Pelatihan Nasional Basic Proffesional Training Course on Nuclaer Safety Pusat Pendidikan dan Pelatihan, BATAN

PRINSIP REAKTOR NUKLIR

Pelatihan Nasional Basic Proffesional Training Course on Nuclaer Safety Pusat Pendidikan dan Pelatihan, BATAN

Daftar Isi

 REAKSI FISSI

•

Reaksi fissi berantai

•

Distribusi energi reaksi fissi U235

•

Rendemen fissi U235

•

Pengkondisian & Pengendalian reaksi fissi

 ASPEK NEUTRONIK

•

Parameter neutronik

•

Siklus neutron dalam reaktor

•

Faktor multiplikasi

•

Termalisasi neutron

•

Distribusi fluks Maxwellian

Kesetaraan Massa dan Energi

Einstein: Massa adalah bentuk

lain energi

E=mc

2

REAKSI FISSI

Menjelaskan tentang proses,

karakteristika, pemanfaatan dan

konsep pengendalian reaksi fissi,

Reaksi fissi berantai

 Proses reaksi fissi (berdasarkan liquid drop model)

 Setelah pembelahan terdapat defek massa 0.215 amu = 200 MeV (1 amu setara 931 MeV).

 Energi sebesar 200 MeV didistribusikan sebagai berikut :

U235 Inti U236 tereksitasi U236 stabil U236 tak stabil neutron fraksi

belah belahfraksi

neutron

neutron

radiasi

Distribusi energi reaksi fissi U

235

 Energi kinetik fraksi belah 165 MeV

 Energi kinetik neutron ± 2 MeV

 _{Energi radiasi sinar gamma (}

γ

_{) langsung 8 MeV}  _{Energi radiasi}

β

_dan

γ

_{peluruhan hasil belah 16 MeV}

 Energi partikel netral neutrino ± 9 MeV

T O T A L 200 MeV

Energi neutrino tidak menimbulkan timbulnya energi termal dalam reaktor nuklir

Reaksi fissi berantai

 Proses reaksi fissi (berdasarkan liquid drop model)

 Setelah reaksi fissi, timbul dua fraksi belah yang mempunyai berat tidak selalu sama, dan mengikuti pola sebagai gambar berikut U235 Inti U236 tereksitasi U236 stabil U236 tak stabil neutron fraksi

belah belahfraksi

neutron

neutron

radiasi

Reaksi fissi berantai

 Proses reaksi fissi (berdasarkan liquid drop model)

 Tidak semua neutron yang bergerak menumbuk inti atom U235

dapat menimbulkan reaksi fissi.

•

Probabilitas neutron akan menghasilkan reaksi fissi jika menumbuk inti U235 dengan kecepatan tertentu ditunjukkan pada gambar berikut

U235 Inti U236 tereksitasi U236 stabil U236 tak stabil neutron fraksi

belah belahfraksi

neutron

neutron

radiasi

Probabilitas reaksi fissi U

235

vs kecepatan neutron

P ro b ab il it as r ea ks i fi ss i (p ar am et er t am p an g l in ta n g )

Energi neutron dalam satuan eV

10 100

0.02 10 7

Neutron termal: E_k = 0.025 eV / v = 2200 m/s

Pengkondisian reaksi fissi berantai

U235

U235

U235

Moderator (air, grafit, air berat)

Neutron cepat

Pengendalian reaksi fissi berantai

U235 U235 U235 U235 U235 U235 U235 U235 U235 U235 U235 U235 U235 U235 U235 U235 U235 U235 U235 U235 U235 U235 Neutron cepat Neutron termal Moderator Pengendali

Model reaktor nuklir

BATANG KENDALI

(CADMIUM) BAHAN _BAKAR

URANIUM BEJANA

Prinsip reaktor nuklir

 Dalam teori dan prinsip dasar reaktor nuklir (fissi) terdapat dua disiplin ilmu yang sangat penting, yaitu yang menyangkut

aspek karakteristika neutron (neutronik) dan aspek karakteristika termal serta pengendaliannya (termal-hidrolika=termohidrolika):

•

Fisika neutron (aspek neutronik) : mempelajari dan memahami perilaku neutron di dalam teras dan parameter terkait

•

karakteristika fisis neutron

•

distribusi ruang neutron

•

distribusi energi neutron

•

aspek kinetika neutron

•

Termohidrolika (aspek termal dan hidrolika) : mempelajari dan memahami perilaku termal dan hidrolika atau pendingin (karena biasanya sebagai pendingin digunakan air)

•

distribusi termal

•

pengambilan energi termal

ASPEK NEUTRONIK

Menjelaskan tentang, karakteristika

neutron meliputi: fluks neutron,

tampang lintang, distribusi neutron,

Parameter neutronik

 _{Tampang lintang mikroskopis (}

σ

_):

Konstanta yang menunjukkan luasan (tampang) efektif dari suatu inti atom (misalnya inti U235_{) terhadap neutron yang datang}

padanya dengan kecepatan tertentu.

