BAB IV
HASIL DAN PEMBAHASAN
Penelitian ini telah dilakukan dengan membuat simulasi AHR menggunakan software MCNPX. Analisis hasil dilakukan berdasarkan perhitungan terhadap nilai kritikalitas (keff) dari AHR dan juga aktivitas dari Molybdenum-99 (99Mo) sebagai hasil reaksi fisi di dalam AHR.
4.1. Geometri Aqueous Homogeneous Reactor (AHR)
Geometri AHR dibuat dengan menggunakan software Visual Editor (vised).
(a) (b)
Gambar 4.1. Geometri AHR. (a) Bidang XZ dan (b) Bidang XY
Gambar 4.1 merupakan tampilan dari geometri AHR yang disimulasikan.
Sel berwarna merah (3) adalah larutan campuran bahan bakar reaktor dengan moderatornya. Bahan bakar reaktor menggunakan larutan uranium nitrat (UO2(NO3)2) dengan moderator berupa air (H2O). Larutan campuran bahan bakar ini memiliki ketinggian 25 cm dan jari-jari dalam tangki 28 cm. Penelitian ini menggunakan variasi dari pengayaan Uranium-235 (235U) dengan mengurangi kadar Uranium-238 di alam. Berdasarkan persamaan (2.19) pada Bab II, perubahan kadar 235U akan mempengaruhi besarnya massa atom U. Dan pada persamaan (2.20) massa atom U tersebut akan mempengaruhi besarnya densitas atom pada material larutan bahan bakar.
Sel berwarna biru (2) adalah tangki reaktor setebal 3 cm yang terbuat dari stainless steel 304 dengan densitas 9,72 gr/cc. Dipilihnya material stainless steel 304 ini karena atom-atom yang penyusunnya bersifat stabil, tahan korosi oleh moderator H2O, tahan pada tekanan suhu tinggi.
Sel berwarna kuning (1) adalah reflektor dari AHR dengan ketebalan 30 cm yang disusun 100% menggunakan material Beryllium-9 (Be-9). Sel berwarna hijau (4) adalah udara di luar reaktor yang tersusun dari 78,1% nitrogen, 20,94 % oksigen, 0,93% Argon, dan 0,03% karbon. Prosentase dari atom penyusun udara ini berdasarkan pada kondisi kenyataan di alam.
Material air (H2O) digunakan sebagai moderator pada AHR ini. Fungsi moderator adalah menurunkan energi neutron cepat sehingga menjadi neutron termal. Hal ini terjadi karena neutron bertumbukan dengan atom H dalam H2O yang tidak lain adalah proton. Sifat inti atom yang digunakan sebagai moderator adalah memiliki massa yang setara dengan neutron, memiliki kebolehjadian menghamburkan neutron lebih besar daripada mengabsorbsi neutron. Neutron cepat akan menjadi neutron termal menyebabkan peluang terjadinya reaksi fisi juga akan semakin besar. Semakin banyak terjadi reaksi fisi maka neutron yang dihasilkan juga akan semakin banyak sehingga meningkatkan nilai keff pada AHR.
Beberapa material yang sering digunakan sebagai reflektor pada reaktor adalah grafit atau Carbon dan Beryllium. Material Beryllium digunakan sebagai reflektor pada simulasi AHR ini guna menjaga agar kebocoran neutron keluar reaktor dapat diminimalkan. Karena sifat dari reflektor harus memiliki tampang lintang hamburan neutron yang lebih besar daripada tampang lintang serapannya.
Sifat ini dapat dijelaskan dengan Gambar 2.3 pada Bab II.
Dari gambar tersebut dapat diketahui bahwa Beryllium memiliki tampang lintang hamburan yang lebih besar daripada reflektor grafit (Carbon). Sehingga Berryllium lebih baik untuk digunakan sebagai material reflektor jika dibandingkan dengan material Carbon.
4.2. Validasi Input AHR
Tujuan dilakukannya validasi input AHR adalah memastikan bahwa input file yang disusun sudah benar dengan membandingkan nilai keff pada penelitian dengan nilai keff pada referensi. Validasi ini dibuat menggunakan parameter yang sama, hal yang membedakan disini adalah software yang digunakan.
Pada tahap validasi ini telah dilakukan tiga kali running nilai keff dengan parameter yang sama. Dari perulangan tiga kali tersebut diperoleh nilai keff yang sama dengan standar deviasi yang sama. Sehingga dapat disimpulkan bahwa nilai keff tidak akan berubah jika file input yang digunakan tidak berubah. Pada proses selanjutnya hanya dilakukan sekali running untuk setiap variasi nilai.
