6 BAB II
TINJAUAN PUSTAKA
2.1. Interaksi Neutron dengan Materi
Neutron dapat menyebabkan dua jenis interaksi yang berbeda bila berinteraksi dengan materi yaitu hamburan dan serapan. Hamburan dibedakan menjadi dua jenis yaitu hamburan elastis dan hamburan tidak elastis sedangkan serapan neutron terdiri dari berbagai jenis reaksi nuklir. Di bawah ini akan diuraikan jenis-jenis interaksi neutron.
2.1.1. Hamburan
Hamburan neutron terjadi ketika sebuah inti ditumbuk oleh neutron, atau neutron diserap inti namun dikeluarkan lagi. Hamburan neutron dibedakan menjadi hamburan elastis dan tidak elastis.
2.1.1.1. Hamburan Elastis
Pada hamburan elastis, antara neutron dan inti target tidak terjadi transfer energi yang menyebabkan inti atom tidak tereksitasi. Transfer energi tersebut dikonversi menjadi energi kinetik pada sistem yang menyebabkan neutron dan inti atom terpental.
Hamburan elastis dapat terjadi dalam 2 cara, yaitu hamburan elastis resonansi dan hamburan elastis potensial. Hamburan elastis resonansi yaitu neutron diserap inti target sehingga terbentuk inti gabung kemudian dipancarkan kembali sehingga inti tetap berada dalam keadaan dasarnya. Hamburan elastis potensial terjadi pada neutron yang memiliki energi lebih dari 1 MeV. Pada hamburan ini, neutron tidak menyentuh inti dan tidak terbentuk inti gabung. Neutron dihamburkan oleh gaya inti ketika mencapai jarak yang cukup dekat dengan inti (DOE, 1993).
2.1.1.2. Hamburan tidak elastis
Hamburan tidak elastis terjadi ketika neutron diserap oleh inti target dan terbentuk inti gabung. Inti gabung kemudian memancarkan neutron dengan energi
commit to user commit to user
kinetik yang lebih rendah dan meninggalkan inti asal dalam keadaan tereksitasi.
Untuk mencapai keadaan dasar, inti yang tereksitasi memancarkan sinar gamma.
2.1.2. Reaksi serapan
Tangkapan radiatif, lontaran partakel dan fisi merupakan bentuk reaksi serapan neutron oleh inti atom.
2.1.2.1. Tangkapan Radiatif
Pada reaksi tangkapan radiatif, neutron masuk ke dalam inti target dan membentuk sebuah inti gabung. Inti gabung mencapai keadaan dasar dengan memancarkan sinar gamma. Persamaan reaksi di bawah ini merupakan contoh reaksi tangkapan radiatif. Inti uranium-238 menangkap neutron namun tidak diikuti dengan fisi.
n +238U+ (239U )∗→ 239U+ 𝛾
2.1.2.2. Lontaran Partikel
Reaksi lontaran partikel terjadi ketika partikel neutron memasuki inti target dan membentuk inti gabung. Inti gabung yang terbentuk berada dalam keadaan tereksitasi ke tingkat energi yang cukup tinggi dan melontarkan partikel baru.
Setelah partikel dilontarkan, inti mungkin masih berada pada keadaan tereksitasi yang kemudian memancarkan 𝛾 menjadi keadaan dasar.
2.1.2.3. Fisi
Salah satu reaksi serapan interaksi neutron yang sangat penting pada reaktor adalah reaksi fisi, dimana inti setelah menyerap neutron kemudian terbagi menjadi 2 nuklida yang lebih ringan (DOE, 1993). Reaksi fisi akan dijelaskan pada sub bab selanjutnya.
commit to user commit to user
2.2. Reaksi Fisi
Reaksi fisi nuklir merupakan proses dimana inti berat seperti uranium terbelah menjadi dua inti yang lebih ringan serta pelepasan dua atau tiga neutron serta energi sekitar 200 MeV.
n + 235U → X + Y + 2 ~3n + energi
Proses reaksi fisi yang ditunjukkan pada Gambar 2.1 adalah yang umum terjadi. Proses seperti ini dinamakan induced fission. Pada gambar A diperlihatkan neutron memasuki inti. Ketika inti menyerap neutron akan terbentuk inti gabung yang sangat tereksitasi sehingga membentuk seperti yang ditunjukkan pada gambar B. Jika energi eksitasi cukup besar, maka inti menengah dapat membuat bentuk dumb-bell seperti ditunjukkan pada gambar C. Dalam kasus seperti ini gaya tolak Coulomb antara dua bentuk dumb-bell mungkin tidak dapat mengatasi gaya ikat kuat nuklir dan pembelahan inti sehingga terbentuk seperti gambar D (IAEA, 2015).
Gambar 2.1. Proses Fisi Nuklir (IAEA, 2015)
Nuklida yang mengalami reaksi fisi segera setelah menangkap neutron disebut nuklida fisil. Nuklida fisil juga dapat membelah pada saat menangkap neutron cepat, tetapi kebolehjadian reaksi fisi menurun nilainya untuk neutron dengan energi kinetik yang semakin besar. Nuklida fisil utama yaitu 235U dan 239Pu.
Satu-satunya nuklida fisil alami adalah 235U (IAEA,2015).
Reaksi fisi 235U seperti ditunjukkan pada Gambar 2.2 dengan energi 200 MeV, dua atau tiga neutron, dua inti fragmen fisi, serta sinar gamma dan neutrino.
