LAPORAN PRAKTIKUM.pdf

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%


Runing 3%

d. Enrichment U-235 3.5%


Runing 3.5%

e. Enrichment U-235 4%


Runing 4%

f. Enrichment U-235 4.5%


Runing 4.5%

g. Enrichment U-345 5%


Runing 5%

h. Enrichment U-235 5.50%


Runing 5.50%

i. Enrichment U-235 6%


Runing 6%

j. Enrichment U-235 6.5%


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

Documents

LAPORAN PRAKTIKUM.pdf