Kesesuaian input AHR yang divalidasi dijelaskan secara lengkap dalam lampiran 3. Hasil dari validasi dijelaskan pada tabel 4.1.
Tabel 4.1. Hasil validasi input AHR
Parameter Penelitian Referensi (Isnaeni, 2014) Software yang
digunakan MCNPX MCNP4C
keff 1,07188 ± 0,00284 1,0518
Hasil keff pada penelitian dengan MCNPX berada pada rentang 1,06904 hingga 1,07472. Dengan mengambil nilai rerata dari rentang tersebut, maka terdapat perbedaan antara keff hasil perhitungan MCNPX dan MCNP4C sebesar 1,9 %. Dengan mengambil batas toleransi perbedaan sebesar 3% maka file input ini dianggap valid.
Ditinjau dari perbedaan nilai keff, maka perbedaan input ini tidak bernilai besar. Namun lain halnya jika ditinjau pula dari perbedaan nilai reaktivitas AHR.
Dalam penelitian skripsi diperoleh nilai reaktivitas 6% dk/k dan pada referensi memiliki nilai reaktivitas 5% dk/k. Maka meninjau dari nilai reaktivitas ini diperoleh perbedaan 20%. Pengaruh dari perbedaan reaktivitas yang besar ini juga akan merubah banyak parameter keselamatan yang diperlukan dalam operasi reaktor.
4.3. Parametric Study Penentuan Jumlah Neutron
Parametric study ini bertujuan untuk menentukan jumlah partikel neutron yang sesuai untuk disimulasikan dengan mengkompromikan antara akurasi hasil perhitungan dan lamanya waktu perhitungan. Asumsi yang digunakan adalah pada jumlah tertentu partikel neutron diharapkan nilai keff sudah mulai stabil. Maksud dari stabil disini adalah bahwa nilai keff yang diperoleh telah presisi. Parametric study ini menggunakan parameter reaktor yang sama, hanya berbeda pada jumlah partikel yang disimulasikan.
Gambar 4.2. Kajian penentuan jumlah neutron yang disimulasikan
Berdasar grafik pada gambar 4.2 tentang kajian penentuan jumlah neutron yang disimulasikan, diperoleh nilai keff yang berbeda setiap perubahan jumlah neutron. Semakin banyak jumlah neutron yang disimulasikan maka standar deviasi keff akan semakin mengecil, namun waktu perhitungan juga semakin lama.
Lamanya waktu running juga dipengaruhi oleh jenis komputer yang digunakan.
Seluruh proses running dalam penelitian skripsi ini menggunakan High Performance Computer (HPC). Pada jumlah neutron 1000 memerlukan waktu perhitungan 0,33 menit dan pada jumlah neutron 80000 memerlukan waktu 23,15 menit. Data selengkapnya terkait parametric study ada pada lampiran 4. Garis merah mendatar pada gambar 4.2 merupakan garis bantu untuk menggambarkan kestabilan nilai keff.
Dalam penentuan jumlah neutron yang disimulasikan dipilih yang memiliki standar deviasi kecil dan waktu perhitungan yang cepat. Namun hal ini tidak dapat dicapai secara bersamaan, sehingga disolusikan untuk mengambil salah satu jumlah tertentu yang memiliki standar deviasi relatif kecil dan waktu yang relatif cepat. Untuk langkah perhitungan selanjutnya dalam melakukan variasi pengayaan 235U maupun perhitungan burn-up menggunakan jumlah partikel neutron sebanyak 40000 untuk kcode 1000 1 15 100. Pada jumlah neutron 40000 memiliki standar deviasi sebesar 0,00038 dan waktu perhitungan 11,52 menit.
Pada nilai ini standar deviasinya tidak terlalu besar dan waktunya tidak terlalu lama.
4.4. Hasil Perhitungan keff AHR dengan Pengayaan 235U
Perhitungan nilai kritikalitas dilakukan dengan variasi pengayaan 235U.
Uranium alam memiliki kadar 235U adalah 0,7% dan kadar 238U sebesar 99,3%.
Pengayaan uranium adalah proses mengurangi kadar 238U, sehingga kadar 235U menjadi lebih besar dari 0,7%.