•

Semakin luas tampang lintang mikroskopis, semakin tinggi probablitas adanya interaksi antara inti atom dengan neutron yang datang

•

Luas tampang lintang suatu inti atom tidak tetap, bervariasi dengan kecepatan neutron yang ada, dan spesifik untuk setiap atom unsur

•

Satuan barn (1 barn = 10 -24 _cm2₎

•

Jenis tampang lintang yang utama

•

tampang lintang fissi (σ_f ): probabilitas terjadinya reaksi fissi

•

tampang lintang absorbsi (σa ): probablilitas terjadinya absorbsi neutron

•

tampang lintang hamburan (σ_s ): probabilitas terjadinya hamburan neutron

•

tampang lintang tangkapan (σ_c ): probabilitas terjadinya tangkapan neutron

Tampang lintang fissi U

235 T am p an g l in ta n g f is si , σ f 10 100 0.02 10 7 Neutron termal: E_k = 0.025 eV / v = 2200 m/s

Parameter neutronik

 Tampang lintang makroskopis (Σ):

Tampang lintang mikroskopis σ adalah luasan efektif dari satu inti atom terhadap neutron yang datang, jika dalam suatu

bongkah unsur (mis. U235_{) terdapat beberapa atom dengan}

kerapatan N atom/cm3_{, maka untuk itu didefinisikan tampang}

lintang makroskopis, yaitu: Σ = N σ.

•

Satuan : (atom/cm3) x (cm2) = cm -1

•

Jenis : sama dengan tampang lintang mikroskopis

Σ f , Σ a , Σ s , Σ c , Σ t

•

Contoh perhitungan N :

ρ : densitas unsur gr/cc

A : berat massa unsur U235_{, A=235}

N_avg : Bilangan Avogadro 6.023x1023 _atom/mol

avg

N A

Parameter neutronik

 Arus neutron (J) :

adalah kuantitas vektor (berarah) yang menunjukkan banyaknya neutron per detik yang melintasi suatu luasan tertentu

(neutron/cm2_{.s, atau n.cm}-2_.s -1_{) dalam suatu arah yang tertentu}

pula

 Fluks neutron φ :

Dalam reaktor neutron bergerak ke segala arah, dan probabilitas terjadinya tumbukan antara neutron dan inti sama ke segala

arah, atau dengan kata lain, secara umum probabilitas tumbukan tidak tergantung arah, tetapi bergantung pada kerapatan n

(n/cm3) dan kecepatan neutron v (cm/s). Oleh karena itu

didefinisikan besaran yang disebut fluks neutron, sebagai hasil kali antara kerapatan dan kecepatan neutron:

φ (n/cm2_{.s)= n (n/cm}3_{) x v (cm/s)}

Parameter neutronik

 Kecepatan reaksi (R):

adalah kecepatan terjadinya interaksi antara neutron dengan inti atom, didefinisikan sebagai

R_x = kecepatan reaksi x (rection/s) σ_x = tampang lintang reaksi x (cm2₎

φ = fluks neutron (n/cm2.s)

 Misalnya, jika dalam medium terdapat inti atom U235 dengan

densitas N inti/cm3_{, maka kecepatan reaksi fissi yang akan terjadi}

per cm3 _{atom adalah=}

φ

σ

x x

R

=

sec)

.

/

(

)

.

.

(

)

(

_cm

1

_n

_cm

2

_s

1

_fissi

_cc

f f

φ

=

Σ

φ

Σ

− − −

Siklus neutron dalam reaktor

40 reaksi fissi U235 100 buah neutron cepat (2 MeV)

2,5 neutron dihasilkan per fissi

85 buah neutron lambat 10 diserap pada kondisi neutron cepat 5 buah bocor keluar reakto r P ro s e s p e rl a m b a ta n n e u tr o n 47 buah

terserap U235 _{Difusi neutron termal}

5 bua h boc or kelua r rea ktor 33 diserap pada kondisi neutron lambat In ti U 23 5 t e re k s it a s i 7 buah neutron menghasilkan U236

Faktor multiplikasi (

k

)

 Dalam teori reaktor, terdapat dua macam faktor multiplikasi, yaitu:

•

faktor multiplikasi efektif (k_eff) dan

•

faktor multiplikasi infinit (k_∞).

