BAB II TINJAUAN PUSTAKA 2.1. Interaksi Neutron dengan

6

BAB II

TINJAUAN PUSTAKA

2.1. Interaksi Neutron dengan Materi

Neutron dapat menyebabkan dua jenis interaksi yang berbeda bila

berinteraksi dengan materi yaitu hamburan dan serapan. Hamburan dibedakan

menjadi dua jenis yaitu hamburan elastis dan hamburan tidak elastis sedangkan

serapan neutron terdiri dari berbagai jenis reaksi nuklir. Di bawah ini akan diuraikan

jenis-jenis interaksi neutron.

2.1.1. Hamburan

Hamburan neutron terjadi ketika sebuah inti ditumbuk oleh neutron, atau

neutron diserap inti namun dikeluarkan lagi. Hamburan neutron dibedakan menjadi

hamburan elastis dan tidak elastis.

2.1.1.1. Hamburan Elastis

Pada hamburan elastis, antara neutron dan inti target tidak terjadi transfer

energi yang menyebabkan inti atom tidak tereksitasi. Transfer energi tersebut

dikonversi menjadi energi kinetik pada sistem yang menyebabkan neutron dan inti

atom terpental.

Hamburan elastis dapat terjadi dalam 2 cara, yaitu hamburan elastis resonansi

dan hamburan elastis potensial. Hamburan elastis resonansi yaitu neutron diserap

inti target sehingga terbentuk inti gabung kemudian dipancarkan kembali sehingga

inti tetap berada dalam keadaan dasarnya. Hamburan elastis potensial terjadi pada

neutron yang memiliki energi lebih dari 1 MeV. Pada hamburan ini, neutron tidak

menyentuh inti dan tidak terbentuk inti gabung. Neutron dihamburkan oleh gaya

inti ketika mencapai jarak yang cukup dekat dengan inti (DOE, 1993).

2.1.1.2. Hamburan tidak elastis

Hamburan tidak elastis terjadi ketika neutron diserap oleh inti target dan

terbentuk inti gabung. Inti gabung kemudian memancarkan neutron dengan energi

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user


commit to user

7

kinetik yang lebih rendah dan meninggalkan inti asal dalam keadaan tereksitasi.

Untuk mencapai keadaan dasar, inti yang tereksitasi memancarkan sinar gamma.

2.1.2. Reaksi serapan

Tangkapan radiatif, lontaran partakel dan fisi merupakan bentuk reaksi

serapan neutron oleh inti atom.

2.1.2.1. Tangkapan Radiatif

Pada reaksi tangkapan radiatif, neutron masuk ke dalam inti target dan

membentuk sebuah inti gabung. Inti gabung mencapai keadaan dasar dengan

memancarkan sinar gamma. Persamaan reaksi di bawah ini merupakan contoh

reaksi tangkapan radiatif. Inti uranium-238 menangkap neutron namun tidak diikuti

dengan fisi.

n + U238 + ( U239 )∗ → U239 + 𝛾

2.1.2.2. Lontaran Partikel

Reaksi lontaran partikel terjadi ketika partikel neutron memasuki inti target

dan membentuk inti gabung. Inti gabung yang terbentuk berada dalam keadaan

tereksitasi ke tingkat energi yang cukup tinggi dan melontarkan partikel baru.

Setelah partikel dilontarkan, inti mungkin masih berada pada keadaan tereksitasi

yang kemudian memancarkan 𝛾 menjadi keadaan dasar.

2.1.2.3. Fisi

Salah satu reaksi serapan interaksi neutron yang sangat penting pada reaktor

adalah reaksi fisi, dimana inti setelah menyerap neutron kemudian terbagi menjadi

2 nuklida yang lebih ringan (DOE, 1993). Reaksi fisi akan dijelaskan pada sub bab

selanjutnya.


commit to user


commit to user

8

2.2. Reaksi Fisi

Reaksi fisi nuklir merupakan proses dimana inti berat seperti uranium

terbelah menjadi dua inti yang lebih ringan serta pelepasan dua atau tiga neutron

serta energi sekitar 200 MeV.

n + U → X + Y + 2 ~3n + energi235

Proses reaksi fisi yang ditunjukkan pada Gambar 2.1 adalah yang umum

terjadi. Proses seperti ini dinamakan induced fission. Pada gambar A diperlihatkan

neutron memasuki inti. Ketika inti menyerap neutron akan terbentuk inti gabung

yang sangat tereksitasi sehingga membentuk seperti yang ditunjukkan pada gambar

B. Jika energi eksitasi cukup besar, maka inti menengah dapat membuat bentuk

dumb-bell seperti ditunjukkan pada gambar C. Dalam kasus seperti ini gaya tolak

Coulomb antara dua bentuk dumb-bell mungkin tidak dapat mengatasi gaya ikat

kuat nuklir dan pembelahan inti sehingga terbentuk seperti gambar D (IAEA, 2015).

Gambar 2.1. Proses Fisi Nuklir (IAEA, 2015)

Nuklida yang mengalami reaksi fisi segera setelah menangkap neutron

disebut nuklida fisil. Nuklida fisil juga dapat membelah pada saat menangkap

neutron cepat, tetapi kebolehjadian reaksi fisi menurun nilainya untuk neutron

dengan energi kinetik yang semakin besar. Nuklida fisil utama yaitu 235U dan 239Pu.

Satu-satunya nuklida fisil alami adalah 235U (IAEA,2015).

Reaksi fisi 235U seperti ditunjukkan pada Gambar 2.2 dengan energi 200

MeV, dua atau tiga neutron, dua inti fragmen fisi, serta sinar gamma dan neutrino.

