Telah dilakukan penelitian untuk menyelesaikan persamaan difusi neutron dalam reaktor air bertekanan (PWR) dengan bahan bakar uranium daur ulang. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mendapatkan distribusi fluks neutron dalam reaktor air bertekanan (PWR) berbentuk silinder dengan menggunakan bahan bakar uranium daur ulang. Kemudian menghitung fraksi volume, kerapatan atom, diameter makroskopis dan distribusi fluks neutron dengan menyelesaikan persamaan difusi Gauss Seidel menggunakan bahasa pemrograman C++.
Hasilnya adalah distribusi nilai fluks neutron relatif tanpa sumber, sumber fisi, sumber fisi dan hamburan, serta perubahan daya. Hasil pembagian fluks netron relatif tanpa sumber tertinggi pada golongan 1 dari sumber fisi tertinggi golongan 3 dari tertinggi dan dari sumber fisi tertinggi dan sebaran golongan 3 dari. Selain itu, perubahan daya dari 100 MW menjadi 3.000 MW tidak mengubah bentuk sebaran fluks neutron relatif tertinggi pada golongan 3.
Golongan tertinggi memiliki fluks neutron yang lebih tinggi dan perubahan daya tidak mempengaruhi nilai fluks neutron. Judul Skripsi: Penyelesaian Persamaan Difusi Neutron Pada Reaktor Air Bertekanan Silinder (PWR) Menggunakan Bahan Bakar Uranium Daur Ulang. Tesis ini membahas penyelesaian persamaan difusi neutron dalam reaktor PWR silinder menggunakan bahan bakar uranium daur ulang.
Puji syukur penulis panjatkan kehadirat Allah SWT yang telah memberikan hikmat, rahmat dan rahmat-Nya sehingga penulis dapat menyelesaikan skripsi yang berjudul “Penyelesaian Persamaan Difusi Neutron Pada Reaktor Air Bertekanan Berbentuk Silinder (PWR) Menggunakan Bahan Bakar Uranium Daur Ulang”.
PENDAHULUAN
- Latar Belakang
- Rumusan Masalah
- Tujuan Penelitian
- Batasan Masalah
- Manfaat Penelitian
Reaktor PWR jenis ini menggunakan air ringan (H2O) sebagai pendingin dan moderator yang disimpan dalam fase cair (Suparlina dan Susilo, 2010). Dalam mempelajari sistem reaktor nuklir, analisis neutronik merupakan salah satu bagian yang paling sulit, selain masalah hidrolika termal dan keselamatan reaktor. Penampang makroskopik merupakan salah satu hal yang diperlukan untuk menentukan jumlah masing-masing reaksi.
Penampang makroskopis harus diketahui karena sangat penting untuk menentukan distribusi fluks neutron di teras reaktor (Islami et al., 2019). Selain itu, distribusi neutron dapat ditentukan dengan menyelesaikan persamaan difusi dengan metode yang biasa disebut pendekatan difusi. Meskipun banyak metode telah dikembangkan untuk menyelesaikan distribusi neutron, perhitungan difusi masih diyakini sebagai metode yang tepat.
Metode perhitungan difusi digunakan karena penyelesaian persamaan difusi ini dapat memberikan bentuk distribusi fluks neutron terhadap ruang dan energi, khususnya pada reaktor air ringan bertekanan (PWR) (Tahara dan Sekimoto, 2002). Pada perhitungan matriks dan sebaran fluks neutron pada fuel cell U235 dan U238 dengan dua keadaan yaitu homogen dan inhomogen, didapatkan bahwa sebaran fluks neutron pada keadaan homogen lebih baik dan seragam dibandingkan pada satu keadaan yang tidak homogen. Mengingat fluks neutron merupakan parameter yang sangat penting dalam reaktor nuklir, penyelesaiannya dapat dilakukan dengan pendekatan energi neutron.
Dimana fluks neutron digunakan sebagai nilai masukan untuk menghitung koefisien difusi neutron (Yunanda dan Shafii, 2019). Perhitungan neutron dalam penelitian ini menggunakan program SRAC (System Reactor Analysis Code) yang dikembangkan oleh JAERI (Japan Atomic Energy Research Institute). Selanjutnya, metode numerik persamaan difusi multigrup diselesaikan pada penampang silinder dua dimensi (r,z) untuk mendapatkan solusi dari persamaan difusi.
