PERHITUNGAN PENAMPANG LINTANG MAKROSKOPIK DALAM SEL BAHAN BAKAR NUKLIR PADA REAKTOR CEPAT.
PERHITUNGAN PENAMPANG LINTANG MAKROSKOPIK
DALAM SEL BAHAN BAKAR NUKLIR
PADA REAKTOR CEPAT
Tesis
Nurul Aini
1121220005
PROGRAM PASCASARJANA FMIPA
UNIVERSITAS ANDALAS
PADANG
2014
1
PERHITUNGAN PENAMPANG LINTANG MAKROSKOPIK
DALAM SEL BAHAN BAKAR NUKLIR PADA REAKTOR CEPAT
ABSTRAK
Penampang lintang makroskopik memiliki peranan penting dalam menghitung
transport neutron yang terjadi pada reaktor nuklir. Hasil penampang lintang
digunakan untuk menghitung nilai distribusi fluks neutron yang terjadi di teras
reaktor. Penelitian ini menyajikan nilai penampang lintang makroskopik dari sebuah
sel bahan bakar nuklir. Tahap awal dilakukan dengan menentukan bahan bakar yang
digunakan yaitu uranium-plutonium nitride, kemudian fraksi massa dan fraksi
volume, cladding, dan pendingin. Perhitungan penampang lintang makroskopik ini
dilakukan dengan metode simulasi komputasi menggunakan bahasa pemrograman
Borland Delphi 7.0. Program yang digunakan adalah program homogenisasi sel
dengan data library JFS-3-J33 dari JAEA (Japan Atomic Energy Agency) yang
menghasilkan nilai penampang lintang makroskopik untuk 70 grup energi. Hasil
analisis menunjukan nilai reaksi penampang lintang makroskopik hamburan dan
serapan untuk nuklida uranium pada energi 1 MeV memiliki nilai yang hampir sama
dengan referensi yaitu U-235 dengan nilai a = 5,29.10-3 cm-1, t = 3,27.10-1 cm-1
dan U-238 dengan nilai a = 5,55.10-3 cm-1, t = 3,38.10-1cm-1, sedangkan plutonium
mengalami sedikit penyimpangan karena kurang dominan dibandingkan uranium
dalam kapasitas sel bahan bakar nuklir.
Kata kunci: penampang lintang makroskopik, sel bahan bakar nuklir, reaktor cepat
9
CALCULATION OF MACROSCOPIC CROSS SECTION
IN NUCLEAR FUEL CELL AT FAST REACTOR
ABSTRACT
Macroscopic cross section has an important role in the neutron transport calculation
that occurs in a nuclear reactor. The result of the cross section is used to calculate the
neutron flux distribution in the reactor core. This study presents the quantity of
macroscopic cross section of a nuclear fuel cell. The initial work is the selection of
uranium-plutonium nitride as fuel, followed by mass fraction, volume fraction,
cladding and coolant. The macroscopic cross section calculations is performed with
computer simulation method using Borland Delphi 7.0. The program is used a cell
homogenization code with a library data JFS-3J33 from JAEA (Japan Atomic Energy
Agency) that generates of the macroscopic cross section for 70 groups of energy. The
analysis showed that the macroscopic cross section of the scattering and absorption of
uranium nuclides in energy of 1 MeV gives results in accordance with refrence, that
are U-235 has a value a = 5,29.10-3 cm-1, t = 3,27.10-1 cm-1 and U-238 with a
value of a = 5,55.10-3 cm-1, t = 3,38.10-1 cm-1, except for plutonium because the
one is not dominan than uranium in the capasition of nuclear fuel cell.
Keyword : macroscopic cross section, nuclear fuel cell, fast reactor
10
BAB I
PENDAHULUAN
1.1. Latar Belakang
Seiring dengan meningkatnya populasi penduduk dan perkembangan
teknologi, kebutuhan manusia terhadap energi listrik terus meningkat. Sebagian besar
pembangkit energi listrik berbahan bakar minyak bumi dan menunjukan penurunan
angka produksi. Oleh karena itu dibutuhkan suatu sumber energi alternatif untuk
membantu mengatasi masalah krisis energi.
Energi hasil reaksi fisi pada suatu reaktor nuklir menjadi salah satu sumber
energi alternatif yang menjanjikan sebagai solusi bagi permasalahan krisis energi.
Beberapa kelebihan yang dimiliki reaktor nuklir dibandingkan dengan pembangkit
energi konvensional berbasis bahan fosil, yaitu reaktor nuklir memiliki daya dukung
dalam mengurangi pemanasan global dan pada proses normal reaktor nuklir tidak
menghasilkan emisi gas rumah kaca sehingga tidak mencemari udara.