Fragmen fisi mengalami peluruhan radioaktif dengan menghasilkan produk fisi.

Berikut merupakan gambar untuk reaksi fisi 235U.

A B C D


commit to user


commit to user

9

Gambar 2.2. Reaksi Fisi Uranium 235 (Lewis, 2008)

Sekitar 200 MeV energi yang dilepaskan oleh reaksi fisi muncul sebagai

energi kinetik dari fragmen fisi, neutron dan sinar gamma, sedangkan yang berasal

dari peluruhan radioaktif partikel beta, sinar gamma, dan neutrino dipancarkan

sebagai hasil fisi. Energi kinetik ini berubah menjadi panas sebagai hasil dari

interaksi produk fisi dengan medium sekitar (Lewis, 2008).

2.2.1. Reaksi Fisi Berantai

Telah dijelaskan sebelumnya, bahwa reaksi fisi 235U menghasilkan dua atau

tiga neutron cepat dan energi sebesar 200 MeV, sedangkan reaksi fisi hanya

membutuhkan sebuah neutron termal. Neutron cepat yang dihasilkan dari reaksi fisi

jika energinya menurun menjadi termal dan kemudian bereaksi dengan 235U

memungkinkan untuk terjadi reaksi fisi kembali. Hal tersebut dapat diartikan

bahwa, satu reaksi fisi dapat menghasilkan beberapa reaksi fisi berikutnya, begitu

seterusnya. Reaksi ini dinamakan reaksi fisi berantai (Suharyana & Khakim, 2016).

2.2.2. Tampang Lintang Mikroskopis Fisi

Besaran tampang lintang mikroskopis fisi 𝜎𝑓 adalah nilai kebolehjadian

sebuah neutron dan inti berinteraksi membentuk inti gabung yang kemudian

membelah. Nuklida dapat belah yang digunakan untuk bahan bakar reaktor adalah

235U dan 238U. Neutron cepat hasil fisi terdifusi ke dalam atom di sekitarnya serta

berinteraksi dengan atom terdekat. Jika neutron termal berinteraksi dengan nuklida

fisil, maka hanya satu dari 3 interaksi yang mungkin terjadi, hamburan elastis,


commit to user


commit to user

10

tangkapan radiatif dan fisi. Tampang lintang mikroskopis ketiganya diberi simbol

𝜎𝑠, 𝜎𝛾 dan 𝜎𝑓. Tampang lintang 𝜎𝑠 memiliki nilai yang paling kecil sehingga,

kejadian yang paling mungkin yaitu tangkapan radiatif dan fisi. Grafik tampang

lintang fisi untuk 235U dan 238U ditunjukkan pada Gambar 2.3 dan Gambar 2.4.

Besaran yang sering digunakan dalam perancangan teras reaktor yaitu

perbandingan kebolehjadian reaksi tangkapan dengan fisi

𝛼 = 𝜎𝛾

𝜎𝑓 (2.1)

Nilai 𝛼 bergantung pada energi neutron. Nilai 𝛼 untuk 235U sebesar 0,169 untuk

neutron berenergi termal 0,0253 eV (Suharyana & Khakim, 2016).

Gambar 2.3 Tampang lintang fisi 235U (Stacey, 2010)

Gambar 2.4. Tampang lintang fisi 238U (Stacey,2010)


commit to user


commit to user

11

Gambar 2.5. Tampang lintang 238U (Fisher,1989)

2.3. Tampang Lintang Makroskopis

Konsep tampang lintang makroskopis dapat dijelaskan sebagai berikut.

Seberkas neutron bergerak sepanjang sumbu-x dengan intesitas sebelum mengenai

sasaran sebesar 𝐼0. Sebagian neutron dihamburkan, sebagian diserap dan sebagian

lagi tidak berinteraksi apapun. Intensitas neutron yang tidak berinteraksi apapun

sebesar 𝐼(𝑥) dan memasuki sasaran sebesar dx. Misalkan banyaknya atom sasaran

tiap cm2 pada sasaran setebal dx adalah 𝑑 𝑁 𝐴 = 𝑁 𝑑𝑥 dimana N adalah kerapatan

inti sasaran, maka laju reaksi total tiap satuan luas adalah

𝑑 𝑅 = 𝜎𝑡𝑑 𝑁 𝐴

= 𝜎𝑡𝑑 𝑁 𝐴 (2.2.)

Intensitas neutron berkurang setelah melewati dx, maka nilainya menjadi

−𝑑𝐼(𝑥) = −{𝐼(𝑥 + 𝑑𝑥) − 𝐼(𝑥)}

= 𝜎𝑡𝐼 𝑁 𝑑𝑥 (2.3.)

Persamaan 2.3 diintegralkan dengan syarat batas intensitas neutron di 𝑥 =

0 adalah I0, penyelesaiannya adalah

𝐼(𝑥) = 𝐼0𝑒−𝑁𝜎𝑡𝑥

= 𝐼0𝑒−Σ𝑡𝑥 (2.4.)


commit to user


commit to user

12

Besaran 𝑁 𝜎𝑡 ditulis dengan symbol Σ𝑡 yang dinamakan tampang lintang

makroskopis total. Besaran tersebut dapat dideskripsikan sebagai kebolehjadian

tiap satuan panjang perjalanan neutron akan bereaksi dengan sebuah inti. Karena

𝑑𝐼(𝑥) adalah banyaknya neutron yang menumbuk inti ketika menembus sasaran

sejauh dx maka 𝑑𝐼(𝑥)

