View
56
Download
4
Category
Preview:
Citation preview
LAPORAN PRAKTIKUM
ANALISIS NEUTRONIK REAKTOR TERMAL
PRESSURIZED WATER REACTOR (PWR)
diajukan untuk memenuhi salah satu tugas mata kuliah Eksperimen Fisika II
JURUSAN FISIKA
FAKULTAS SAINS DAN TEKNOLOGI
UNIVERSITAS ISLAM NEGERI SUNAN GUNUNG DJATI BANDUNG
2014
Disusun Oleh :
Beri Bernando
(1127030014)
FISIKA V/A
ABSTRAK
Percobaan ini yang berjudul analisis gerak neutronik reaktor termal pressurized
water reactor (PWR) yang bertujuan untuk menganalisis pengaruh pengayaan (enrichment)
dari bahan bakar uranium 235 atau yang biasa disebut dengan U-235. Pada percobaan ini
dilakukan dengan menghitung nilai besarnya K infinite dalam setiap tahun dengan variasi
banyaknya penambahan bahan bakar uranium 235 dari 2% sampai 6.5%.
Pada percobaan ini kami menggunakan bahan bakar uranium 235 hanya untuk
perkiraan 12 tahun kedepan. Berdasarkan hasil grafik yang telah didapatkan, maka dapat
diketahui nilai besar K infinite semakin kecil setiap tahunnya. Dengan semakin
berkurangnya nilai dari K infinite ini, maka dapat diperkirakan bahan bakar uranium 235
akan habis sekitar 30 tahun kedepan.
Tetapi dengan penambahan persentase uranium 235, akan meningkatkan besarnya
nilai K infinite dan selisih dari nilai K infinite nya setiap tahun akan semakin sedikit, dan
inilah yang menyebabkan perkiraan habisnya bahan bakar uranium 235 akan lebih lama.
( Kata kunci : uranium 235, K infinite, enrichment, dan reaktor )
A. TUJUAN
Tujuan praktikum ini adalah supaya bisa menganalisis pengaruh pengayaan
(enrichment) U-235 pada bahan bakar reaktor nuklir.
B. ALAT DAN BAHAN
Spesifikasi yang dibutuhkan dalam melakukan eksperimen ini adalah :
1. Laptop berbasis Linux atau windows dengan menggunakan Cygwin
2. g++, gcc atau fortran sebagai bahasa pemrograman
3. Software SRAC.tar dan SRACLIB-JDL32.tar
4. Software Exel.
C. DASAR TEORI
a. Persamaan Difusi Multigroup
Persamaan difusi merupakan bentuk pendekatan yang paling sederhana
untuk menyelesaikan kasus dalam analisis neutronik reaktor nuklir. Solusi
persamaan difusi akan memberikan bentuk distribusi fluks neutron terhadap
ruang dan selanjutnya dapat diperoleh bentuk distribusi daya. Persamaan difusi
ini menggambarkan hubungan antara laju reaksi produksi, laju serapan dari laju
bocoran neutron. Produksi neutron dapat berasal dari hasil reaksi fisi, dari
hamburan atau dari suatu sumber neutron luar. Serapan neutron terjadi akibat
reaksi absorpsi neutron oleh inti-inti atom medium. Sedangkan bocoran neutron
terjadi akibat hamburan yang keluar menuju elemen ruang lain atau keluar dari
batas luar medium. Bentuk umum persamaan difusi dalam keadaan steady state:
b. Reaksi Fisi Berantai
Prinsip kerja reaktor nuklir sebenarnya mirip dengan pembangkit listrik
konvensional, perbedaan utama terletak pada sumber energi dan jenis bahan
bakar. Sumber energi listrik konvensional berasal dari proses pembakaran
secara kimia bahan bakar fosil, sedangkan energi reaktor nuklir berasal dari
reaksi fisi nuklir pada material-material fisil. Reaksi fisi nuklir disebut juga
reaksi (n, fision) dan termasuk reaksi eksoterm yang menghasilkan energi
dalam jumlah yang relatif sangat besar. Reaksi fisi nuklir pada dasarnya adalah
reaksi pembelahan inti atom berat menjadi inti-inti atom lebih ringan, akibat
tumbukan oleh neutron.
