PERHITUNGAN PENAMPANG LINTANG MAKROSKOPIK DALAM SEL BAHAN BAKAR NUKLIR PADA REAKTOR CEPAT.

Teks penuh

(1)

PERHITUNGAN PENAMPANG LINTANG MAKROSKOPIK

DALAM SEL BAHAN BAKAR NUKLIR

PADA REAKTOR CEPAT

Tesis

Nurul Aini

1121220005

PROGRAM PASCASARJANA FMIPA

UNIVERSITAS ANDALAS

(2)

PERHITUNGAN PENAMPANG LINTANG MAKROSKOPIK DALAM SEL BAHAN BAKAR NUKLIR PADA REAKTOR CEPAT

ABSTRAK

Penampang lintang makroskopik memiliki peranan penting dalam menghitung transport neutron yang terjadi pada reaktor nuklir. Hasil penampang lintang digunakan untuk menghitung nilai distribusi fluks neutron yang terjadi di teras reaktor. Penelitian ini menyajikan nilai penampang lintang makroskopik dari sebuah sel bahan bakar nuklir. Tahap awal dilakukan dengan menentukan bahan bakar yang digunakan yaitu uranium-plutonium nitride, kemudian fraksi massa dan fraksi volume, cladding, dan pendingin. Perhitungan penampang lintang makroskopik ini dilakukan dengan metode simulasi komputasi menggunakan bahasa pemrograman Borland Delphi 7.0. Program yang digunakan adalah program homogenisasi sel dengan data library JFS-3-J33 dari JAEA (Japan Atomic Energy Agency) yang menghasilkan nilai penampang lintang makroskopik untuk 70 grup energi. Hasil analisis menunjukan nilai reaksi penampang lintang makroskopik hamburan dan serapan untuk nuklida uranium pada energi 1 MeV memiliki nilai yang hampir sama dengan referensi yaitu U-235 dengan nilai a= 5,29.10-3 cm-1, t= 3,27.10-1 cm-1

dan U-238 dengan nilaia= 5,55.10 -3

cm-1, t= 3,38.10 -1

cm-1, sedangkan plutonium mengalami sedikit penyimpangan karena kurang dominan dibandingkan uranium dalam kapasitas sel bahan bakar nuklir.

(3)

CALCULATION OF MACROSCOPIC CROSS SECTION IN NUCLEAR FUEL CELL AT FAST REACTOR

ABSTRACT

Macroscopic cross section has an important role in the neutron transport calculation that occurs in a nuclear reactor. The result of the cross section is used to calculate the neutron flux distribution in the reactor core. This study presents the quantity of macroscopic cross section of a nuclear fuel cell. The initial work is the selection of uranium-plutonium nitride as fuel, followed by mass fraction, volume fraction, cladding and coolant. The macroscopic cross section calculations is performed with computer simulation method using Borland Delphi 7.0. The program is used a cell homogenization code with a library data JFS-3J33 from JAEA (Japan Atomic Energy Agency) that generates of the macroscopic cross section for 70 groups of energy. The analysis showed that the macroscopic cross section of the scattering and absorption of uranium nuclides in energy of 1 MeV gives results in accordance with refrence, that are U-235 has a value a= 5,29.10-3 cm-1, t= 3,27.10-1 cm-1 and U-238 with a value of a= 5,55.10-3cm-1, t= 3,38.10-1 cm-1, except for plutonium because the one is not dominan than uranium in the capasition of nuclear fuel cell.

(4)

BAB I

PENDAHULUAN

1.1. Latar Belakang

Seiring dengan meningkatnya populasi penduduk dan perkembangan

teknologi, kebutuhan manusia terhadap energi listrik terus meningkat. Sebagian besar

pembangkit energi listrik berbahan bakar minyak bumi dan menunjukan penurunan

angka produksi. Oleh karena itu dibutuhkan suatu sumber energi alternatif untuk

membantu mengatasi masalah krisis energi.

Energi hasil reaksi fisi pada suatu reaktor nuklir menjadi salah satu sumber

energi alternatif yang menjanjikan sebagai solusi bagi permasalahan krisis energi.

Beberapa kelebihan yang dimiliki reaktor nuklir dibandingkan dengan pembangkit

energi konvensional berbasis bahan fosil, yaitu reaktor nuklir memiliki daya dukung

dalam mengurangi pemanasan global dan pada proses normal reaktor nuklir tidak

menghasilkan emisi gas rumah kaca sehingga tidak mencemari udara.