 Faktor multiplikasi efektif k_eff didefinisikan sebagai:

 Contoh (lihat gambar siklus neutron):

neutron

kebocoran

neutron

penyerapan

neutron

produksi

k

_eff

+

=

1

10

90

100

)

5

5

(

)

47

33

10

(

100

=

+

=

+

+

+

+

=

eff

k

Faktor multiplikasi (

k

)

 Apabila medium reaktor sangat besar, terutama jika dibandingkan dengan kemampuan jelajah neutron, maka tidak akan ada

neutron yang bocor keluar reaktor. Pada kondisi ini dapat didefinisikan faktor multiplikasi infinit k_∞ sebagai:

 Contoh (lihat gambar siklus neutron):

 Jika didefinisikan konstanta ν (jumlah neutron yg dihasilkan/fissi), maka k_∞ dapat didefinisikan sebagai:

neutron

penyerapan

neutron

produksi

k

_∞

=

11

.

1

90

100

)

47

33

10

(

100

=

=

+

+

=

∞

k

( )

_{( )}

( )

(

neutron yg diabsorpsi

)

dihasilkan yg neutron a f absorpsi a s cm fissi f fissi neutron

k

Σ

Σ

=

Σ

Σ

=

∞

_φ

ν

φ

ν

. 3 3

Faktor multiplikasi (

k

)

 Status kritikalitas reaktor nuklir:

Berdasarkan faktor multiplikasi, didefinisikan tiga kondisi kritikalitas reaktor:

•

kondisi subkritis : faktor multiplikasi < 1

•

kondisi kritis : faktor multiplikasi = 1

•

kondisi superkritis : faktor multiplikasi > 1

 Kondisi subkritis biasanya terjadi pada saat penurunan daya (jumlah reaksi fissi) reaktor

 Kondisi kritis biasanya digunakan untuk membawa reaktor pada kondisi operasi dengan daya (jumlah reaksi fissi) kostan  Kondisi superkritis biasanya terjadi pada saat penaikan daya

(jumlah reaksi fissi) reaktor

 Ketiga kondisi diatas dijelaskan dalam konteks operasi normal, dalam kondisi anomali atau kecelakaan ketiga status kritikalitas dapat muncul dengan urutan yang tak rerduga

Termalisasi neutron

dalam reaktor

40 reaksi fissi U235 100 buah neutron cepat (2 MeV)

2,5 neutron dihasilkan per fissi

85 buah neutron lambat 10 diserap pada kondisi neutron cepat 5 buah bocor keluar reakto r P ro s e s p e rl a m b a ta n n e u tr o n 47 buah

terserap U235 _{Difusi neutron termal}

5 bua h boc or kelua r rea ktor 33 diserap pada kondisi neutron lambat In ti U 23 5 t e re k s it a s i 7 buah neutron menghasilkan U236 sengaja & tak sengaja

Termalisasi neutron dalam reaktor

10 -3 ₁₀ 0 ₁₀ 3 ₁₀ 6

Rentang energi termal Rentang energi perlambatan Rentang energi fissi

Energi neutron, eV

φ

(E)

Distribusi fluks Maxwellian

 Di dalam reaktor, inti atom material penyusun reaktor menempati ruang yang sangat kecil dibandingkan ukuran atom. Oleh karena itu neutron di dalam reaktor bergerak di sela-sela ruang vakum antara inti atom. Kondisi ini mirip dengan partikel gas dalam ruang.

 Neutron termal berdifusi dalam reaktor mengikuti teori kinetik gas.  Pada temperatur ruang 20 o_{C (293 K), neutron akan mempunyai}

energi: E = kT (k:tetapan Boltzman 1.38x10-16 erg/K), neutron ini

disebut sebagai neutron termal

(

)

(

)

(

)

(

gram

)

v erg v m s mv eV erg eV K K erg E / 2200 ) ( 10 04 . 4 ) ( 10 672 . 1 0253 . 0 ) / ( 10 25 . 6 ) ( 293 ) / ( 10 38 . 1 14 2 24 2 1 2 2 1 11 16 = ⇒ × = × × = = × × = − −

Model distribusi neutron

 Dalam reaktor nuklir, terutama reaktor yang berbahan bakar U235 seperti kebanyakan reaktor yang sekarang sedang

beroperasi, populasi neutron didominasi oleh neutron lambat, atau disebut neutron termal.

