BAB II TINJAUAN PUSTAKA ... 6

2.1. Neutron ... 7

2.1.1. Reaktor Nuklir ... 7

2.1.2. Generator Neutron ... 8

2.2. Interaksi Neutron dengan Materi ... 8

2.2.1. Reaksi Hamburan (Scattering) ... 8

2.2.1.1. Hambuaran Lenting Sempurna (Elastis) ... 8

2.2.1.2. Reaksi Hamburan Tak Lenting (Inelastis) ... 9

2.2.2. Reaksi Serapan (Absorption) ... 9

2.2.2.1. Reaksi produksi neutron ... 9

2.2.2.2. Radiative Capture ... 10

2.2.2.3. Particle Ejection ... 10

2.2.2.4. Fission ... 10

2.3. Densitas Bahan Bakar ... 12

2.4. Kebolehjadian Interaksi Inti Terhadap Neutron (Cross Section) ... 14

2.4.1. Tampang Lintang Mikroskopik (σ) ... 14

2.4.2. Tampang Lintang Makroskopik (Σ) ... 2.5. Parameter Neutronik Reaktor ... 17

2.5.1. Faktor multiplikasi (keff) ... 17

2.5.2. Reaktivitas (ρ) ... 20

2.6. Perkembangan Reaktor AHR ... 21

2.6.1.Reaktor Homogen Pertama ... 21 i ii iii iv v vi vii viii

ix x xiii xiv xvi xvii

1 1 5 6 6 6 7 7 7 8 8 8 8 9 9 9 10 10 10 12 14 14 14 17 17 20 21 21

commit to user xi

2.6.2. Perkembangan Terakhir MIPR ... 23

2.7. Aspek Dalam Desain AHR ... 25

2.7.1. Bahan Bakar ... 21

2.7.1.1. Larutan Bahan Bakar Uranil Sulfat (UO₂ (SO₄)) ... 25

2.7.1.2. Larutan Bahan Bakar Uranil Nitrat (UO2 (NO3)2) ... 25

2.7.1.3. Larutan Bahan Bakar Uranil Fluorid (UO2F2) ... 26

2.7.2. Desain Teras Reaktor ... 26

2.7.2.1. Batang Kendali ... 26

2.7.2.2. Moderator dan Reflektor... 27

2.7.3. Sistem Pendingin ... 29

2.7.4. Sistem Managemen Gas ... 29

2.8. Radioisotop ^99mTc... 30

2.8.1. Produksi Radioisotop ⁹⁹Mo dari Reaktor Nuklir ... 30

2.8.2. Produksi Radioisotop ⁹⁹Mo dan ^99mTc dari Partikel Akselerator ... 30

2.9. Piranti Lunak Neutronik Monte Carlo N Particle (MCNP) ... 30

2.9.1. Deskripsi Program MCNP ... 30

2.9.2. File Input MCNP ... 30

2.9.3. Perhitungan Kekritisan dalam MCNP ... 31

2.9.3.1. Estimator tumbukan (k_eff^c ) ... 31

2.9.3.2. Estimator serapan (k_eff^A ) ... 31

2.9.3.3. Estimator panjang jejak (k_eff^TL) ... 31

BAB III METODOLOGI PENELITIAN ... 33

3.1. Waktu dan Tempat Penelitian ... 33

3.2. Alat dan Bahan ... 33

3.3. Prosedur Penelitian ... 33

3.3.1.Tahap Persiapan ... 34

3.3.2.Perhitungan Variasi Konsentrasi pada 3 Pengayaan ... 34

3.3.3. Pembuatan Model AHR dengan Software MCNP5 ... 34

3.3.4. Validasi Input ... 3.3.5. Perhitungan nilai k_eff pada Variasi Jumlah Neutron Tiap Siklus ... 36

3.3.6. Running Inputan AHR ... 3.3.7. Analisa Hasil Output ... 38

3.3.8. Pengambilan Kesimpulan... 38

BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN ... 38

4.1. Model Geometri AHR ... 39

4.2. Validasi Input ... 41

4.3. Hasil Perhitungan ... 41

4.3.1. Perhitungan Nilai keff pada Variasi Jumlah Neutron Tiap Siklus ... 41