Fragmen fisi mengalami peluruhan radioaktif dengan menghasilkan produk fisi.
Berikut merupakan gambar untuk reaksi fisi 235U.
A B C D
commit to user commit to user
Gambar 2.2. Reaksi Fisi Uranium 235 (Lewis, 2008)
Sekitar 200 MeV energi yang dilepaskan oleh reaksi fisi muncul sebagai energi kinetik dari fragmen fisi, neutron dan sinar gamma, sedangkan yang berasal dari peluruhan radioaktif partikel beta, sinar gamma, dan neutrino dipancarkan sebagai hasil fisi. Energi kinetik ini berubah menjadi panas sebagai hasil dari interaksi produk fisi dengan medium sekitar (Lewis, 2008).
2.2.1. Reaksi Fisi Berantai
Telah dijelaskan sebelumnya, bahwa reaksi fisi 235Umenghasilkan dua atau tiga neutron cepat dan energi sebesar 200 MeV, sedangkan reaksi fisi hanya membutuhkan sebuah neutron termal. Neutron cepat yang dihasilkan dari reaksi fisi jika energinya menurun menjadi termal dan kemudian bereaksi dengan 235U memungkinkan untuk terjadi reaksi fisi kembali. Hal tersebut dapat diartikan bahwa, satu reaksi fisi dapat menghasilkan beberapa reaksi fisi berikutnya, begitu seterusnya. Reaksi ini dinamakan reaksi fisi berantai (Suharyana & Khakim, 2016).
2.2.2. Tampang Lintang Mikroskopis Fisi
Besaran tampang lintang mikroskopis fisi 𝜎𝑓 adalah nilai kebolehjadian sebuah neutron dan inti berinteraksi membentuk inti gabung yang kemudian membelah. Nuklida dapat belah yang digunakan untuk bahan bakar reaktor adalah
235U dan 238U. Neutron cepat hasil fisi terdifusi ke dalam atom di sekitarnya serta berinteraksi dengan atom terdekat. Jika neutron termal berinteraksi dengan nuklida fisil, maka hanya satu dari 3 interaksi yang mungkin terjadi, hamburan elastis, commit to user commit to user
tangkapan radiatif dan fisi. Tampang lintang mikroskopis ketiganya diberi simbol 𝜎𝑠, 𝜎𝛾 dan 𝜎𝑓. Tampang lintang 𝜎𝑠 memiliki nilai yang paling kecil sehingga, kejadian yang paling mungkin yaitu tangkapan radiatif dan fisi. Grafik tampang lintang fisi untuk 235U dan 238U ditunjukkan pada Gambar 2.3 dan Gambar 2.4.
Besaran yang sering digunakan dalam perancangan teras reaktor yaitu perbandingan kebolehjadian reaksi tangkapan dengan fisi
𝛼 = 𝜎𝛾
𝜎𝑓 (2.1)
Nilai 𝛼 bergantung pada energi neutron. Nilai 𝛼 untuk 235U sebesar 0,169 untuk neutron berenergi termal 0,0253 eV (Suharyana & Khakim, 2016).
Gambar 2.3 Tampang lintang fisi 235U (Stacey, 2010)
Gambar 2.4. Tampang lintang fisi 238U (Stacey,2010) commit to user
commit to user
Gambar 2.5. Tampang lintang 238U (Fisher,1989) 2.3. Tampang Lintang Makroskopis
Konsep tampang lintang makroskopis dapat dijelaskan sebagai berikut.
Seberkas neutron bergerak sepanjang sumbu-x dengan intesitas sebelum mengenai sasaran sebesar 𝐼0. Sebagian neutron dihamburkan, sebagian diserap dan sebagian lagi tidak berinteraksi apapun. Intensitas neutron yang tidak berinteraksi apapun sebesar 𝐼(𝑥) dan memasuki sasaran sebesar dx. Misalkan banyaknya atom sasaran tiap cm2 pada sasaran setebal dx adalah 𝑑 𝑁 𝐴 = 𝑁 𝑑𝑥 dimana N adalah kerapatan inti sasaran, maka laju reaksi total tiap satuan luas adalah
𝑑 𝑅 = 𝜎𝑡𝑑 𝑁 𝐴
= 𝜎𝑡𝑑 𝑁 𝐴 (2.2.)
Intensitas neutron berkurang setelah melewati dx, maka nilainya menjadi
−𝑑𝐼(𝑥) = −{𝐼(𝑥 + 𝑑𝑥) − 𝐼(𝑥)}
= 𝜎𝑡𝐼 𝑁 𝑑𝑥 (2.3.)
Persamaan 2.3 diintegralkan dengan syarat batas intensitas neutron di 𝑥 = 0 adalah I0, penyelesaiannya adalah
𝐼(𝑥) = 𝐼0𝑒−𝑁𝜎𝑡𝑥
= 𝐼0𝑒−Σ𝑡𝑥 (2.4.)