𝐼 (𝑥)= Σ𝑡𝑑𝑥 adalah kebolehjadian neutron tidak mengalami

tumbukan ketika menembus sasaran sejauh x lalu menumbuk inti ketika menempuh

jarak selanjutnya sejauh dx. Sedangkan untuk fraksi neutron yang telah menempuh

jarak sejauh x tanpa menumbuk apapun ditafsirkan sebagai kebolehjadian sebuah

neutron bergerak sejauh x ditulis dengan besaran 𝐼(𝑥)

𝐼0= 𝑒𝑒−Σ𝑡𝑥

. Kebolehjadian

sebuah neutron menumbuk inti ketika menempuh jarak dx adalah

𝑝(𝑥) 𝑑𝑥 = Σ𝑡𝑒(−Σ𝑡𝑥)𝑑𝑥 (2.5)

Jalan bebas adalah jarak yang ditempuh sebuah neutron setelah berinteraksi

yang kemudian berinterasi lagi, sedangkan jarak rata-rata antara interaksi-interaksi

disebut dengan jalan bebas rerata diberi simbol 𝜆.

𝜆 = ∫ 𝑥𝑝(𝑥)𝑑𝑥∼

0

= Σ𝑡 ∫ 𝑥𝑒(−Σ𝑡𝑥)𝑑𝑥 = 1/∼

0Σ𝑡 (2.6)

Persamaan di atas hanya berlaku untuk nuklida tunggal. Sedangkan untuk 2

jenis nuklida misalnya X dan Y yang terdiri 𝑁𝑥 dan 𝑁𝑦 atom/cm3 sedangkan untuk

tampang lintang 𝜎𝑋 dan 𝜎𝑌 maka tampang lintang total makrokopis

Σ𝑡𝑜𝑡𝑎𝑙 = Σ𝑋 + Σ𝑌

= N𝑋σ𝑋 + N𝑌σ𝑌 (2.7)

(Suharyana & Khakim, 2016).

2.4. Fluks Neutron

Banyaknya tumbukan tiap cm3/detik yang diakibatkan oleh berkas neutron

mono energetik dengan intensitas 𝐼 ketika menumbuk sasaran adalah

𝐹 = Σ𝑡𝐼 (2.8)


commit to user


commit to user

13

Dengan Σ𝑡 adalah tampang lintang makroskopis total. Jika ditinjau beberapa berkas

neutron yang masing-masing memiliki intensitas dan energi tertentu yang nengarah

pada inti sasaran, maka laju interaksinya adalah

𝐹 = Σ𝑡(𝐼𝐴 + 𝐼𝐵 + 𝐼𝐶 + ⋯ )

= Σ𝑡(𝑛𝐴 + 𝑛𝐵 + 𝑛𝐶 + ⋯ )𝑣 (2.9)

Pada persamaan (2.9) ditunjukkan bahwa nilai (𝑛𝐴, 𝑛𝐵 , 𝑛𝐶) adalah densitas

masing-masing berkas neutron, sedangkan 𝑣 merupakan kecepatan neutron maka 𝑛

merupakan nilai densitas total neutron yang mengenai sasaran. Dengan demikian

persamaan 2.10 dapat ditulis

𝐹 = Σ𝑡𝑛𝑣

= Σ𝑡𝜙 (2.10)

Dimana 𝜙 diartikan sebagai besaran fluks neutron yang memiliki satuan

neutron/cm2-detik

𝜙 = 𝑛𝑣 (2.11)

(Suharyana & Khakim, 2016).

2.5. Spektrum Energi Neutron

Spektrum energi fluks neutron 𝜙(𝐸), atau disingkat dengan spektrum neutron

merupakan besaran yang menyatakan jumlah neutron (per satuan energi) yang

berada disekitar energi E dan E+dE (Yazid, 2005). Berdasarkan energi kinetiknya

neutron dibagi menjadi neutron termal (𝐸𝑘 < 1eV), neutron epitermal (𝐸𝑘~1eV −

1keV), neutron lambat (𝐸𝑘~1 keV − 100 keV) dan neutron cepat (𝐸𝑘 > 100 keV).

Yang dimaksud dengan neutron termal memiliki energi sebesar 0,025 eV

(Suharyana dan Khakim, 2016).

Bentuk spektrum neutron di dalam teras dipengaruhi oleh beberapa faktor

seperti komposisi dan jenis bahan teras, konfigurasi teras serta suhu maupun daya

reaktor. Pada Gambar 2.6 ditunjukkan spektrum neutron pada reaktor termal.


commit to user


commit to user

14

Gambar 2.6. Spektrum neutron pada reaktor termal (Yazid, 2000)

Pada daerah I merupakan daerah kelompok energi termal, yaitu < 0,6 eV.

Sedangkan daerah II merupakan daerah kelompok energi menengah yang berkisar

antara 0,6 eV sampai dengan 0,1 MeV. Untuk daerah III merupakan daerah neutron

cepat (Yazid, 2000).

2.6. Laju Reaksi

Pada persamaan 2.11 telah ditunjukkan besar 𝜙, maka besarnya laju reaksi

dapat dihitung dengan persamaan

𝑅 = 𝜙Σ (2.12)

dengan Σ = 𝑁 𝜎 maka

𝑅 = 𝜙𝑁𝜎 (2.13)

N adalah rapat atom dengan satuan atom/cm3 (Suharyana & Khakim, 2016).