Bahan bakar utama suatu reaktor nuklir cenderung menggunakan bahan fisil
yaitu bahan yang mudah berfisi dan mempunyai probabilitas untuk berfisi lebih besar
seperti 233U dan
235
U. Pada uranium alam hanya terdapat 0,7% isotop bahan fisil dan
sisanya berupa isotop
238
U (bahan fertil). Tetapi melalui tangkapan neutron cepat
pada energi sekitar 1 MeV,
238
U dapat diubah menjadi bahan fisil, 239Pu (Walter dan
Raynold,1981). Adapun bahan fertil yaitu bahan yang berpotensi untuk diubah
20
menjadi bahan fisil juga dapat digunakan sebagai bahan bakar pada reaktor nuklir.
Jumlah bahan fertil di alam sangat berlimpah bila tidak dimanfaatkan maka akan
terbuang percuma, karena akan meluruh dengan sendirinya. Berlimpahnya jumlah
bahan fertil di alam diharapkan dapat dimanfaatkan dalam reaktor untuk mengatasi
krisis energi sehingga memberikan solusi terhadap ketersediaan energi jangka
panjang.
Reaktor nuklir bekerja berdasarkan prinsip reaksi pembelahan inti (fisi) secara
berantai dan terkendali. Di dalam reaktor cepat, reaksi fisi harus dikontrol dengan
sangat cermat dan teliti, sehingga dalam perancangannya dibutuhkan analisis yang
komperehensif. Secara umum analisis tersebut meliputi analisis neutronik, analisis
termohidrolik, dan analisis keselamatan.
Di dalam sebuah reaktor nuklir terjadi peristiwa tumbukan antara neutron dan
nuklida sehingga menyebabkan berbagai macam reaksi. Untuk mengetahui kuantitas
dari masing-masing reaksi tersebut didefenisikan sebuah penampang lintang
makroskopik dengan cara mengukur probabilitas masing-masing reaksi di tiap energi
grupnya.
Penelitian ini merupakan bagian dari perhitungan neutronik pada perancangan
reaktor nuklir. Masalah utama dalam perhitungan neutronik adalah menyelesaikan
persamaan transport neutron yang menggambarkan peristiwa tumbukan neutron
dengan bahan bakar reaktor nuklir. Dalam reaksi ini informasi mengenai penampang
lintang makroskopik hamburan neutron menjadi sangat penting, karena akan
menentukan distribusi fluks neutron dalam teras reaktor.
21
Telah banyak dilakukan penelitian yang juga membahas tentang tinjauan
secara neutronik, beberapa diantaranya yaitu analisis transport neutron dalam sel
bahan bakar nuklir menggunakan metode probabilitas tumbukan dengan pendekatan
elemen hingga, yang memperlihatkan fluks neutron pada sel bahan bakar (Shafii,dkk.,
2010). Pengembangan kode komputer untuk homogenisasi sel bahan bakar nuklir
yang diperkaya untuk reaktor termal, yang memperlihatkan nilai penampang lintang
makroskopik total pada reaktor termal (Novitrian,dkk, 2002).
Berbeda dengan penelitian sebelumnya, dalam penelitian ini tinjauan
neutronik diarahkan pada perhitungan penampang lintang makroskopik dalam sebuah
sel bahan bakar pada reaktor cepat dan hasilnya dibandingkan dengan referensi.
Disain reaktor ini menggunakan uranium-plutonium nitride sebagai bahan bakar dan
Pb-Bi (Timbal-Bismut) sebagai pendingin. Disamping itu, disain reaktor ini juga
memerlukan metode komputasi lanjut untuk menjamin akurasi tinggi dalam waktu
yang cepat. Data library yang digunakan dalam penelitian ini adalah JFS-3-J33 dari
JAEA (Japan Atomic Energy Agency).
1.2. Tujuan Penelitian
Penelitian ini bertujuan untuk memperoleh karakteristik penampang lintang
makroskopik yang terjadi dalam sel bahan bakar nuklir pada jenis reaktor cepat
berpendingin Pb-Bi (Timbal-Bismut). Analisis dilakukan untuk memperoleh prilaku
penampang lintang makroskopik berdasarkan energi grup.