commit to user commit to user
Besaran 𝑁 𝜎𝑡 ditulis dengan symbol Σ𝑡 yang dinamakan tampang lintang makroskopis total. Besaran tersebut dapat dideskripsikan sebagai kebolehjadian tiap satuan panjang perjalanan neutron akan bereaksi dengan sebuah inti. Karena 𝑑𝐼(𝑥) adalah banyaknya neutron yang menumbuk inti ketika menembus sasaran sejauh dx maka 𝑑𝐼(𝑥)
𝐼 (𝑥) = Σ𝑡𝑑𝑥 adalah kebolehjadian neutron tidak mengalami tumbukan ketika menembus sasaran sejauh x lalu menumbuk inti ketika menempuh jarak selanjutnya sejauh dx. Sedangkan untuk fraksi neutron yang telah menempuh jarak sejauh x tanpa menumbuk apapun ditafsirkan sebagai kebolehjadian sebuah neutron bergerak sejauh x ditulis dengan besaran 𝐼(𝑥)
𝐼0 = 𝑒𝑒−Σ𝑡𝑥. Kebolehjadian sebuah neutron menumbuk inti ketika menempuh jarak dx adalah
𝑝(𝑥) 𝑑𝑥 = Σ𝑡𝑒(−Σ𝑡𝑥)𝑑𝑥 (2.5)
Jalan bebas adalah jarak yang ditempuh sebuah neutron setelah berinteraksi yang kemudian berinterasi lagi, sedangkan jarak rata-rata antara interaksi-interaksi disebut dengan jalan bebas rerata diberi simbol 𝜆.
𝜆 = ∫ 𝑥𝑝(𝑥)𝑑𝑥0∼
= Σ𝑡∫ 𝑥𝑒0∼ (−Σ𝑡𝑥)𝑑𝑥 = 1/Σ𝑡 (2.6) Persamaan di atas hanya berlaku untuk nuklida tunggal. Sedangkan untuk 2 jenis nuklida misalnya X dan Y yang terdiri 𝑁𝑥 dan 𝑁𝑦 atom/cm3 sedangkan untuk tampang lintang 𝜎𝑋 dan 𝜎𝑌 maka tampang lintang total makrokopis
Σ𝑡𝑜𝑡𝑎𝑙 = Σ𝑋+ Σ𝑌
= N𝑋σ𝑋+ N𝑌σ𝑌 (2.7) (Suharyana & Khakim, 2016).
2.4. Fluks Neutron
Banyaknya tumbukan tiap cm3/detik yang diakibatkan oleh berkas neutron mono energetik dengan intensitas 𝐼 ketika menumbuk sasaran adalah
𝐹 = Σ𝑡𝐼 (2.8)
commit to user commit to user
Dengan Σ𝑡 adalah tampang lintang makroskopis total. Jika ditinjau beberapa berkas neutron yang masing-masing memiliki intensitas dan energi tertentu yang nengarah pada inti sasaran, maka laju interaksinya adalah
𝐹 = Σ𝑡(𝐼𝐴+ 𝐼𝐵+ 𝐼𝐶+ ⋯ )
= Σ𝑡(𝑛𝐴+ 𝑛𝐵+ 𝑛𝐶 + ⋯ )𝑣 (2.9) Pada persamaan (2.9) ditunjukkan bahwa nilai (𝑛𝐴, 𝑛𝐵, 𝑛𝐶) adalah densitas masing-masing berkas neutron, sedangkan 𝑣 merupakan kecepatan neutron maka 𝑛 merupakan nilai densitas total neutron yang mengenai sasaran. Dengan demikian persamaan 2.10 dapat ditulis
𝐹 = Σ𝑡𝑛𝑣
= Σ𝑡𝜙 (2.10) Dimana 𝜙 diartikan sebagai besaran fluks neutron yang memiliki satuan neutron/cm2-detik
𝜙 = 𝑛𝑣 (2.11)
(Suharyana & Khakim, 2016).
2.5. Spektrum Energi Neutron
Spektrum energi fluks neutron 𝜙(𝐸), atau disingkat dengan spektrum neutron merupakan besaran yang menyatakan jumlah neutron (per satuan energi) yang berada disekitar energi E dan E+dE (Yazid, 2005). Berdasarkan energi kinetiknya neutron dibagi menjadi neutron termal (𝐸𝑘 < 1eV), neutron epitermal (𝐸𝑘~1eV − 1keV), neutron lambat (𝐸𝑘~1 keV − 100 keV) dan neutron cepat (𝐸𝑘 > 100 keV).
Yang dimaksud dengan neutron termal memiliki energi sebesar 0,025 eV (Suharyana dan Khakim, 2016).
Bentuk spektrum neutron di dalam teras dipengaruhi oleh beberapa faktor seperti komposisi dan jenis bahan teras, konfigurasi teras serta suhu maupun daya reaktor. Pada Gambar 2.6 ditunjukkan spektrum neutron pada reaktor termal. commit to user commit to user
Gambar 2.6. Spektrum neutron pada reaktor termal (Yazid, 2000) Pada daerah I merupakan daerah kelompok energi termal, yaitu < 0,6 eV.
Sedangkan daerah II merupakan daerah kelompok energi menengah yang berkisar antara 0,6 eV sampai dengan 0,1 MeV. Untuk daerah III merupakan daerah neutron cepat (Yazid, 2000).
2.6. Laju Reaksi
Pada persamaan 2.11 telah ditunjukkan besar 𝜙, maka besarnya laju reaksi dapat dihitung dengan persamaan
𝑅 = 𝜙Σ (2.12)
dengan Σ = 𝑁 𝜎 maka
𝑅 = 𝜙𝑁𝜎 (2.13) N adalah rapat atom dengan satuan atom/cm3 (Suharyana & Khakim, 2016).