Gambar reaksi fisi berantai
c. Faktor Multifikasi
Berdasarkan nilai faktor multifungsi, terdapat tiga jenis keadaan teras
reaktor, yaitu :
k > 1 , disebut keadaan superkritis, dimana populasi neutron terus
bertambah.
k = 1 , disebut keadaan kritis, dimana populasi neutron tidak berubah
(konstan).
k < 1 , disebut keadaan subkritis, dimana populasi neutron terus
berkurang.
Dari ketiga nilai keadaan teras reaktor tersebut, dapat dilihat dari grafik
berikut :
D. PROSEDUR PERCOBAAN
Eksperimen ini dilakukan dengan menggunakan simulasi komputasi, pertama
menghitung nilai enrichment mulai dari 2% sampai 8%, setelah itu menghitung fuel
fraction untuk bahan bakar, kemudian clading dan moderator dengan rentang nilai
40% sampai 60%. Setelah itu menghitung densitas untuk masing-masing bahan
bakar dan clading yang akan digunakan. Dan menghitung penambahan burnable
poisson. Data hasil penhitungan tersebut dimasukan kedalam software SRAC untuk
masing-masing sfesifikasinya dan kemudian menjalankan programnya.
E. DATA DAN PEMBAHASAN
1. Data Pengamatan
a. Enrichment U-235 2%
Tabel dan grafik enrichment 2%
Running Cygwin 2%
b. Enrichment U-235 2.50%
Tabel dan grafik enrichment 2.50%
Runing 2.50%
c. Enrichment U-235 3%
Tabel dan grafik enrichment 3%
Runing 3%
d. Enrichment U-235 3.5%
Tabel dan grafik enrichment 3.5%
Runing 3.5%
e. Enrichment U-235 4%
Tabel dan grafik enrichment 4%
Runing 4%
f. Enrichment U-235 4.5%
Tabel dan grafik enrichment 4.5%
Runing 4.5%
g. Enrichment U-345 5%
Tabel dan grafik enrichment 5%
Runing 5%
h. Enrichment U-235 5.50%
Tabel dan grafik enrichment 5.50%
Runing 5.50%
i. Enrichment U-235 6%
Tabel dan grafik enrichment 6%
Runing 6%
j. Enrichment U-235 6.5%
Tabel dan grafik enrichment 6.50%
Runing 6.5%
h. Tabel dan Grafik nilai Enrichment dari 2% Sampi 6.5%
Tabel
tahun k inf
2% 2.50% 3% 3.50% 4% 4.50% 5% 5.50% 6% 6.50%
3.60E+02 1.187874 1.259759 1.301221 1.335054 1.353364 1.371866 1.393439 1.408854 1.422197 1.433855
7.20E+02 1.150082 1.218497 1.259757 1.294345 1.314128 1.334092 1.356798 1.373511 1.388115 1.400986
1.08E+03 1.131044 1.198077 1.239557 1.274797 1.295486 1.316306 1.339667 1.357046 1.372239 1.385624
1.44E+03 1.111123 1.177255 1.219062 1.255017 1.276638 1.298392 1.322506 1.340665 1.356588 1.370645
1.80E+03 1.091895 1.157091 1.199118 1.235667 1.258109 1.280708 1.305509 1.324405 1.34103 1.355746
2.16E+03 1.073741 1.137925 1.180062 1.217076 1.240223 1.263563 1.288952 1.308505 1.325765 1.341086
2.52E+03 1.056623 1.119748 1.161916 1.199299 1.223067 1.247059 1.272948 1.293084 1.310912 1.326781
2.88E+03 1.040413 1.102443 1.144595 1.18228 1.206615 1.231194 1.257511 1.27817 1.29651 1.312875
3.24E+03 1.024987 1.085887 1.111985 1.165931 1.190799 1.215916 1.24261 1.263743 1.282551 1.299369
3.60E+03 1.010255 1.069975 1.127985 1.150156 1.175537 1.201161 1.228193 1.249765 1.269008 1.286248
3.96E+03 0.996157 1.054633 1.096512 1.134874 1.160757 1.186864 1.214205 1.236191 1.255841 1.273478
4.32E+03 0.982653 1.039804 1.081503 1.12002 1.146392 1.172965 1.200591 1.222971 1.243012 1.261027
Grafik
2. Pembahasan
Percobaan ini yang berjudul analisis gerak neutronik reaktor termal pressurized
water reactor (PWR) yang bertujuan untuk menganalisis pengaruh pengayaan (enrichment)
dari bahan bakar uranium 235 atau yang biasa disebut dengan U-235. Pada percobaan ini
dilakukan dengan menghitung nilai besarnya K infinite dalam setiap tahun dengan variasi
banyaknya penambahan bahan bakar uranium 235 dari 2% sampai 6.5%.