 Neutron termal bergerak dalam reaktor nuklir mengikuti hukum difusi.

 Persamaan difusi neutron:

) ( : ; ; ) / ( : 2 3 3 3 3 3 3 3 cm neutron difusi koefisien D D s cm bocor krn hilang neutron s cm absorpsi krn hilang neutron k s cm diproduksi yg neutron cm neutron neutron densitas n s cm bocor krn hilang neutron s cm absorpsi krn hilang neutron s cm diproduksi yg neutron dt dn a a φ φ φ ∇ − = ⋅ Σ = ⋅ Σ = ⋅ ⋅ − ⋅ − ⋅ = ∞

Model distribusi neutron

 Persamaan difusi neutron:

 Jika reaktor dalam kondisi kritis, artinya jumlah produksi

neutron sama dengan yang diserap dan lolos (kondisi reaktor pada saat beroperasi normal pada daya konstan), maka pada kondisi ini dn/dt = 0, sehingga persamaan difusi neutron

menjadi:

φ

φ

φ

₋

_Σ

₊

_∇

2

Σ

=

k

_∞

D

dt

dn

a a

0

0

2 2

=

Σ

+

Σ

−

∇

=

∇

+

Σ

−

Σ

=

∞ ∞

φ

φ

φ

φ

φ

φ

a a a a

k

D

D

k

dt

dn

Bakling (buckling)

 Dari persamaan difusi neutron dapat didefinisikan parameter bakling: 0 ; ) 1 ( ; 0 : 1 1 ; ) 1 ( 1 1 ) 1 ( 1 1 ; ) 1 ( 1 1 1 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 = + ∇ ⇒ ∇ − = − Σ = = ⇒ = = + − Σ = ∇ − − = ∇ Σ − Σ Σ − = ∇ − Σ + Σ − ∇ = = = ∞ ∞ ∞ ∞ ∞ φ φ φ φ φ φ φ φ φ φ φ φ φ φ φ φ φ φ φ φ φ φ g g a m m g m g a a a a a a a a B B k D B B B dt d kritis kondisi B B dt d vD k D dt d vD k D dt d v k D dt d v k D dt d v dt dnv v dt dn

Distribusi fluks neutron

 Berdasarkan persamaan: ∇ 2φ + 2φ = 0

g

Model neutronik reaktor

 Teori Transport

Pemodelan distribusi neutron yang memperhitungkan keterkaitan dengan ruang, energi, sudut angular. Model ini sangat kompleks dan merupakan model yang teliti

 Teori Difusi

Model pendekatan pertama dari Teori Transport, dalam pemodelan distribusi neutron diperhitungkan faktor keterkaitan neutron

terhadap ruang dan energi:

•

Teori difusi neutron multi kelompok (energi)

•

Teori difusi neutron dua kelompok (energi)

•

Teori difusi neutron satu kelompok (energi)

 Teori Umur Fermi

Perlambatan neutron cepat diperhitungkan sebagai proses kontinu dan dengan ini menghasilkan persamaan difusi satu kelompok

ASPEK TERMOHIDROLIKA

Menjelaskan tentang proses,

karakteristika, pemanfaatan dan

konsep pengendalian reaksi fissi,

Struktur reaktor

PENDINGIN BAHAN BAKAR

Pengambilan panas



Energi termal dibangkitkan sebesar lebih kurang 200

MeV di dalam daging bahan bakar.



Selanjutnya panas berdifusi keluar daging dan

kemudian melalui celah ruang antara daging bahan

bakar dan kelongsong



Panas yang berdifusi dalam kelongsong, kemudian

diambil oleh pendingin yang biasanya berupa air

(dapat pula berupa gas atau logam cair)



Pendingin, selanjutnya mengambil panas untuk

dimanfaatkan energinya (pada reaktor daya), atau

dibuang ke lingkungan (pada reaktor riset)

Batasan termal

 Daging bahan bakar:

•

Bahan UC : titik leleh 2800 o_C

•

Bahan UO₂ : titik leleh 2500 oC

•

U₃O₈Al : titik leleh 590 o_C

DNBR

FLUKS PANAS FLUKS PANAS DNB DNBR 3 . 1 ≥ = LOKAL PANAS FLUKS LOKAL DNB PANAS FLUKS DNBR DNBR=1.3

TERIMA KASIH

ATAS PERHATIAN ANDA

Semoga bermanfaat, mohon maaf

jika terdapat kata, percakapan dan

penyampaian yang kurang berkenan