2.7. Rumus Enam Faktor
Faktor multiplikasi tak behingga 𝑘∞ digunakan pada reaktor yang ukurannya tak berhingga sehingga tidak ada neutron yang bocor
Di dalam reaktor dengan ukuran tertentu dapat dipastikan terjadi kebocoran neutron yang keluar teras. Pada reaktor seperti ini digunakan besaran 𝑘𝑒𝑓𝑓 faktor
commit to user commit to user
multiplikasi efektif. Faktor multiplikasi efektif merupakan perbandingan antara neutron yang dihasilkan oleh reaksi fisi dalam satu generasi dengan jumlah neutron pada generasi sebelumnya. Nilai ini sudah memperhitungkan kebocoran neutron.
Hubungan antara 𝑘∞ dan 𝑘𝑒𝑓𝑓 yaitu
𝑘𝑒𝑓𝑓 = 𝑘∞𝐿𝑓𝐿𝑡 (2.14)
Faktor mutlipikasi tak terhingga dinyatakan dengan:
𝑘∞= 𝜀𝑝𝑓𝜂 (2.15)
Proses pertama pada neutron generasi pertama yaitu mengalami fisi cepat.
Fisi cepat merupakan fisi yang disebabkan oleh neutron yang berada pada rentang energi cepat. Ketika neutron cepat hasil fisi ditangkap oleh kedua nuklida 235U atau
238U maka mungkin terjadi reaksi fisi. Akibatnya populasi neutron cepat pada satu generasi bertambah. Faktor fisi cepat (𝜀) dinyatakan sebagai perbandingan antara neutron cepat yang dihasilkan semua fisi dan neutron cepat yang dihasilkan oleh fisi termal. Besaran tersebut dinyatakan pada persamaan 2.16. Nilai 𝜀 dipengaruhi oleh susunan dan konsentrasi dari bahan bakar dan moderator (DOE, 1993).
𝜀 = # neutron cepat yang dihasilkan oleh semua fisi
# neutron cepat yang dihasilkan olehfisi termal (2.16) Peningkatan jumlah neutron dari hasil fisi cepat menyebabkan cacah neutron cepat bertambah banyak. Selanjutnya neutron ini akan terdifusi di atom material reaktor. Selama perjalanannya, neutron berinteraksi dengan nuklida bahan bakar dan non bahan bakar serta moderator sehingga kehilangan energi tiap kali berinteraksi. Ketika energinya turun menjadi sekitar 6 – 200 eV, terdapat peluang untuk diserap oleh 238U namun tidak menghasilkan fisi. Probabilitas neutron yang berhasil mencapai energi termal dengan neutron cepat yang mulai melambat dinyatakan dengan probabilitas lolos resonansi dan dituliskan pada persamaan 2.17 (DOE,1993).
𝑝 =# neutron yang berhasil mencapai energi termal
# neutron cepat yang mulai melambat (2.17)
Nilai 𝑝 dipengaruhi oleh susunan bahan bakar, moderator serta pengayaan
235U yang digunakan. Selain itu, pada reaktor dengan moderator air serta pengayaan
235U rendah, probabilitas lolos dipengaruhi oleh kenaikan suhu bahan bakar yang commit to user
commit to user
menyebabkan naiknya nilai serapan 238U akibat efek Doppler sehingga, nilai probabilitas lolos resonansi menjadi lebih kecil.
Neutron termal terdifusi di material penyusun teras reaktor serta memiliki kebolehjadian diserap oleh material lain maupun material bahan bakar. Faktor utilitas termal menggambarkan ukuran efektiftitas neutron yang berhasil mencapai energi termal dan diserap bahan bakar. Nilai tersebut dinyatakan pada persamaan 2.18.
𝑓 = # neutron termal yang diserap bahan bakar
# neutron termal yang diserap oleh seluruh material reaktor (2.18) Sebagian neutron yang diserap bahan bakar akan menyebabkan fisi. Faktor reproduksi 𝜂 didefinisikan sebagai perbandingan neutron cepat hasil fisi oleh neutron termal dengan neutron termal yang diserap bahan bakar. Nilai faktor reproduksi ditunjukkan pada persamaan 2.19.
𝜂 = # neutron cepat hasil fisi oleh neutron termal
# neutron termal yang diserap bahan bakar (2.19)
Besaran 𝐿𝑓 dan 𝐿𝑡 merupakan kebolehjadian neutron cepat dan neutron lambat tidak bocor,
𝐿𝑓 =# neutron cepat tidak bocor dari reaktor
#neutron cepat hasil fisi (2.20)
dan
𝐿𝑡 = # neutron termal tidak bocor dari reaktor
#neutron yanyg berhasil mencapai energi termal (2.21)
commit to user commit to user
Gambar 2.7. Contoh siklus hidup neutron satu generasi dengan 𝑘𝑒𝑓𝑓 = 1 (DOE, 1993).
Nilai 𝑘𝑒𝑓𝑓 diperoleh dengan persamaan
𝑘𝑒𝑓𝑓 = 𝜀𝐿𝑓𝑝𝐿𝑡𝑓𝜂 (2.22)
= # neutron hasil fisi pada generasi ke 𝑖
# (neutron diserap+neutron bocor) generasi ke 𝑖−1
(Suharyana & Khakim. 2016)
commit to user commit to user
2.8. Reaktivitas dan Koefisien Reaktivitas
Reaktivitas adalah besaran yang menunjukkan perubahan faktor multiplikasi efektif yang disebakan oleh kondisi reaktor. Nilai 𝑘𝑒𝑓𝑓 akan berubah jika terjadi perubahan operasi reaktor, seperti perubahan letak batang kendali, susunan teras, masuknya sumber neutron maupun penyerap neutron ke dalam teras (Deen et al, 2001).