22
1.3. Batasan Masalah
Pada penelitian ini analisis hanya dilakukan terhadap hasil perhitungan
penampang lintang makroskopik. Simulasi pada penelitian ini menggunakan program
homogenisasi sel dengan bahasa pemograman Borland Delphi 7.0. Penerapan
simulasi digunakan untuk jenis reaktor cepat berpendingin Pb-Bi berbentuk silinder
satu dimensi. Banyaknya grup yang dipakai dalam penelitian ini adalah sebanyak 70
grup.
1.4. Manfaat Penelitian
Penelitian ini dapat dimanfaatkan untuk memperoleh nilai penampang lintang
makroskopik yang dapat digunakan untuk menghitung nilai distribusi fluks neutron
pada penelitian berikutnya.
23
DALAM SEL BAHAN BAKAR NUKLIR
PADA REAKTOR CEPAT
Tesis
Nurul Aini
1121220005
PROGRAM PASCASARJANA FMIPA
UNIVERSITAS ANDALAS
PADANG
2014
1
PERHITUNGAN PENAMPANG LINTANG MAKROSKOPIK
DALAM SEL BAHAN BAKAR NUKLIR PADA REAKTOR CEPAT
ABSTRAK
Penampang lintang makroskopik memiliki peranan penting dalam menghitung
transport neutron yang terjadi pada reaktor nuklir. Hasil penampang lintang
digunakan untuk menghitung nilai distribusi fluks neutron yang terjadi di teras
reaktor. Penelitian ini menyajikan nilai penampang lintang makroskopik dari sebuah
sel bahan bakar nuklir. Tahap awal dilakukan dengan menentukan bahan bakar yang
digunakan yaitu uranium-plutonium nitride, kemudian fraksi massa dan fraksi
volume, cladding, dan pendingin. Perhitungan penampang lintang makroskopik ini
dilakukan dengan metode simulasi komputasi menggunakan bahasa pemrograman
Borland Delphi 7.0. Program yang digunakan adalah program homogenisasi sel
dengan data library JFS-3-J33 dari JAEA (Japan Atomic Energy Agency) yang
menghasilkan nilai penampang lintang makroskopik untuk 70 grup energi. Hasil
analisis menunjukan nilai reaksi penampang lintang makroskopik hamburan dan
serapan untuk nuklida uranium pada energi 1 MeV memiliki nilai yang hampir sama
dengan referensi yaitu U-235 dengan nilai a = 5,29.10-3 cm-1, t = 3,27.10-1 cm-1
dan U-238 dengan nilai a = 5,55.10-3 cm-1, t = 3,38.10-1cm-1, sedangkan plutonium
mengalami sedikit penyimpangan karena kurang dominan dibandingkan uranium
dalam kapasitas sel bahan bakar nuklir.
Kata kunci: penampang lintang makroskopik, sel bahan bakar nuklir, reaktor cepat
9
CALCULATION OF MACROSCOPIC CROSS SECTION
IN NUCLEAR FUEL CELL AT FAST REACTOR
ABSTRACT
Macroscopic cross section has an important role in the neutron transport calculation
that occurs in a nuclear reactor. The result of the cross section is used to calculate the
neutron flux distribution in the reactor core. This study presents the quantity of
macroscopic cross section of a nuclear fuel cell. The initial work is the selection of
uranium-plutonium nitride as fuel, followed by mass fraction, volume fraction,
cladding and coolant. The macroscopic cross section calculations is performed with
computer simulation method using Borland Delphi 7.0. The program is used a cell
homogenization code with a library data JFS-3J33 from JAEA (Japan Atomic Energy
Agency) that generates of the macroscopic cross section for 70 groups of energy. The
analysis showed that the macroscopic cross section of the scattering and absorption of
uranium nuclides in energy of 1 MeV gives results in accordance with refrence, that
are U-235 has a value a = 5,29.10-3 cm-1, t = 3,27.10-1 cm-1 and U-238 with a
value of a = 5,55.10-3 cm-1, t = 3,38.10-1 cm-1, except for plutonium because the
one is not dominan than uranium in the capasition of nuclear fuel cell.
Keyword : macroscopic cross section, nuclear fuel cell, fast reactor
10
BAB I
PENDAHULUAN
1.1. Latar Belakang
Seiring dengan meningkatnya populasi penduduk dan perkembangan
teknologi, kebutuhan manusia terhadap energi listrik terus meningkat. Sebagian besar
pembangkit energi listrik berbahan bakar minyak bumi dan menunjukan penurunan
angka produksi. Oleh karena itu dibutuhkan suatu sumber energi alternatif untuk
membantu mengatasi masalah krisis energi.
Energi hasil reaksi fisi pada suatu reaktor nuklir menjadi salah satu sumber
energi alternatif yang menjanjikan sebagai solusi bagi permasalahan krisis energi.