Rumusan masalah dalam penelitian ini adalah bagaimana pendistribusian fluks neutron pada reaktor air bertekanan (PWR) berbentuk silinder dengan menggunakan bahan bakar uranium daur ulang. Penelitian ini bertujuan untuk mendapatkan distribusi fluks neutron dalam reaktor air bertekanan (PWR) berbentuk silinder dengan menggunakan bahan bakar uranium daur ulang. Memberikan informasi penyelesaian persamaan difusi neutron dan distribusi fluks neutron dalam reaktor air bertekanan (PWR) silinder menggunakan bahan bakar uranium daur ulang.
TINJAUAN PUSTAKA
- Reaktor Nuklir
- Komponen Dasar Reaktor Nuklir
- Pressurized Water Reactor (PWR)
- Analisis Neutronik
- Persamaan Difusi
- Uranium
- Uranium Oksida (UO 2 )
- Bahasa Pemrograman C++
- SRAC (System Reaktor Atomic Code)
Neutron yang dihasilkan dapat memukul mundur inti uranium untuk membentuk fisi lebih lanjut (Novalianda et al., 2020). Pelepasan energi yang dihasilkan oleh reaksi fisi berantai dapat digunakan sebagai pembangkit listrik jika reaksi fisi berantai ini terkendali (Zweifel, 1973). Reaktor lambat (termal) adalah reaktor yang berlangsung reaksi fisi yang didominasi oleh neutron lambat.
Reaktor cepat adalah reaktor yang berlangsung reaksi fisi yang didominasi oleh neutron cepat. Fitur PWR lainnya memerlukan tekanan operasi 15 MPa, daya termal teras reaktor 3000 MW menggunakan dua loop pendinginan: loop primer digunakan di teras reaktor dan loop sekunder di turbin (Weinberg et al., 1956). PWR atau reaktor air bertekanan adalah jenis reaktor nuklir termal yang menggunakan air ringan sebagai moderator atau pendingin.
Moderator berfungsi sebagai bahan pengungkung untuk memperlambat laju neutron di teras reaktor, sedangkan pendingin berfungsi sebagai penyerap panas hasil reaksi fisi yang terjadi di dalam teras reaktor. Data IAEA terbaru (2012) menunjukkan bahwa dari total 435 reaktor di dunia, 272 diantaranya merupakan reaktor PWR (Subkhi et al., 2015). Air di dalam bejana reaktor kemudian dipanaskan dengan reaksi fisi hingga suhunya naik tetapi tidak mendidih dengan tekanan tinggi yang dikontrol di dalam panci presto.
Namun kekurangannya adalah air pendingin harus bertekanan tinggi agar tetap dalam keadaan cair, sehingga perlu perpipaan dan wadah tahan tekanan, karena kenaikan tekanan dapat menyebabkan LOCA (loss of coolant) atau kehilangan cairan pendingin. kecelakaan pendingin, sehingga peralatan tambahan seperti pembangkit uap, pompa pendingin, dan lain-lain (Sigit et al., 2012). Neutron muncul dalam gugus g dari sumber neutron, sumber neutron ini terutama dihasilkan dalam reaksi fisi nuklir. Bentuk persamaan difusi dapat diselesaikan dengan menggunakan metode numerik beda hingga untuk elemen spasial dengan indeks i (arah radial) dan j (arah aksial) (Subkhi et al., 2015).
Persamaan difusi adalah bentuk pendekatan yang paling sederhana untuk menyelesaikan kasus dalam analisis neutron reaktor nuklir. Selain itu, persamaan difusi akan diintegrasikan dan didiskritisasi sehingga persamaan tersebut akan berbentuk matriks (Wau et al., 2014). Bahan bakar keramik memiliki keunggulan tahan terhadap operasi reaktor karena titik lelehnya yang tinggi, stabil dalam lingkungan radiasi, baik dari segi struktur dimensi maupun volume, karena tidak terjadi perubahan transformasi fasa pada temperatur rendah dan tahan terhadap korosi. karena oksidasi (Sigit et al., 2012). .
PIJ sebagai kode probabilitas tumbukan yang dikembangkan oleh JAERI mencakup 16 grid geometris (Okumura et al., 2002). Setelah perhitungan selesai dengan benar, langkah selanjutnya adalah memeriksa apakah hasilnya sesuai dan kemudian menganalisis hasil yang diperoleh (Okumura et al., 2002).