Bahan bakar utama suatu reaktor nuklir cenderung menggunakan bahan fisil

yaitu bahan yang mudah berfisi dan mempunyai probabilitas untuk berfisi lebih besar

seperti 233U dan 235U. Pada uranium alam hanya terdapat 0,7% isotop bahan fisil dan

sisanya berupa isotop 238U (bahan fertil). Tetapi melalui tangkapan neutron cepat

pada energi sekitar 1 MeV, 238U dapat diubah menjadi bahan fisil, 239Pu (Walter dan

(5)

menjadi bahan fisil juga dapat digunakan sebagai bahan bakar pada reaktor nuklir.

Jumlah bahan fertil di alam sangat berlimpah bila tidak dimanfaatkan maka akan

terbuang percuma, karena akan meluruh dengan sendirinya. Berlimpahnya jumlah

bahan fertil di alam diharapkan dapat dimanfaatkan dalam reaktor untuk mengatasi

krisis energi sehingga memberikan solusi terhadap ketersediaan energi jangka

panjang.

Reaktor nuklir bekerja berdasarkan prinsip reaksi pembelahan inti (fisi) secara

berantai dan terkendali. Di dalam reaktor cepat, reaksi fisi harus dikontrol dengan

sangat cermat dan teliti, sehingga dalam perancangannya dibutuhkan analisis yang

komperehensif. Secara umum analisis tersebut meliputi analisis neutronik, analisis

termohidrolik, dan analisis keselamatan.

Di dalam sebuah reaktor nuklir terjadi peristiwa tumbukan antara neutron dan

nuklida sehingga menyebabkan berbagai macam reaksi. Untuk mengetahui kuantitas

dari masing-masing reaksi tersebut didefenisikan sebuah penampang lintang

makroskopik dengan cara mengukur probabilitas masing-masing reaksi di tiap energi

grupnya.

Penelitian ini merupakan bagian dari perhitungan neutronik pada perancangan

reaktor nuklir. Masalah utama dalam perhitungan neutronik adalah menyelesaikan

persamaan transport neutron yang menggambarkan peristiwa tumbukan neutron

(6)

Telah banyak dilakukan penelitian yang juga membahas tentang tinjauan

secara neutronik, beberapa diantaranya yaitu analisis transport neutron dalam sel

bahan bakar nuklir menggunakan metode probabilitas tumbukan dengan pendekatan

elemen hingga, yang memperlihatkan fluks neutron pada sel bahan bakar (Shafii,dkk.,

2010). Pengembangan kode komputer untuk homogenisasi sel bahan bakar nuklir

yang diperkaya untuk reaktor termal, yang memperlihatkan nilai penampang lintang

makroskopik total pada reaktor termal (Novitrian,dkk, 2002).

Berbeda dengan penelitian sebelumnya, dalam penelitian ini tinjauan

neutronik diarahkan pada perhitungan penampang lintang makroskopik dalam sebuah

sel bahan bakar pada reaktor cepat dan hasilnya dibandingkan dengan referensi.

Disain reaktor ini menggunakan uranium-plutonium nitride sebagai bahan bakar dan

Pb-Bi (Timbal-Bismut) sebagai pendingin. Disamping itu, disain reaktor ini juga

memerlukan metode komputasi lanjut untuk menjamin akurasi tinggi dalam waktu

yang cepat. Data libraryyang digunakan dalam penelitian ini adalah JFS-3-J33 dari

JAEA (Japan Atomic Energy Agency).

1.2. Tujuan Penelitian

Penelitian ini bertujuan untuk memperoleh karakteristik penampang lintang

makroskopik yang terjadi dalam sel bahan bakar nuklir pada jenis reaktor cepat

berpendingin Pb-Bi (Timbal-Bismut). Analisis dilakukan untuk memperoleh prilaku

(7)

1.3. Batasan Masalah

Pada penelitian ini analisis hanya dilakukan terhadap hasil perhitungan

penampang lintang makroskopik. Simulasi pada penelitian ini menggunakan program

homogenisasi sel dengan bahasa pemograman Borland Delphi 7.0. Penerapan

simulasi digunakan untuk jenis reaktor cepat berpendingin Pb-Bi berbentuk silinder

satu dimensi. Banyaknya grup yang dipakai dalam penelitian ini adalah sebanyak 70

grup.

1.4. Manfaat Penelitian

Penelitian ini dapat dimanfaatkan untuk memperoleh nilai penampang lintang

makroskopik yang dapat digunakan untuk menghitung nilai distribusi fluks neutron

Figur

Memperbarui...

Referensi

Memperbarui...