Langkah-langkah percobaan ini adalah menghitung terlebih dahulu nilai dari
persentase uranium 238 yang berkurang pada saat penambahan persentase dari bahan bakar
uranium 235, setelah itu menentukan banyaknya molalitas dari kedua bahan uranium yang
dapat menghasilkan nilam mol dari uranium 235 yang bertambah dan uranium yang
berkurang. Kemudian setelah mendapatkan hasil mol dari kedua bahan uranium tersebut
baru kita akan mendapatkan besarnya hasil mol dari oksigen yang mempengaruhinya.
Setelah mendapatkan hasil ketiga mool dari bahan tersebut, maka kita akan masuk k
software cygwin untuk mengetahui hasil kerja dari tiap-tiap persentase dari uranium 235
yaitu dengan mengetahui perubahan besarnya nilai K infinite tiap tahunnya. Setelah itu
membuat grafik yang bertujuan untuk melihat besarnya pengaruh perubahan K infinite
setiap tahunnya setelah divariasikan nilai persentase dari bahan bakar uranium tersebut.
Berdasrkan hasil grafik yang telah didapatkan, maka dapat diketahui nilai besar K
infinite semakin kecil setiap tahunnya. Hal itu disebabkan oleh besarnya nilai K infinite
berbanding terbalik terhadap penambahan tehun. Hal ini yang menyebabkan setiap tahun,
bahan bakar dari uranium 235 akan semakin berkurang. Pada percobaan ini kami
menggunakan bahan bakar uranium 235 hanya untuk perkiraan 12 tahun kedepan. Dengan
semakin berkurangnya nilai dari K infinite ini, maka dapat diperkirakan bahan bakar
uranium 235 akan habis sekitar 30 tahun kedepan.
Berdasarkan grafik, ketika persentase dari uranium 235 ditambahkan, maka dapat
diketahui dengan penambahan persentase nilai dari uranium 235, nilai K-Infinite yang
didapatkan akan semakin besar, dan pengurangan besarnya K infinite ini tidak terlalu
menurun drastis (selisih) setiap tahunnya akan berkurang, maka dapat disimpulkan bahwa
dengan penambahan nilai persentase uranium 235, akan lebih menghemat bahan bakar
uranium tersebut sehingga dapat diperkirakan uranium 235 akan habis setelah 40 tahun
kedepan.
Tetapi dengan penambahan persentase dari uranium 235 ini akan mengakibatkan
besarnya persentase dari uranium 238 akan semakin berkurang, sehingga berdasarkan
grafik dapat diketahui setiap penambahan persentase uranium 235, maka nilai K infinite nya
akan tinggi. Dengan penambahan persentase uranium 235 dan semakin berkurangnya
uranium 238, dapat mempengaruhi terjadi penurunan garis linear pada grafik tersebut.
F. KESIMPULAN
Dari percobaan yang telah dilakukan, maka dapat disimpulakan bahwa semakin
lama tahun yang ditentukan, maka nilai dari K infinite akan semakin berkurang, dan itulah
yang menyebabkan bahan bakar uranium 235 akan semakin habis. Tetapi dengan
penambahan persentase uranium 235, akan meningkatkan besarnya nilai K infinite dan
selisih dari nilai K infinite nya setiap tahun akan semakin sedikit, dan inilah yang
menyebabkan perkiraan habisnya bahan bakar uranium 235 akan lebih lama.
G. DAFTAR PUSTAKA
Duderstadt, James J dkk. 1975. Nuclear Reactor Analysis. John wiles dan sons
Okumura, Keisuke dkk. 2002. SRAC (ver.2002);the comprehensive neutronics calculation code system. Jepang: JAERI
Subkhi, M.N., Suud, Z. (2005) Design Study of Small Long-life Thorium-Uranium Fueled Pressurized Water Ractor (PWR), COE-INES, TIT-ITB-BATAN.
Krane, Kenneth S. 1987. Intoductory nuclear physics. New York: John wiley and sons
Ramdani, R.,Subkhi, M.N., Suud, Z. 2012. Studi Desain Reaktor Termal Pressurized Water Reactor (PWR) Kecil Berumur Panjang Berbahan Bakar
Thorium Nitrida
Recommended