2.7. Rumus Enam Faktor

Faktor multiplikasi tak behingga 𝑘∞ digunakan pada reaktor yang ukurannya

tak berhingga sehingga tidak ada neutron yang bocor

Di dalam reaktor dengan ukuran tertentu dapat dipastikan terjadi kebocoran

neutron yang keluar teras. Pada reaktor seperti ini digunakan besaran 𝑘𝑒𝑓𝑓 faktor


commit to user


commit to user

15

multiplikasi efektif. Faktor multiplikasi efektif merupakan perbandingan antara

neutron yang dihasilkan oleh reaksi fisi dalam satu generasi dengan jumlah neutron

pada generasi sebelumnya. Nilai ini sudah memperhitungkan kebocoran neutron.

Hubungan antara 𝑘∞ dan 𝑘𝑒𝑓𝑓 yaitu

𝑘𝑒𝑓𝑓 = 𝑘∞𝐿𝑓𝐿𝑡 (2.14)

Faktor mutlipikasi tak terhingga dinyatakan dengan:

𝑘∞ = 𝜀𝑝𝑓𝜂 (2.15)

Proses pertama pada neutron generasi pertama yaitu mengalami fisi cepat.

Fisi cepat merupakan fisi yang disebabkan oleh neutron yang berada pada rentang

energi cepat. Ketika neutron cepat hasil fisi ditangkap oleh kedua nuklida 235U atau

238U maka mungkin terjadi reaksi fisi. Akibatnya populasi neutron cepat pada satu

generasi bertambah. Faktor fisi cepat (𝜀) dinyatakan sebagai perbandingan antara

neutron cepat yang dihasilkan semua fisi dan neutron cepat yang dihasilkan oleh

fisi termal. Besaran tersebut dinyatakan pada persamaan 2.16. Nilai 𝜀 dipengaruhi

oleh susunan dan konsentrasi dari bahan bakar dan moderator (DOE, 1993).

𝜀 = # neutron cepat yang dihasilkan oleh semua fisi

# neutron cepat yang dihasilkan olehfisi termal (2.16)

Peningkatan jumlah neutron dari hasil fisi cepat menyebabkan cacah neutron

cepat bertambah banyak. Selanjutnya neutron ini akan terdifusi di atom material

reaktor. Selama perjalanannya, neutron berinteraksi dengan nuklida bahan bakar

dan non bahan bakar serta moderator sehingga kehilangan energi tiap kali

berinteraksi. Ketika energinya turun menjadi sekitar 6 – 200 eV, terdapat peluang

untuk diserap oleh 238U namun tidak menghasilkan fisi. Probabilitas neutron yang

berhasil mencapai energi termal dengan neutron cepat yang mulai melambat

dinyatakan dengan probabilitas lolos resonansi dan dituliskan pada persamaan 2.17

(DOE,1993).

𝑝 =# neutron yang berhasil mencapai energi termal

# neutron cepat yang mulai melambat (2.17)

Nilai 𝑝 dipengaruhi oleh susunan bahan bakar, moderator serta pengayaan

235U yang digunakan. Selain itu, pada reaktor dengan moderator air serta pengayaan

235U rendah, probabilitas lolos dipengaruhi oleh kenaikan suhu bahan bakar yang


commit to user


commit to user

16

menyebabkan naiknya nilai serapan 238U akibat efek Doppler sehingga, nilai

probabilitas lolos resonansi menjadi lebih kecil.

Neutron termal terdifusi di material penyusun teras reaktor serta memiliki

kebolehjadian diserap oleh material lain maupun material bahan bakar. Faktor

utilitas termal menggambarkan ukuran efektiftitas neutron yang berhasil mencapai

energi termal dan diserap bahan bakar. Nilai tersebut dinyatakan pada persamaan

2.18.

𝑓 = # neutron termal yang diserap bahan bakar

# neutron termal yang diserap oleh seluruh material reaktor (2.18)

Sebagian neutron yang diserap bahan bakar akan menyebabkan fisi. Faktor

reproduksi 𝜂 didefinisikan sebagai perbandingan neutron cepat hasil fisi oleh

neutron termal dengan neutron termal yang diserap bahan bakar. Nilai faktor

reproduksi ditunjukkan pada persamaan 2.19.

𝜂 = # neutron cepat hasil fisi oleh neutron termal

# neutron termal yang diserap bahan bakar (2.19)

Besaran 𝐿𝑓 dan 𝐿𝑡 merupakan kebolehjadian neutron cepat dan neutron

lambat tidak bocor,

𝐿𝑓 =# neutron cepat tidak bocor dari reaktor

#neutron cepat hasil fisi (2.20)

dan

𝐿𝑡 =# neutron termal tidak bocor dari reaktor

#neutron yanyg berhasil mencapai energi termal (2.21)


commit to user


commit to user

17

Gambar 2.7. Contoh siklus hidup neutron satu generasi dengan 𝑘𝑒𝑓𝑓 = 1

(DOE, 1993).

Nilai 𝑘𝑒𝑓𝑓 diperoleh dengan persamaan

𝑘𝑒𝑓𝑓 = 𝜀𝐿𝑓𝑝𝐿𝑡𝑓𝜂 (2.22)

=# neutron hasil fisi pada generasi ke 𝑖

# (neutron diserap+neutron bocor) generasi ke 𝑖−1

(Suharyana & Khakim. 2016)


commit to user


commit to user

18

2.8. Reaktivitas dan Koefisien Reaktivitas

Reaktivitas adalah besaran yang menunjukkan perubahan faktor multiplikasi

efektif yang disebakan oleh kondisi reaktor. Nilai 𝑘𝑒𝑓𝑓 akan berubah jika terjadi

perubahan operasi reaktor, seperti perubahan letak batang kendali, susunan teras,

masuknya sumber neutron maupun penyerap neutron ke dalam teras (Deen et al,

2001).