4.3.2. Pengaruh Pengayaan terhadap keff pada Bahan Bakar Uranil Nitrat ... 43

4.3.3. Pengaruh Pengayaan terhadap k_eff pada Bahan Bakar Uranil Sulfat ... 49

23 25 25 25 25 26 26 26 27 29 29 30 30 31 32 32 32 33 33 34 34 35 35 35 35 35 36 36 37 38 38 40 40 41 41 41 42 42 44 50

commit to user xii

4.4. Perbandingan Penggunaan Bahan Bakar Terhadap Nilai keff ... 53

BAB V KESIMPULAN DAN SARAN ... 54

5.1. Kesimpulan ... 57

5.2. Saran ... 58

DAFTAR PUSTAKA ... 59 LAMPIRAN ...

55 58 58 58 60 65

commit to user xiii

DAFTAR TABEL

Halaman Tabel 2.1. Distribusi energi yang dilepaskan dari reaksi fisi……….

Tabel 2.2. Massa Atom dari Beberapa Unsur Atom………..

Tabel 2.3. Tampang lintang beberapa isotop……….

Tabel 2.4. Beberapa jenis reaktor AHR………

Tabel 2.5. Tampang lintang material moderator dan reflektor……….

Tabel 2.6. Metode produksi radioisotop ⁹⁹Mo dan ^99mTc……….

Tabel 3.1. Parameter teras reaktor………

Tabel 3.2. Stainless Steel-304 untuk bejana reaktor……….

Tabel 4.1. Hasil validasi perhitungan nilai k_eff dan ρ pada simulasi……….

Tabel 4.2. Hasil perhitungan nilai k_eff dengan variasi jumlah neutron tiap siklus………

Tabel L2.1. Hasil perhitungan nilai keff pada variasi konsentrasi uranium dalam bahan bakar uranil nitrat………...

Tabel L2.2. Hasil perhitungan nilai keff pada variasi konsentrasi uranium dalam bahan bakar uranil sulfat………

Tabel L2.3. Perhitungan reaktivitas (𝜌) bahan uranil nitrat………..

Tabel L2.4. Perhitungan Reaktivitas (𝜌) bakar uranil sulfat……...

Tabel L2.5. Perhitungan rasio N^m/N^u pada bahan bakar uranil nitrat……...

Tabel L2.6. Perhitungan rasio N^m/N^u pada bahan bakar uranil sulfat……...

Tabel L2.7. Perhitungan densitas atom unsur larutan bahan bakar uranil nitrat pada pengayaan 5%...

Tabel L2.8. Perhitungan densitas atom unsur larutan bahan bakar uranil sulfat pada pengayaan 5%...

Tabel L2.9. Perhitungan densitas atom unsur larutan bahan bakar uranil nitrat pada pengayaan 19,75%...

Tabel L2.10. Perhitungan densitas atom unsur larutan bahan bakar uranil sulfat pada pengayaan 19,75%...

Tabel L2.11. Perhitungan densitas atom unsur larutan bahan bakar uranil nitrat pada pengayaan 90%...

Tabel L2.12. Perhitungan densitas atom unsur larutan bahan bakar uranil sulfat pada pengayaan 90%...

Tabel L3.1. Listing input AHR penelitian yang divalidasi dibandingkan dengan referensi...

11 16 16 24 29 31 37 37 42 43 68 68 69 69 70 70 71 71 72 72 73 73 76

commit to user xiv

DAFTAR GAMBAR

Halaman Gambar 2.1. Skema reaksi fisi berantai ... i Gambar 2.2. Siklus hidup neutron dalam reaktor nuklir ... ii Gambar 2.3. Pengaruh over moderated dan under moderated terhadap

nilai keff ... iv Gambar 2.4. Peluruhan radioisotop ⁹⁹Mo ...