Jika pada suatu uranium alam dilakukan proses pengayaan terhadap 235U, maka kelimpahan isotop 235U akan berubah sehingga konsekuensinya adalah massa atom uraniumnya pun juga akan berubah. Perubahan massa atom uranium ini akan sangat mempengaruhi nilai densitas dan fraksi dari bahan bakar uranium nitrat (UO2(NO3)2) yang digunakan. Perhitungan terkait perubahan nilai densitas ini berada pada lampiran 5. Nilai densitas dan fraksi inilah yang kemudian dimasukkan pada file input MCNPX.
Pada gambar 4.3 berdasarkan data di lampiran 6 dapat diketahui bahwa semakin besar nilai pengayaan 235U maka nilai keff juga semakin besar. Nilai keff
dari variasi ini ada pada lampiran 6. Batasan pengayaan rendah 235U adalah dibawah 20% berdasarkan Perka Bapeten Nomor 9 Tahun 2006 Tentang Pelaksanaan Protokol Tambahan Pada Sistem Pertanggungjawaban dan Pengendalian Bahan Nuklir. Variasi pengayaan dalam penelitian ini mulai 15%
hingga 25%. Hal ini dilakukan untuk mengamati nilai kekritisan AHR jika
Gambar 4.3. Grafik perubahan nilai keff dengan variasi pengayaan 235U Jika pengayaan 235U diperbesar maka peluang untuk dapat bereaksi dengan neutron termal juga semakin besar. Ini artinya neutron yang dihasilkan dari reaksi fisi akan semakin banyak. Hal inilah yang menyebabkan nilai keff pada reaktor semakin meningkat.
Selain faktor bahan bakar itu sendiri, komponen reaktor yang lain juga mempengaruhi tingkat keberadaan neutron di reaktor. Adanya air sebagai moderator berfungsi untuk memoderasi neutron cepat sehingga menjadi neutron termal. 9Be yang memiliki tampang lintang hamburan terhadap neutron termal sebesar 6,151 barn juga mengurangi tingkat kebocoran neutron dari dalam AHR.
Berdasarkan hasil nilai keff tersebut maka pengayaan 235U senilai 16% akan diambil sebagai parameter untuk proses burn-up AHR. Pada pengayaan ini diperoleh nilai keff sebesar 1,02373±0,00043. Nilai keff ini memenuhi syarat 1<keff<1,03 untuk reaktor beroperasi. AHR beroperasi pada kondisi superkritis untuk menjamin keberlangsungan reaksi fisi. Jika pada kondisi subkritis maka AHR akan mati dengan sendirinya karena neutron yang terus berkurang. Syarat 1<keff<1,03 merupakan perkiraan keff yang menggunakan asumsi dengan nilai tersebut maka margin shutdown akan bernilai besar. Margin shutdown adalah selisih total reaktivitas negatif dari komponen pengendali terhadap seluruh reaktivitas positif yang perlu dikompensasi.
4.5. Produksi 99Mo dengan Variasi Time-step Burn Up AHR
Proses burn-up dapat dipahami sebagai proses terbakarnya 235U sebagai bahan bakar AHR. Proses ini terjadi saat reaktor dalam kondisi beroperasi sehingga terjadi reaksi fisi. Reaksi fisi memerlukan neutron termal sehingga 235U dapat membelah menjadi nuklida yang lebih ringan. Salah satu nuklida hasil pembelahan 235U adalah 99Mo yang memiliki peluang sebesar 6,132 % dibandingkan dengan peluang hasil fisi yang lain (JAEA).
Penelitian ini mengkaji mengenai besarnya aktivitas 99Mo yang dihasilkan dari proses burn-up AHR dengan pengayaan 16%. Perhitungan burn-up dilakukan untuk menghitung nuklida 99Mo yang dihasilkan dengan variasi time step. Waktu total diambil 15 hari, karena waktu paruh 99Mo adalah 65,94 jam = 2,75 hari dan diasumsikan telah dapat ditentukan waktu optimum mengekstrak 99Mo.
Dari perhitungan burn-up yang telah dilakukan maka diketahui aktivitas dan massa 99Mo yang dihasilkan AHR dan terlampir pada lampiran 7. Aktivitas dan massa 99Mo yang dihasilkan merupakan fungsi waktu dan ditampilkan pada gambar 4.4 dan gambar 4.5.