METODE PENELITIAN
- Waktu dan Tempat Penelitian
- Alat dan Bahan
- Prosedur Penelitian
- Menentukan Spesifikasi Teras Reaktor
- Menentukan Geometri Sel dan Fraksi Volume
- Menentukan Densitas Atom
- Menghitung Penampang Lintang Makroskopik (Macroscopic
- Menghitung Persamaan Difusi Neutron
- Diagram Alir
- Diagram Alir Penelitian
- Algoritma Pemrograman Menghitung Persamaan Difusi
Geometri sel dengan tiga jenis bahan yang digunakan dalam sel bahan bakar, termasuk bahan bakar, kelongsong, dan moderator. Fraksi volume bahan bakar adalah rasio volume bahan bakar terhadap volume total sumbat bahan bakar, yang meliputi bahan bakar, selongsong, dan moderator (Duderstadt dan Hamilton, 1976). Kemudian menghitung fraksi volume bahan bakar, casing, dan moderator menggunakan persamaan berikut.
Lakukan perhitungan kerapatan atom untuk bahan bakar uranium oksida UO2 dan moderator air H2O menggunakan persamaan (3.7). Selanjutnya menentukan pengayaan yang akan digunakan terlebih dahulu yaitu pengayaan 3%, pengayaan 4%, dan pengayaan 5% untuk mendapatkan nilai kerapatan atom bahan yang digunakan, kemudian memasukkan nilai tersebut ke dalam program SRAC. Hasil yang diperoleh dari proses PIJ nantinya akan dimasukkan ke dalam perhitungan persamaan difusi pada pemrograman C++.
Lakukan perhitungan persamaan difusi neutron multi-grup untuk mendapatkan solusi dari persamaan tersebut, yang kemudian dimasukkan ke dalam pemrograman C++. Persamaan difusi bebas sumber berbentuk distribusi nilai relatif maksimum fluks neutron dalam kelompok 1 dengan nilai maksimum. Sedangkan kelompok 2 dan kelompok 3 bertumpuk karena perbedaan nilai yang sangat kecil sehingga tidak terjadi perubahan yang signifikan.
Persamaan difusi dengan sumber fisi berbentuk distribusi nilai fluks neutron relatif tertinggi pada golongan 3 dengan nilai terbesar. Persamaan difusi dengan sumber fisi dan hamburan memiliki sebaran nilai fluks neutron relatif paling tinggi dengan sumber fisi pada golongan 3 dan hanya terdapat selisih nilai fluks tertinggi pada saat memisahkan daerah dengan nilai tinggi tertinggi aliran. dari . Pada penelitian selanjutnya disarankan untuk menggunakan jenis reaktor lain selain PWR dan melanjutkan perhitungan sampai diperoleh nilai perkalian (keff = 1).
Keefektifan Media Pembelajaran Interaktif Pemanfaatan Tenaga Nuklir di Indonesia pada Siswa Kelas XII SMA Negeri 28 Jakarta. Investigasi pendahuluan sel bahan bakar berbasis uranium oksida (UO2) dalam reaktor cepat berpendingin helium. Analisis parameter neutron pada desain inti PLTN tipe PWR 1000 MWe menggunakan metode difusi dan transpor neutron.
HASIL DAN PEMBAHASAN
Penentuan Spesifikasi Teras Reaktor
Penentuan Geometri Sel dan Fraksi Volume
Menghitung Densitas Atom
Menghitung Penampang Lintang Makroskopik (Macroscopic Cross
Penyelesaian Persamaan Difusi Neutron
- Diskritisasi
- Membuat Matriks
- Menghitung ( ) Menggunakan Metode Gauss Seidel
- Sumber Difusi tanpa Sumber (S=0) tanpa Pembagian
- Sumber Difusi tanpa Sumber (S=0) dengan Pembagian
- Sumber Difusi Fisi (S = ) tanpa Pembagian Daerah
- Sumber Difusi Fisi (S = ) dengan Pembagian Daerah
- Sumber Difusi Fisi dan Hamburan (S = ∑ )
- Sumber Difusi Fisi dan Hamburan (S = ∑ )
- Sumber Difusi Fisi (S = ) tanpa Pembagian Daerah
- Sumber Difusi Fisi (S = ) dengan Pembagian Daerah
SIMPULAN DAN SARAN
Simpulan
Saran
Persamaan difusi sumber fisi berupa pembagian nilai fluks neutron relatif tertinggi ke dalam golongan 3 dengan nilai terbesar, sedangkan golongan 2 berada pada posisi tengah dan golongan 1 paling rendah. Persamaan difusi dengan sumber fisi dan hamburan memiliki sebaran nilai fluks neutron relatif paling tinggi dengan sumber fisi pada golongan 3 dan hanya terdapat selisih nilai fluks tertinggi pada saat pembagian daerah dengan nilai fluks tertinggi sama persamaan difusi dengan sumber fisi dan daya bolak-balik 3.000 MW. memiliki bentuk sebaran nilai fluks neutron yang relatif sama seperti pada saat daya 100 MW.