Nilai 𝑘𝑒𝑓𝑓 tidak selalu konstan dikarenakan nilai tersebut menunjukkan

perbandingan populasi neutron pada suatu generasi dibandingkan dengan generasi

sebelumnya. Dikarenakan tidak selalu konstan maka perubahan nilai 𝑘𝑒𝑓𝑓 dapat

dinyatakan dengan besaran reaktivitas yang didefinisikan sebagai

𝜌 =𝑘𝑒𝑓𝑓−1

𝑘𝑒𝑓𝑓 (2.23)

Dari persamaan di atas dapat dilihat bahwa nilai 𝜌 bergantung pada nilai 𝑘𝑒𝑓𝑓.

Jika nilai 𝑘𝑒𝑓𝑓 > 1 reaktor superkritis, maka 𝜌 bernilai lebih dari 0. Jika nilai

𝑘𝑒𝑓𝑓 = 1, reaktor kritis, maka 𝜌 bernilai sama dengan 0. Reaktor subkritis jika

𝑘𝑒𝑓𝑓 < 1 dan 𝜌 < 0. Oleh karena itu, kondisi reaktor dapat dinyatakan berdasarkan

nilai 𝜌. Semakin besar nilai 𝜌 maka semakin jauh dari kondisi kritis (Suharyana &

Khakim, 2016).

2.8.1. Koefisien Reaktivitas

Koefisien reakivitas merupakan bilangan yang menyatakan pengaruh-

pengaruh terhadap reaktivitas, yang dapat dinyatakan dengan persamaan berikut

𝛼𝓍 =∆𝜌

∆𝓍 (2.24)

Pada persamaan 2.24, 𝓍 merupakan faktor yang mempengaruhi nilai

reaktivitas. Nilai 𝓍 dapat menyebabkan penambahan reaktivitas positif ataupun

negatif. Jika 𝛼𝓍 bernilai positif maka sistem dikatakan memiliki reaktivitas positif

dan apabila negatif maka reaktivitasnya negatif. Suatu reaktor harus diupayakan

memiliki nilai reaktivitas total negatif (Suharyana & Khakim, 2016).


commit to user


commit to user

19

Setiap perubahan nilai masing-masing faktor pada rumus enam faktor nilai

𝑘𝑒𝑓𝑓 berpengaruh terhadap perubahan reaktivitas. Penyebab perubahan nilai

reaktivitas yaitu:

1. Perubahan daya reaktor.

2. Penurunan fluks neutron dan peningkatan populasi neutron yang tidak lolos

tangkapan resonansi. Ini akibat dari jangka waktu pemakaian reaktor yang

cukup lama yang menyebabkan konsentrasi nuklida 235U semakin berkurang

sedangkan konsentrasi 238U relatif konstan.

3. Terbentuknya racun reaktor yaitu 135Xe dan 149Sm. Racun reaktor memiliki

tampang lintang serapan besar, sehingga menyebabkan populasi neutron

berkurang. Hal tersebut menyebabkan racun reaktor sebagai penyumbang

reaktivitas negatif.

2.9. Koefisien Reaktivitas Suhu Bahan Bakar

Perubahan konsentrasi bahan bakar berpengaruh terhadap perubahan suhu

teras. Koefisien reaktivitas suhu bahan bakar juga biasa disebut dengan koefisien

Doppler nuklir. Suhu bahan bakar mempengaruhi daya reaktor. Nilai negatif

koefisien reaktivitas suhu bahan bakar lebih penting dibandingkan nilai negatif

koefisien suhu moderator (Jevremovic, 2009).

2.10. Koefisien Reaktivitas Suhu Moderator

Koefisien suhu moderator didefinisikan sebagai perubahan reaktivitas rata-

rata yang diakibatkan oleh suhu moderator. Desain reaktor yang baik memiliki

koefisien suhu moderator yang negatif, karena hal tersebut merupakan kemampuan

reaktor mengatur dirinya sendiri (self-regulating effect) (Jevremovic, 2009).

2.11. Doppler Broadening

Nilai besaran tampang lintang dipengaruhi oleh energi neutron yang

berinteraksi. Tampang lintang bergantung pada energi relatif dari interaksi neutron

dengan inti atom. Energi relatif identik dengan energi neutron ketika inti atom


commit to user


commit to user

20

dalam kondisi diam. Ketika inti atom bergetar, neutron dengan energi resonansi

akan diserap oleh inti tersebut.

Energi getaran meningkat bersamaan dengan meningkatnya suhu, begitu pula

rentang energi relatif neutron dengan inti. Hal ini berarti rentang kecepatan neutron

mejadi lebih lebar, bersamaan dengan pelebaran puncak serapan. Berdasarkan hasil

dari efek Doppler, pelebaran puncak resonansi terjadi ketika peningkatan suhu,

efek ini disebut dengan Doppler broadening. Sedangkan tampang lintang pada

energi resonansi nilainya berkurang bersamaan dengan peningkatan suhu. Bentuk

perubahan tampang lintang ketika terjadi perubahan temperatur ditunjukan pada

Gambar 2.8.

Gambar 2.8. Doppler broadening: perubahan tampang lintang terhadap suhu

(Jevremovic, 2009)

2.12. Reaktor

Reaktor dapat diartikan sebagai tempat berlangsungnya reaksi. Jika ditinjau

pada proses reaksinya maka terdapat beberapa jenis reaktor, yaitu reaktor kimia,

reaktor bakar dan reaktor nuklir. Reaktor yang di dalamnya terjadi reaksi kimia

maka disebut sebagai reaktor kimia, sebagai contoh yaitu reaktor yang terpasang

pada pabrik. Reaktor bakar apabila yang terjadi di dalamnya berupa reaksi


commit to user


commit to user

21

pembakaran, sedangkan reaktor nuklir yaitu tempat berlangsungnya reaksi fisi

nuklir berantai.