Nilai 𝑘𝑒𝑓𝑓 tidak selalu konstan dikarenakan nilai tersebut menunjukkan perbandingan populasi neutron pada suatu generasi dibandingkan dengan generasi sebelumnya. Dikarenakan tidak selalu konstan maka perubahan nilai 𝑘𝑒𝑓𝑓 dapat dinyatakan dengan besaran reaktivitas yang didefinisikan sebagai
𝜌 =𝑘𝑒𝑓𝑓−1
𝑘𝑒𝑓𝑓 (2.23)
Dari persamaan di atas dapat dilihat bahwa nilai 𝜌 bergantung pada nilai 𝑘𝑒𝑓𝑓. Jika nilai 𝑘𝑒𝑓𝑓 > 1 reaktor superkritis, maka 𝜌 bernilai lebih dari 0. Jika nilai 𝑘𝑒𝑓𝑓 = 1, reaktor kritis, maka 𝜌 bernilai sama dengan 0. Reaktor subkritis jika 𝑘𝑒𝑓𝑓 < 1 dan 𝜌 < 0. Oleh karena itu, kondisi reaktor dapat dinyatakan berdasarkan nilai 𝜌. Semakin besar nilai 𝜌 maka semakin jauh dari kondisi kritis (Suharyana &
Khakim, 2016).
2.8.1. Koefisien Reaktivitas
Koefisien reakivitas merupakan bilangan yang menyatakan pengaruh- pengaruh terhadap reaktivitas, yang dapat dinyatakan dengan persamaan berikut
𝛼𝓍 = ∆𝜌
∆𝓍 (2.24)
Pada persamaan 2.24, 𝓍 merupakan faktor yang mempengaruhi nilai reaktivitas. Nilai 𝓍 dapat menyebabkan penambahan reaktivitas positif ataupun negatif. Jika 𝛼𝓍 bernilai positif maka sistem dikatakan memiliki reaktivitas positif dan apabila negatif maka reaktivitasnya negatif. Suatu reaktor harus diupayakan memiliki nilai reaktivitas total negatif (Suharyana & Khakim, 2016).
commit to user commit to user
Setiap perubahan nilai masing-masing faktor pada rumus enam faktor nilai 𝑘𝑒𝑓𝑓 berpengaruh terhadap perubahan reaktivitas. Penyebab perubahan nilai reaktivitas yaitu:
1. Perubahan daya reaktor.
2. Penurunan fluks neutron dan peningkatan populasi neutron yang tidak lolos tangkapan resonansi. Ini akibat dari jangka waktu pemakaian reaktor yang cukup lama yang menyebabkan konsentrasi nuklida 235U semakin berkurang sedangkan konsentrasi 238U relatif konstan.
3. Terbentuknya racun reaktor yaitu 135Xe dan 149Sm. Racun reaktor memiliki tampang lintang serapan besar, sehingga menyebabkan populasi neutron berkurang. Hal tersebut menyebabkan racun reaktor sebagai penyumbang reaktivitas negatif.
2.9. Koefisien Reaktivitas Suhu Bahan Bakar
Perubahan konsentrasi bahan bakar berpengaruh terhadap perubahan suhu teras. Koefisien reaktivitas suhu bahan bakar juga biasa disebut dengan koefisien Doppler nuklir. Suhu bahan bakar mempengaruhi daya reaktor. Nilai negatif koefisien reaktivitas suhu bahan bakar lebih penting dibandingkan nilai negatif koefisien suhu moderator (Jevremovic, 2009).
2.10. Koefisien Reaktivitas Suhu Moderator
Koefisien suhu moderator didefinisikan sebagai perubahan reaktivitas rata- rata yang diakibatkan oleh suhu moderator. Desain reaktor yang baik memiliki koefisien suhu moderator yang negatif, karena hal tersebut merupakan kemampuan reaktor mengatur dirinya sendiri (self-regulating effect) (Jevremovic, 2009).
2.11. Doppler Broadening
Nilai besaran tampang lintang dipengaruhi oleh energi neutron yang berinteraksi. Tampang lintang bergantung pada energi relatif dari interaksi neutron dengan inti atom. Energi relatif identik dengan energi neutron ketika inti atom commit to user commit to user
dalam kondisi diam. Ketika inti atom bergetar, neutron dengan energi resonansi akan diserap oleh inti tersebut.
Energi getaran meningkat bersamaan dengan meningkatnya suhu, begitu pula rentang energi relatif neutron dengan inti. Hal ini berarti rentang kecepatan neutron mejadi lebih lebar, bersamaan dengan pelebaran puncak serapan. Berdasarkan hasil dari efek Doppler, pelebaran puncak resonansi terjadi ketika peningkatan suhu, efek ini disebut dengan Doppler broadening. Sedangkan tampang lintang pada energi resonansi nilainya berkurang bersamaan dengan peningkatan suhu. Bentuk perubahan tampang lintang ketika terjadi perubahan temperatur ditunjukan pada Gambar 2.8.