Gambar 4.4. Grafik pertambahan aktivitas 99Mo
Gambar 4.5. Grafik pertambahan massa 99Mo
Dari gambar 4.4 dan gambar 4.5 terlihat bahwa semakin lama time step yang waktu burn-up dilakukan maka produksi 99Mo juga semakin bertambah. Hal inimasih terlihat dari hari ke-0 hingga hari ke-11. Mulai hari ke-11 hingga hari ke- 15 aktivitas 99Mo yang diproduksi menjadi relatif konstan. Hal ini karena pada proses burn-up juga terjadi peluruhan menjadi 99Tc.
Jika dimisalkan produksi 99Mo terjadi tanpa adanya peluruhan, maka jumlah atom 99Mo yang dihasilkan akan semakin bertambah dengan laju produksi yang besarnya tetap. Namun pada kenyataannya proses produksi ini diiringi dengan proses peluruhan 99Mo. Ketika inti 99Mo yang diproduksi besarnya sama dengan inti yang meluruh maka akan didapatkan jumlah inti yang tersisa besarnya konstan meskipun waktunya terus bertambah. Pada kondisi inilah yang dinamakan laju kesetimbangan.
Persamaan laju kesetimbangan dinyatakan dalam persamaan (2.18) dimana laju produksi yang besarnya konstan dikurangi dengan laju peluruhan yang nilainya menurun secara eksponensial. Hasil perhitungan aktivitas MCNPX merupakan aktivitas kesetimbangan 99Mo. Dari persamaan (2.18) yang sama pula dapat dihitung besarnya laju produksi dari 99Mo. Perhitungan laju produksi dan jumlah inti 99Mo yang dihasilkan ada pada lampiran 8. Jika di plot untuk membandingkan laju produksi dengan laju kesetimbangan, dapat dilihat pada gambar 4.6.
Gambar 4.6. Grafik akumulasi dan kesetimbangan produksi inti 99Mo Berdasar pada gambar 4.6 terlihat bahwa pada grafik hitam (1) laju produksi
99Mo sebenarnya bernilai konstan, artinya jumlah inti 99Mo yang dihasilkan besarnya berbanding lurus dengan waktu produksi. Namun dalam proses produksi ini juga terjadi peluruhan, sehingga jumlah inti 99Mo yang tersedia tidak berbanding lurus terhadap waktu, namun membentuk grafik eksponensial yang diplotkan pada grafik berwarna merah (2). Grafik inilah yang dinamakan grafik kesetimbangan.
Waktu optimum mengekstrak 99Mo dapat ditentukan sebelum berada pada laju kesetimbangan. Dalam hal ini aktivitasnya yang diperoleh besarnya masih tetap bertambah. Dari gambar 4.6 ditentukan rentang waktu optimum untuk mengekstrak 99Mo, yaitu antara hari ke-0 hingga hari ke-11. Pada hari ke-11 aktivitas 99Mo sebesar 9612 Ci. Ketika 99Mo diekstrak pada aktivitas tertentu maka aktivitas tersebut diasumsikan sebagai aktivitas awal sebelum 99Mo meluruh menjadi 99Tc.
4.6. Peluruhan 99Mo
Setelah 99Mo diekstrak pada aktivitas 9612 Ci, maka kemudian akan meluruh secara eksponensial sesuai persamaan (2.17).
1
2
Gambar 4.7. Grafik peluruhan 99Mo selama 6 hari
Gambar 4.7 menjelaskan mengenai peluruhan 99Mo setelah diekstrak.
Aktivitas 99Mo berkurang secara eksponensial. Dengan adanya grafik peluruhan ini dimaksudkan agar dapat memperkirakan aktivitas 99Mo pada hari tertentu setelah diekstrak dari AHR. Perhitungan peluruhan 99Mo ada pada lampiran 9.
Dalam sistem perdagangan 99Mo satuan yang dipakai dalam penentuan harga adalah 6-day Ci, yaitu aktivitas 99Mo yang tersisa setelah melewati 6 hari.
Diasumsikan bahwa 100% hasil produksi 99Mo dapat diekstrak pada hari ke-11 dengan aktivitas sebesar 9612 Ci. Karena 99Mo memiliki waktu paruh 65,94 jam, maka dengan persamaan (2.17) diperoleh aktivitas 99Mo setara dengan 2118 6-day Ci. Sebagaimana disebutkan di Bab I bahwa pada akhir tahun 2016 diperkirakan permintaan 99Mo per minggu adalah 12 kCi, maka reaktor AHR dengan daya 200 kW ini mampu mensuplai 17 % kebutuhan dunia.