Reaktor nuklir dapat dibedakan berdasarkan fungsi, bahan pendingin, dan

bahan moderator. Reaktor nuklir berdasarkan fungsinya dibedakan menjadi 2 yaitu,

reaktor penelitian atau riset dan reaktor daya. Reaktor riset yaitu reaktor nuklir yang

didisain untuk penelitian, pengujian bahan, pelatihan maupun memproduksi isotop.

Sedangkan reaktor daya yaitu reaktor nuklir yang digunakan untuk menghasilkan

daya listrik atau sebagai pembangkit tenaga listrik. Perbedaan dari kedua reaktor

ini yaitu reaktor penelitian memanfaatkan neutron yang dihasilkan dari reaksi nuklir

untuk keperluan penelitian dan produksi isotop. Panas yang dihasilkan reaktor ini

diupayakan sekecil mungkin agar dapat dibuang ke lingkungan. (Adiwardojo et al.,

2010).

Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) menggunakan panas yang

dihasilkan oleh reaktor daya. Neutron yang dihasilkan sebagian diserap dengan

batang kendali dan sebagian diubah menjadi neutron untuk meneruskan reaksi

berantai (Adiwardojo et al., 2010). Prinsip kerja dari PLTN adalah sebagai berikut.

Reaktor daya menghasilkan panas yang diakibatkan oleh reaksi fisi nuklir. Energi

panas ini diambil dari teras reaktor menggunakan air dan digunakan untuk

menghasilkan uap air bertekanan tinggi. Selanjutnya uap digunakan untuk memutar

turbin, yang dihubungkan ke generator listrik. Air panas bertekanan tinggi yang

digunakan untuk menghasilkan uap diubah kembali menjadi fasa air menggunakan

condenser kemudian dipompakan kembali ke teras reaktor (Peryoga, 2007).

Karakteristik sistem keselamatan PLTN terdiri dari keselamatan inheren,

sistem pasif dan sistem aktif. HTGR digolongkan sebagai reaktor Generasi IV

karena memiliki keselamatan inheren (Peng et al., 2016). Karakteristik keselamatan

inheren pada setiap reaktor berbeda, namun pada dasarnya memanfaatkan hukum

alam. Karakteristik dari keselamatan inheren salah satunya yaitu membatasi

terjadinya penyimpanan daya yang mungkin dapat menyebabkan shut down.

Prinsip keselamatan reaktor salah satunya yaitu defense in depth, artinya

reaktor memiliki fitur keselamatan berlapis. Pencegahan merupakan pertahanan

awal. Pada tahap ini pemberian faktor keselamatan pada setiap desain sistem


commit to user


commit to user

22

menjadi sangat penting. Selanjutnya yaitu tahap perlindungan, berupa penyediaan

suatu sistem untuk shut down secara cepat sehingga reaksi fisi dapat dihentikan

dengan segera, serta pengaktifan fitur keselamatan lainnya. Sistem pendingin teras

didesain untuk mampu mengantisipasi terjadinya kehilangan pendinginan akibat

kebocoran serta penyediaan alat penyuplai daya cadangan ketika terjadi kegagalan

pada penyuplai daya utama (Arindya & Hermanto, 2012).

2.12.1. Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN)

BAPETEN adalah Lembaga Pemerintah non Kementerian yang bertanggung

jawab dan berada langsung di bawah Presiden. Tugas pokok BAPETEN meliputi

pengawasan terhadap segala pemanfaatan tenaga nuklir dengan menyelenggarakan

peraturan, perizinan dan inspeksi. Pelaksanaan tugas tersebut guna memenuhi

beberapa tujuan, di antaranya terjamin kesejahteraan, keamanan dan ketentraman

masyarakat, menjamin keselamatan dan kesehatan pekerja dan anggota masyarakat

serta perlindungan terhadap lingkungan hidup. Dalam bidang hukum, bertujuan

memelihara tertib hukum dalam pelaksanaan pemanfaatan tenaga nuklir serta

meningkatkan kesadaran hukum pengguna.

Ketentuan keselamatan desain reaktor daya tercantum dalam Perka

BAPETEN No 3 Tahun 2011. Pada pasal 16 dijelaskan mengenai tim independen

yang bertugas mengevaluasi desain reaktor daya yang memenuhi kriteria

keselamatan, keandalan serta mutu yang sesuai dengan peraturan perundang-

undangan, kode dan standar melalui verifikasi dan penilaian keselamatan desain,

penetapan standar teknis, persetujuan dokumen teknis kunci dan penerapan budaya

keselamatan (bapeten.go.id).

2.13. Reaktor Generasi ke Generasi

Reaktor generasi I merupakan prototip awal reaktor daya yang didisain dari

1950 sampai 1960. Contoh reaktor pada generasi ini yaitu Shippingport (1957-

1982) di Pennsylvania, Dresden-1 (1960-1978) di Illinois dan Calder Hall-1 (1956-

2003). Reaktor pada generasi ini beroperasi pada tingkat untuk membuktikan

konsep reaktor daya untuk PLTN.


commit to user


commit to user

23

Reaktor generasi II merupakan reaktor komersil yang didesain agar

memenuhi nilai ekonomis dan dapat diandalkan. Reaktor ini didesain untuk masa

operasional selama 40 tahun. Prototip dari jenis reaktor ini yaitu pressurized water

reactors (PWR), CANada Deuterium Uranium (CANDU), boiling water reactors

(BWR), advanced gas-cooled reactors (AGR), dan Vodo-Vodyanoi Energetichesky

Reactors (VVER). Light Water Reactor (LWR) menggunakan fitur keselamatan

aktif tradisional dengan melibatkan operasi mekanik secara otomatis atau dapat

pula melibatkan operator reaktor nuklir.