Gambar 2.8. Doppler broadening: perubahan tampang lintang terhadap suhu (Jevremovic, 2009)
2.12. Reaktor
Reaktor dapat diartikan sebagai tempat berlangsungnya reaksi. Jika ditinjau pada proses reaksinya maka terdapat beberapa jenis reaktor, yaitu reaktor kimia, reaktor bakar dan reaktor nuklir. Reaktor yang di dalamnya terjadi reaksi kimia maka disebut sebagai reaktor kimia, sebagai contoh yaitu reaktor yang terpasang pada pabrik. Reaktor bakar apabila yang terjadi di dalamnya berupa reaksi
commit to user commit to user
pembakaran, sedangkan reaktor nuklir yaitu tempat berlangsungnya reaksi fisi nuklir berantai.
Reaktor nuklir dapat dibedakan berdasarkan fungsi, bahan pendingin, dan bahan moderator. Reaktor nuklir berdasarkan fungsinya dibedakan menjadi 2 yaitu, reaktor penelitian atau riset dan reaktor daya. Reaktor riset yaitu reaktor nuklir yang didisain untuk penelitian, pengujian bahan, pelatihan maupun memproduksi isotop.
Sedangkan reaktor daya yaitu reaktor nuklir yang digunakan untuk menghasilkan daya listrik atau sebagai pembangkit tenaga listrik. Perbedaan dari kedua reaktor ini yaitu reaktor penelitian memanfaatkan neutron yang dihasilkan dari reaksi nuklir untuk keperluan penelitian dan produksi isotop. Panas yang dihasilkan reaktor ini diupayakan sekecil mungkin agar dapat dibuang ke lingkungan. (Adiwardojo et al., 2010).
Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) menggunakan panas yang dihasilkan oleh reaktor daya. Neutron yang dihasilkan sebagian diserap dengan batang kendali dan sebagian diubah menjadi neutron untuk meneruskan reaksi berantai (Adiwardojo et al., 2010). Prinsip kerja dari PLTN adalah sebagai berikut.
Reaktor daya menghasilkan panas yang diakibatkan oleh reaksi fisi nuklir. Energi panas ini diambil dari teras reaktor menggunakan air dan digunakan untuk menghasilkan uap air bertekanan tinggi. Selanjutnya uap digunakan untuk memutar turbin, yang dihubungkan ke generator listrik. Air panas bertekanan tinggi yang digunakan untuk menghasilkan uap diubah kembali menjadi fasa air menggunakan condenser kemudian dipompakan kembali ke teras reaktor (Peryoga, 2007).
Karakteristik sistem keselamatan PLTN terdiri dari keselamatan inheren, sistem pasif dan sistem aktif. HTGR digolongkan sebagai reaktor Generasi IV karena memiliki keselamatan inheren (Peng et al., 2016). Karakteristik keselamatan inheren pada setiap reaktor berbeda, namun pada dasarnya memanfaatkan hukum alam. Karakteristik dari keselamatan inheren salah satunya yaitu membatasi terjadinya penyimpanan daya yang mungkin dapat menyebabkan shut down.
Prinsip keselamatan reaktor salah satunya yaitu defense in depth, artinya reaktor memiliki fitur keselamatan berlapis. Pencegahan merupakan pertahanan awal. Pada tahap ini pemberian faktor keselamatan pada setiap desain sistem commit to user commit to user
menjadi sangat penting. Selanjutnya yaitu tahap perlindungan, berupa penyediaan suatu sistem untuk shut down secara cepat sehingga reaksi fisi dapat dihentikan dengan segera, serta pengaktifan fitur keselamatan lainnya. Sistem pendingin teras didesain untuk mampu mengantisipasi terjadinya kehilangan pendinginan akibat kebocoran serta penyediaan alat penyuplai daya cadangan ketika terjadi kegagalan pada penyuplai daya utama (Arindya & Hermanto, 2012).
2.12.1. Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN)
BAPETEN adalah Lembaga Pemerintah non Kementerian yang bertanggung jawab dan berada langsung di bawah Presiden. Tugas pokok BAPETEN meliputi pengawasan terhadap segala pemanfaatan tenaga nuklir dengan menyelenggarakan peraturan, perizinan dan inspeksi. Pelaksanaan tugas tersebut guna memenuhi beberapa tujuan, di antaranya terjamin kesejahteraan, keamanan dan ketentraman masyarakat, menjamin keselamatan dan kesehatan pekerja dan anggota masyarakat serta perlindungan terhadap lingkungan hidup. Dalam bidang hukum, bertujuan memelihara tertib hukum dalam pelaksanaan pemanfaatan tenaga nuklir serta meningkatkan kesadaran hukum pengguna.
Ketentuan keselamatan desain reaktor daya tercantum dalam Perka BAPETEN No 3 Tahun 2011. Pada pasal 16 dijelaskan mengenai tim independen yang bertugas mengevaluasi desain reaktor daya yang memenuhi kriteria keselamatan, keandalan serta mutu yang sesuai dengan peraturan perundang- undangan, kode dan standar melalui verifikasi dan penilaian keselamatan desain, penetapan standar teknis, persetujuan dokumen teknis kunci dan penerapan budaya keselamatan (bapeten.go.id).
2.13. Reaktor Generasi ke Generasi
Reaktor generasi I merupakan prototip awal reaktor daya yang didisain dari 1950 sampai 1960. Contoh reaktor pada generasi ini yaitu Shippingport (1957- 1982) di Pennsylvania, Dresden-1 (1960-1978) di Illinois dan Calder Hall-1 (1956- 2003). Reaktor pada generasi ini beroperasi pada tingkat untuk membuktikan konsep reaktor daya untuk PLTN. commit to user commit to user
Reaktor generasi II merupakan reaktor komersil yang didesain agar memenuhi nilai ekonomis dan dapat diandalkan. Reaktor ini didesain untuk masa operasional selama 40 tahun. Prototip dari jenis reaktor ini yaitu pressurized water reactors (PWR), CANada Deuterium Uranium (CANDU), boiling water reactors (BWR), advanced gas-cooled reactors (AGR), dan Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactors (VVER). Light Water Reactor (LWR) menggunakan fitur keselamatan aktif tradisional dengan melibatkan operasi mekanik secara otomatis atau dapat pula melibatkan operator reaktor nuklir.