Gambar 3.1. Cara running dengan Total Commander. ... i Gambar 3.2. File m.bat sebelum modifikasi ... i Gambar 3.3. File m.bat setelah modifikasi ... i Gambar 4.1. Geometri AHR………...

Gambar 4.2. Grafik hubungan antara keff terhadap jumlah neutron tiapp siklus……….

Gambar 4.3. Grafik hubungan antara k_eff terhadap konsentrasi uranium bahan bakar uranil nitrat pada 3 pengayaan yaitu pengayaan 5%, 19,75% dan 90%...

Gambar 4.4. Grafik hubungan antara k_eff terhadap rasio N^m/N^u bahan bakar uranil nitrat pada pengayaan 5% ………..

Gambar 4.5. Grafik hubungan antara keff terhadap rasio N^m/N^u bahan bakar uranil nitrat pada pengayaan 19,75% ……….

Gambar 4.6. Grafik hubungan antara k_eff terhadap rasio N^m/N^u bahan bakar uranil nitrat pada pengayaan 90% ……….

Gambar 4.7. Grafik hubungan antara rasio N^m/N^u terhadap konsentrasi uranium dalam bahan bakar uranil nitrat pada pengayaan 5%, 19,75% dan 90%...

Gambar 4.8. Grafik hubungan antara ρterhadap konsentrasi uranium bahan bakar uranil nitrat pada 3 pengayaan yaitu pengayaan 5%, 19,75% dan 90%...

Gambar 4.9. Grafik hubungan antara keff terhadap konsentrasi uranium bahan bakar uranil sulfat pada 3 pengayaan yaitu pengayaan 5%, 19,75% dan 90%...

Gambar 4.10. Grafik hubungan antara keff terhadap rasio N^m/N^u bahan bakar uranil sulfat pada pengayaan 5% ……….

Gambar 4.11. Grafik hubungan antara k_eff terhadap rasio N^m/N^u bahan bakar uranil sulfat pada pengayaan 19,75% ………..

Gambar 4.12. Grafik hubungan antara keff terhadap rasio N^m/N^u bahan bakar uranil sulfat pada pengayaan 90% ………...

Gambar 4.13. Grafik hubungan antara rasio N^m/N^u terhadap konsentrasi uranium dalam bahan bakar uranil sulfat pada pengayaan 5%, 19,75% dan 90%...

Gambar 4.14. Grafik hubungan antara ρ terhadap konsentrasi uranium bahan bakar uranil sulfat pada 3 pengayaan yaitu pengayaan 5%, 19,75% dan 90%...

11 18 28 30 39 39 39 41 43

45 47 47 47

48

49

51 52 52 53

53

54

commit to user xv

Gambar 4.15. Grafik hubungan antara keff terhadap konsentrasi uranium uranil nitrat dan uranil sulfat pada pengayaan (a) 5%, (b) 19,75% dan (c) 90% ... 56

commit to user xvi

DAFTAR SIMBOL

Simbol N

ρ A Ᾱ w_f

a_f σ Σ k_eff ε ℒ_𝑓 p ℒ_𝑡

f 𝜂 ρ

Keterangan Densitas atom Densitas Material

Massa atom Massa atom rata-rata

Fraksi berat Fraksi atom

Tampang lintang mikroskopik Tampang lintang makroskopik

Faktor multiplikasi efektif Faktor fisi cepat

Faktor ketidakbocoran neutron cepat Probabilitas lolos resonansi Faktor ketidakbocoran neutron thermal

Faktor pemakaian neutron thermal Faktor reproduksi

Reaktivitas

commit to user xvii

DAFTAR LAMPIRAN

Halaman Lampiran 1. Perhitungan Variasi Konsentrasi………

Lampiran 2. Data Hasil Perhitungan ………..

Lampiran 3. Listing Inputan AHR………..

65 68 74