Perkembangan selanjutnya yaitu reaktor generasi III yang merupakan

pengembangan reaktor generasi II. Perkembangan yang dilakukan yaitu meliputi

teknologi bahan bakar, efisiensi termal, dan system keamanan yang

memprioritaskan keamanan pasif dibandingkan keamanan aktif seperti

sebelumnya.

Generasi selanjutnya yaitu perkembangan dari reaktor generasi III yang

dinamakan reaktor generasi III+. Generasi ini menawarkan perkembangan yang

signifikan terutama mengenai keamaannya. Perkembangan yang paling signifikan

reaktor generasi III+ dari desain reaktor generasi II adalah gabungan dari beberapa

desain fitur keselamatan pasif (Goldberg dan Rosner, 2011).

Generasi terbaru yaitu generasi IV berada pada tahap pengembangan inovatif

dari generasi sebelumnya. Aspek perkembangan generasi IV meliputi

keberlanjutan, ekonomi, keselamatan dan kehandalan, serta pencegahan

pemanfaatan senjata nuklir dan proteksi fisik.

Reaktor VHTR merupakan salah satu contoh dari reaktor generasi IV. VHTR

memiliki beberapa keunggulan diantaranya sistem VHTR unggul dalam hal aspek

keselamatan dan kehandalan. Sistem keselamatan VHTR melekat di bahan bakar

dan sistem reaktor.

Terdapat dua jenis teras VHTR yaitu tipe prismatik dan tipe pebble bed.

Keduanya menggunakan bahan bakar berbentuk TRISO (TRistructural-ISOtropic).

Setiap lapisan TRISO memiliki kegunaan masing-masing, salah satunya untuk

mencegah kebocoran nuklida produk fisi dan juga menjaga struktur reaktor tidak

meleleh dalam kondisi apapun. Partikel berlapis terdistribusi secara acak dalam sel


commit to user


commit to user

24

kompak bahan bakar untuk tipe prismatic dan dalam bentuk bola bahan bakar untuk

tipe pebble bed (Anggoro et al., 2013)

2.14. High Temperature Reactor 10 MW (HTR-10)

HTR-10 merupakan prototip reaktor daya generasi IV dengan daya maksimal

10 MW. Teras reaktor dapat dideskripsikan sebagai silinder yang terhubungkan

dengan sebuah kerucut yang berada di bagian bawah. Kerucut itu terhubung dengan

sistem manajemen bahan bakar. Diagram model HTR-10 ditunjukkan pada Gambar

2.4. Teras diisi oleh bola yang berdiameter 6 cm, atau biasa disebut dengan pebble.

Bentuk pebble ditunjukkan pada Gambar 2.5. Terdapat dua jenis pebble yaitu

pebble bahan bakar dan pebble moderator. Pebble bahan bakar terdapat dua bagian

yaitu bagian pertama merupakan bagian yang terkandung di dalam bola yang

berdiameter 5 cm atau biasa disebut dengan bagian bahan bakar. Pada bagian pebble

bahan bakar terdapat matriks grafit dengan bola-bola kecil di dalamnya atau biasa

disebut dengan bagian partikel. Bagian yang kedua yaitu antara batas luar dari

bagian bahan bakar dan permukaan pebble yang terdiri dari grafit dan dapat

dianggap sebagai bagian moderasi (Hosseini, 2012).


commit to user


commit to user

25

Gambar 2.9. Penampang melintang HTR-10 (Chen and Zhang, 2016)

2.14.1. Bahan Bakar

Bahan bakar uranium pada HTR 10 diselubungi oleh empat lapisan, yaitu

Karbon, IPyC (Inner Pyrolytic Coating), SiC (Silicon Carbides) dan OPyC (Outer

Pyrolytic Coating). (Lihat pada gambar 2.5) (Oktajianto,2015). Salah satu material

penyusun TRISO adalah SiC. SiC merupakan material keramik yang memiliki

ikatan ionik yang tinggi dan tahan terhadap suhu tinggi. Material SiC memiliki

ketahanan saampai suhu 2.2000C-2.7000C. Selain itu, material SiC tergolong

material yang keras dan tahan terhadap abrasive (Kurniawati, 2011). Fungsi karbon

pada SiC adalah sebagai material moderator.

Pebble dengan diameter 6,0 cm di dalamnya terdapat zona bahan bakar

dengan diameter 5,0 cm. Perbandingan antara cacah bola bahan bakar dan bola

moderator pada teras aktif adalah 57/43. Sedangkan dinding teras reaktor tersusun

atas grafit dan borated graphite bricks. Reaktor memiliki 10 batang kendali yag


commit to user


commit to user

26

terdistribusi disekitar teras dan berada di dalam reflektor grafit. Batang kendali

menggunankan B4C sebagai penyerap neutron (Hosseini, 2012).

Gambar 2.10. Bahan bakar berbentuk pebble (Oktajianto dkk, 2015)

2.14.2. Pebble Bed

Kadak (2005) menyebutkan berdasarkan hasil studi di Massachusetts

Institute of Technology (MIT) pebble bed menjadi pilihan model bahan bakar

reaktor Generasi IV disebabkan oleh beberapa alasan, diantaranya:

• Aman. Hal ini dikarenakan material pebble bed tidak mungkin meleleh

walaupun sistem pendingin tidak berhungsi. Material hasil fisi tidak terpapar

ke lingkungan.