Perkembangan selanjutnya yaitu reaktor generasi III yang merupakan pengembangan reaktor generasi II. Perkembangan yang dilakukan yaitu meliputi teknologi bahan bakar, efisiensi termal, dan system keamanan yang memprioritaskan keamanan pasif dibandingkan keamanan aktif seperti sebelumnya.
Generasi selanjutnya yaitu perkembangan dari reaktor generasi III yang dinamakan reaktor generasi III+. Generasi ini menawarkan perkembangan yang signifikan terutama mengenai keamaannya. Perkembangan yang paling signifikan reaktor generasi III+ dari desain reaktor generasi II adalah gabungan dari beberapa desain fitur keselamatan pasif (Goldberg dan Rosner, 2011).
Generasi terbaru yaitu generasi IV berada pada tahap pengembangan inovatif dari generasi sebelumnya. Aspek perkembangan generasi IV meliputi keberlanjutan, ekonomi, keselamatan dan kehandalan, serta pencegahan pemanfaatan senjata nuklir dan proteksi fisik.
Reaktor VHTR merupakan salah satu contoh dari reaktor generasi IV. VHTR memiliki beberapa keunggulan diantaranya sistem VHTR unggul dalam hal aspek keselamatan dan kehandalan. Sistem keselamatan VHTR melekat di bahan bakar dan sistem reaktor.
Terdapat dua jenis teras VHTR yaitu tipe prismatik dan tipe pebble bed.
Keduanya menggunakan bahan bakar berbentuk TRISO (TRistructural-ISOtropic).
Setiap lapisan TRISO memiliki kegunaan masing-masing, salah satunya untuk mencegah kebocoran nuklida produk fisi dan juga menjaga struktur reaktor tidak meleleh dalam kondisi apapun. Partikel berlapis terdistribusi secara acak dalam sel commit to user commit to user
kompak bahan bakar untuk tipe prismatic dan dalam bentuk bola bahan bakar untuk tipe pebble bed (Anggoro et al., 2013)
2.14. High Temperature Reactor 10 MW (HTR-10)
HTR-10 merupakan prototip reaktor daya generasi IV dengan daya maksimal 10 MW. Teras reaktor dapat dideskripsikan sebagai silinder yang terhubungkan dengan sebuah kerucut yang berada di bagian bawah. Kerucut itu terhubung dengan sistem manajemen bahan bakar. Diagram model HTR-10 ditunjukkan pada Gambar 2.4. Teras diisi oleh bola yang berdiameter 6 cm, atau biasa disebut dengan pebble.
Bentuk pebble ditunjukkan pada Gambar 2.5. Terdapat dua jenis pebble yaitu pebble bahan bakar dan pebble moderator. Pebble bahan bakar terdapat dua bagian yaitu bagian pertama merupakan bagian yang terkandung di dalam bola yang berdiameter 5 cm atau biasa disebut dengan bagian bahan bakar. Pada bagian pebble bahan bakar terdapat matriks grafit dengan bola-bola kecil di dalamnya atau biasa disebut dengan bagian partikel. Bagian yang kedua yaitu antara batas luar dari bagian bahan bakar dan permukaan pebble yang terdiri dari grafit dan dapat dianggap sebagai bagian moderasi (Hosseini, 2012).
commit to user commit to user
Gambar 2.9. Penampang melintang HTR-10 (Chen and Zhang, 2016)
2.14.1. Bahan Bakar
Bahan bakar uranium pada HTR 10 diselubungi oleh empat lapisan, yaitu Karbon, IPyC (Inner Pyrolytic Coating), SiC (Silicon Carbides) dan OPyC (Outer Pyrolytic Coating). (Lihat pada gambar 2.5) (Oktajianto,2015). Salah satu material penyusun TRISO adalah SiC. SiC merupakan material keramik yang memiliki ikatan ionik yang tinggi dan tahan terhadap suhu tinggi. Material SiC memiliki ketahanan saampai suhu 2.2000C-2.7000C. Selain itu, material SiC tergolong material yang keras dan tahan terhadap abrasive (Kurniawati, 2011). Fungsi karbon pada SiC adalah sebagai material moderator.
Pebble dengan diameter 6,0 cm di dalamnya terdapat zona bahan bakar dengan diameter 5,0 cm. Perbandingan antara cacah bola bahan bakar dan bola moderator pada teras aktif adalah 57/43. Sedangkan dinding teras reaktor tersusun atas grafit dan borated graphite bricks. Reaktor memiliki 10 batang kendali yag commit to user commit to user
terdistribusi disekitar teras dan berada di dalam reflektor grafit. Batang kendali menggunankan B4C sebagai penyerap neutron (Hosseini, 2012).
