ridwan@fst.uinsgd.ac.id ridwanramdani@students.itb.ac.id

ANALISIS NEUTRONIK REAKTOR TERMAL PRESSURIZED WATER REACTOR (PWR)

A. TUJUAN

1. Menganalisis pengaruh pengayaan (enrichment) U-235

2. Menganalisis pengaruh perubahan fraksi bahan bakar (fuel fraction)

3. Membandingkan cladding bahan bakar

4. Membandingkan komposisi bahan bakar

5. Menganalisis pengaruh burnable poisson

B. TEORI DASAR

a. PERSAMAAN DIFUSI MULTIGRUP

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:

−∇.퐷 ∇휙 + 휙 =휒푘 푣 휙 + 휙

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

(1.1)

ridwan@fst.uinsgd.ac.id ridwanramdani@students.itb.ac.id

pembelahan inti atom berat menjadi inti-inti atom lebih ringan, akibat tumbukan oleh

neutron.

c. FAKTOR MULTIPLIKASI

Berdasarkan nilai faktor multiplikasi, terdapat tiga jenis keadaan teras reaktor, yaitu:

(a) k > 1 , disebut keadaan superkritis, dimana populasi neutron terus bertambah

(b) k = 1 , disebut keadaan kritis, dimana populasi neutron tidak berubah (konstan)

(c) k < 1 , disebut keadaan subkritis, dimana populasi neutron terus berkurang

Ketiga keadaan tersebut diperlihatkan pada gambar berikut:

Gambar Faktor Multiplikasi Neutron

k<1

k=1

k>1 N(t)

N(0)

Gambar Reaksi Fisi Berantai

ridwan@fst.uinsgd.ac.id ridwanramdani@students.itb.ac.id

C. ALAT BAHAN

Spesifikasi yang dibutuhkan dalam melakukan eksperimen ini adalah:

1. Laptop/PC berbasis Linux atau windows dengan menggunakan cygwin

2. g++, gcc atau fortran sebagai bahasa pemrograman

3. software SRAC.tar dan SRACLIB-JDL32.tar

D. PROSEDUR

Eksperimen dilakukan dengan simulasi komputasi. Hitung enrichment U-235 mulai dari

2% sampai 8%. Hitung fuel fraction untuk bahan bakar, cladding dan moderator dengan

rentang nilai dari 40% sampai 60%. Hitung densitas untuk masing-masing bahan bakar

dan cladding yang akan digunakan. Hitung penambahan burnable poisson. Data hasil

perhitungan tersebut masukkan ke dalam software SRAC untuk masing-masing

spesifikasinya dan kemudian jalankan programnya dengan perintah ./

E. TUGAS PENDAHULUAN

1. Jelaskan prinsip kerja PLTN

2. Apa yang dimaksud dengan faktor multiplikasi, enrichment, burnable poisson,

cladding, moderator, coolant dalam reaktor nuklir

3. Jelaskan prinsip dari reaksi fisi berantai

4. Hitung konsentrasi U-235 yang diperkaya 4% dalam UO2

5. Jelaskan perbedaan PLTN, PLTU dan PLTA

F. TUGAS AKHIR

1. Buatlah grafik perbandingan enrichment U-235

2. Buatlah grafik perbandingan fuel fraction

3. Buatlah grafik perbandingan bahan bakar yang digunakan

4. Buatlah grafik perbandingan cladding reaktor

5. Buatlah grafik pengaruh penambahan burnable poisson

G. REFERENSI

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., Su’ud, 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., Su’ud, Z. 2012. Studi Desain Reaktor Termal Pressurized Water

Reactor (PWR) Kecil Berumur Panjang Berbahan Bakar Thorium Nitrida