• Pebble bed berukuran kecil. Dengan ukuran yang kecil dan kebutuhan daya

yang besar maka dari segi ekonomi merupakan hal yang menguntungkan,

dikarenakan membutuhkan investasi dan waktu yang tidak cukup lama untuk

memproduksi.

• Pengisian bahan bakar secara otomatis dinilai sebagai keuntungan utama.

Reaktor pebble bed secara kontinu dapat dilakukan pengisian ulang bahan

bakar dengan memindahkan bahan bakar yang telah digunakan dan

memasukkan bahan bakar baru tanpa harus mematikan reaktor (Kadak, 2005).

2.14.3. Batang Kendali dan Iradiator

Batang kendali pada HTR-10 sebanyak 10 buah dan irradiator sebanyak 3

buah yang ditempatkan pada reflektor bagian samping. Bahan penyusun utama

6 cm

5 cm


commit to user


commit to user

27

batang kendali dan irradiator berupa Boronated carbon (B4C). Spesifikasi batang

kendali sebagai berikut :

a. Diameter : 13 cm

b. Koordinat radial dari titik tengah reaktor : 102,1 cm

c. Massa jenis B4C : 1,7 gram/cm3

(IAEA,2003)

Batang kendali berfungsi untuk mengendalikan reaktivitas, baik menurunkan

atau menaikannya guna mengatur daya reaktor. Batang kendali dapat diatur

posisinya, dimasukkan sepenuhnya atau sebagian atau dikeluarkan semuanya dari

teras (Jevremovic, 2009)

2.14.4. Moderator dan Pendingin

Material penyusun moderator pada HTR-10 berupa grafit. Pendingin HTR-

10 menggunakan gas helium. (Lewis, 2008). HTR merupakan reaktor temperatur

tinggi yang menggunakan gas helium sebagai pendingin. Penggunaan gas helium

sebagai pendingin dikarenakan karakteristiknya sebagai gas ideal (gas inert). Selain

itu, karena sifat fisik maupun sifat kimia gas helium tidak mengalami perubahan

pada suhu tinggi. Karakteristik lainnya berupa tidak bereaksi dengan gas atau zat

lain (Supriatna, 2009).

2.14.5. Reflektor

HTR-10 menggunakan reflektor dengan material penyusun berupa grafit.

Reflektor memiliki tiga bagian yaitu, reflektor atas, reflektor bawah dan reflektor

samping. Fungsi reflektor adalah memantulkan neutron yang akan bocor untuk

kembali ke teras.

2.15. MVP

Metode Monte Carlo sering digunakan untuk perhitungan transport partikel

baik neutron, foton, ataupun lainnya pada sistem geometri tiga dimensi. Metode ini

memiliki fitur unik untuk menjelaskan detail geometri dengan menggunakan

kemampuan mendeskripsikan geometri secara fleksibel. Metode Monte Carlo


commit to user


commit to user

28

memiliki karakteristik diantaranya terdapat data nuklir untuk setiap nilai energi

tanpa menggunakan pendekatan gabungan dan tumbukan partikel dengan materi

diperhitumkan secara tepat. Metode ini telah sukses digunakan untuk mendesain

secara akurat teras reaktor, keamanaan reaktor berdasarkan nilaikritikalitas dan lain

sebagainya. Prinsip metode Monte Carlo untuk perhitungan neutronik adalah

merunut jejak partikel neutron dimulai ketika neutron lahir hingga neutron

menghilang karena bocor atau diserap sebagaimana dapat dilihat pada Gambar 2.7.

Waktu perhitungan yang lama dibutuhkan untuk mendapatkan hasil yang

terpercaya, dikarenakan Monte Carlo merupakan metode statistik. Hal tersebut

menyebabkan perhitungan membutuhkan komputer dengan kecepatan tinggi.

Perkembangan perangkat keras komputer berkecepatan tinggi mampu

meninimalisir biaya tetapi juga perluasan secara drastis pada penerapan metode

Monte Carlo. Terdapat dua acara yaitu, pertama menggunakan proses aritmatika

vektor dan yang lainnya menggunakan proses aritmatika scalar secara parallel. Pada

Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI) telah dipelajari mengenai

algoritma komputasi untuk meningkatkan performa pada vektor dan paralel

superkomputer. Selain itu telah dikembangkan Monte Carlo Code MVP (metode

energi kontinyu) dan GMVP (metode multigrup).

Fitur pada MVP/GMVP yang paling utama adalah algoritma pada

MVP/GMVP cocok untuk vektor superkomputer. Semenjak dikembangkannya

code Monte Carlo skalar berdasarkan pada history-based algorithm, maka

peningkatan kecepatan tidak dapat diharapkan dengan perhitungan vektor. Akan

tetapi, peningkatan kecepatan secara drastic dimungkinkan dengan cara

menggunakan vectorized code dengan event-basd algorithm. MVP/GMVP telah

mencapai kecepatan lebih dari 10 kali dibandingkan dengan code skalar pada

Fujitsu FACOM/VP-2600 untuk masalah yang sama. Keunikan dari code

MVP/GMVP diantaranya yaitu perhitungan perubahan temperatur dan pemodelan

secara statistical geometry (Nagaya et al., 2005).


commit to user


commit to user

Documents

BAB II TINJAUAN PUSTAKA 2.1. Interaksi Neutron dengan