Gambar 2.10. Bahan bakar berbentuk pebble (Oktajianto dkk, 2015)
2.14.2. Pebble Bed
Kadak (2005) menyebutkan berdasarkan hasil studi di Massachusetts Institute of Technology (MIT) pebble bed menjadi pilihan model bahan bakar reaktor Generasi IV disebabkan oleh beberapa alasan, diantaranya:
• Aman. Hal ini dikarenakan material pebble bed tidak mungkin meleleh walaupun sistem pendingin tidak berhungsi. Material hasil fisi tidak terpapar ke lingkungan.
• Pebble bed berukuran kecil. Dengan ukuran yang kecil dan kebutuhan daya yang besar maka dari segi ekonomi merupakan hal yang menguntungkan, dikarenakan membutuhkan investasi dan waktu yang tidak cukup lama untuk memproduksi.
• Pengisian bahan bakar secara otomatis dinilai sebagai keuntungan utama.
Reaktor pebble bed secara kontinu dapat dilakukan pengisian ulang bahan bakar dengan memindahkan bahan bakar yang telah digunakan dan memasukkan bahan bakar baru tanpa harus mematikan reaktor (Kadak, 2005).
2.14.3. Batang Kendali dan Iradiator
Batang kendali pada HTR-10 sebanyak 10 buah dan irradiator sebanyak 3 buah yang ditempatkan pada reflektor bagian samping. Bahan penyusun utama
6 cm
5 cm
commit to user commit to user
batang kendali dan irradiator berupa Boronated carbon (B4C). Spesifikasi batang kendali sebagai berikut :
a. Diameter : 13 cm
b. Koordinat radial dari titik tengah reaktor : 102,1 cm
c. Massa jenis B4C : 1,7 gram/cm3
(IAEA,2003)
Batang kendali berfungsi untuk mengendalikan reaktivitas, baik menurunkan atau menaikannya guna mengatur daya reaktor. Batang kendali dapat diatur posisinya, dimasukkan sepenuhnya atau sebagian atau dikeluarkan semuanya dari teras (Jevremovic, 2009)
2.14.4. Moderator dan Pendingin
Material penyusun moderator pada HTR-10 berupa grafit. Pendingin HTR- 10 menggunakan gas helium. (Lewis, 2008). HTR merupakan reaktor temperatur tinggi yang menggunakan gas helium sebagai pendingin. Penggunaan gas helium sebagai pendingin dikarenakan karakteristiknya sebagai gas ideal (gas inert). Selain itu, karena sifat fisik maupun sifat kimia gas helium tidak mengalami perubahan pada suhu tinggi. Karakteristik lainnya berupa tidak bereaksi dengan gas atau zat lain (Supriatna, 2009).
2.14.5. Reflektor
HTR-10 menggunakan reflektor dengan material penyusun berupa grafit.
Reflektor memiliki tiga bagian yaitu, reflektor atas, reflektor bawah dan reflektor samping. Fungsi reflektor adalah memantulkan neutron yang akan bocor untuk kembali ke teras.
2.15. MVP
Metode Monte Carlo sering digunakan untuk perhitungan transport partikel baik neutron, foton, ataupun lainnya pada sistem geometri tiga dimensi. Metode ini memiliki fitur unik untuk menjelaskan detail geometri dengan menggunakan kemampuan mendeskripsikan geometri secara fleksibel. Metode Monte Carlo commit to user commit to user
memiliki karakteristik diantaranya terdapat data nuklir untuk setiap nilai energi tanpa menggunakan pendekatan gabungan dan tumbukan partikel dengan materi diperhitumkan secara tepat. Metode ini telah sukses digunakan untuk mendesain secara akurat teras reaktor, keamanaan reaktor berdasarkan nilaikritikalitas dan lain sebagainya. Prinsip metode Monte Carlo untuk perhitungan neutronik adalah merunut jejak partikel neutron dimulai ketika neutron lahir hingga neutron menghilang karena bocor atau diserap sebagaimana dapat dilihat pada Gambar 2.7.
Waktu perhitungan yang lama dibutuhkan untuk mendapatkan hasil yang terpercaya, dikarenakan Monte Carlo merupakan metode statistik. Hal tersebut menyebabkan perhitungan membutuhkan komputer dengan kecepatan tinggi.
Perkembangan perangkat keras komputer berkecepatan tinggi mampu meninimalisir biaya tetapi juga perluasan secara drastis pada penerapan metode Monte Carlo. Terdapat dua acara yaitu, pertama menggunakan proses aritmatika vektor dan yang lainnya menggunakan proses aritmatika scalar secara parallel. Pada Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI) telah dipelajari mengenai algoritma komputasi untuk meningkatkan performa pada vektor dan paralel superkomputer. Selain itu telah dikembangkan Monte Carlo Code MVP (metode energi kontinyu) dan GMVP (metode multigrup).
Fitur pada MVP/GMVP yang paling utama adalah algoritma pada MVP/GMVP cocok untuk vektor superkomputer. Semenjak dikembangkannya code Monte Carlo skalar berdasarkan pada history-based algorithm, maka peningkatan kecepatan tidak dapat diharapkan dengan perhitungan vektor. Akan tetapi, peningkatan kecepatan secara drastic dimungkinkan dengan cara menggunakan vectorized code dengan event-basd algorithm. MVP/GMVP telah mencapai kecepatan lebih dari 10 kali dibandingkan dengan code skalar pada Fujitsu FACOM/VP-2600 untuk masalah yang sama. Keunikan dari code MVP/GMVP diantaranya yaitu perhitungan perubahan temperatur dan pemodelan secara statistical geometry (Nagaya et al., 2005).
commit to user commit to user