Beberapa kelebihan yang dimiliki reaktor nuklir dibandingkan dengan pembangkit
energi konvensional berbasis bahan fosil, yaitu reaktor nuklir memiliki daya dukung
dalam mengurangi pemanasan global dan pada proses normal reaktor nuklir tidak
menghasilkan emisi gas rumah kaca sehingga tidak mencemari udara.
Bahan bakar utama suatu reaktor nuklir cenderung menggunakan bahan fisil
yaitu bahan yang mudah berfisi dan mempunyai probabilitas untuk berfisi lebih besar
seperti 233U dan
235
U. Pada uranium alam hanya terdapat 0,7% isotop bahan fisil dan
sisanya berupa isotop
238
U (bahan fertil). Tetapi melalui tangkapan neutron cepat
pada energi sekitar 1 MeV,
238
U dapat diubah menjadi bahan fisil, 239Pu (Walter dan
Raynold,1981). Adapun bahan fertil yaitu bahan yang berpotensi untuk diubah
20
menjadi bahan fisil juga dapat digunakan sebagai bahan bakar pada reaktor nuklir.
Jumlah bahan fertil di alam sangat berlimpah bila tidak dimanfaatkan maka akan
terbuang percuma, karena akan meluruh dengan sendirinya. Berlimpahnya jumlah
bahan fertil di alam diharapkan dapat dimanfaatkan dalam reaktor untuk mengatasi
krisis energi sehingga memberikan solusi terhadap ketersediaan energi jangka
panjang.
Reaktor nuklir bekerja berdasarkan prinsip reaksi pembelahan inti (fisi) secara
berantai dan terkendali. Di dalam reaktor cepat, reaksi fisi harus dikontrol dengan
sangat cermat dan teliti, sehingga dalam perancangannya dibutuhkan analisis yang
komperehensif. Secara umum analisis tersebut meliputi analisis neutronik, analisis
termohidrolik, dan analisis keselamatan.
Di dalam sebuah reaktor nuklir terjadi peristiwa tumbukan antara neutron dan
nuklida sehingga menyebabkan berbagai macam reaksi. Untuk mengetahui kuantitas
dari masing-masing reaksi tersebut didefenisikan sebuah penampang lintang
makroskopik dengan cara mengukur probabilitas masing-masing reaksi di tiap energi
grupnya.
Penelitian ini merupakan bagian dari perhitungan neutronik pada perancangan
reaktor nuklir. Masalah utama dalam perhitungan neutronik adalah menyelesaikan
persamaan transport neutron yang menggambarkan peristiwa tumbukan neutron
dengan bahan bakar reaktor nuklir. Dalam reaksi ini informasi mengenai penampang
lintang makroskopik hamburan neutron menjadi sangat penting, karena akan
menentukan distribusi fluks neutron dalam teras reaktor.
21
Telah banyak dilakukan penelitian yang juga membahas tentang tinjauan
secara neutronik, beberapa diantaranya yaitu analisis transport neutron dalam sel
bahan bakar nuklir menggunakan metode probabilitas tumbukan dengan pendekatan
elemen hingga, yang memperlihatkan fluks neutron pada sel bahan bakar (Shafii,dkk.,
2010). Pengembangan kode komputer untuk homogenisasi sel bahan bakar nuklir
yang diperkaya untuk reaktor termal, yang memperlihatkan nilai penampang lintang
makroskopik total pada reaktor termal (Novitrian,dkk, 2002).
Berbeda dengan penelitian sebelumnya, dalam penelitian ini tinjauan
neutronik diarahkan pada perhitungan penampang lintang makroskopik dalam sebuah
sel bahan bakar pada reaktor cepat dan hasilnya dibandingkan dengan referensi.
Disain reaktor ini menggunakan uranium-plutonium nitride sebagai bahan bakar dan
Pb-Bi (Timbal-Bismut) sebagai pendingin. Disamping itu, disain reaktor ini juga
memerlukan metode komputasi lanjut untuk menjamin akurasi tinggi dalam waktu
yang cepat. Data library yang digunakan dalam penelitian ini adalah JFS-3-J33 dari
JAEA (Japan Atomic Energy Agency).
1.2. Tujuan Penelitian
Penelitian ini bertujuan untuk memperoleh karakteristik penampang lintang
makroskopik yang terjadi dalam sel bahan bakar nuklir pada jenis reaktor cepat
berpendingin Pb-Bi (Timbal-Bismut). Analisis dilakukan untuk memperoleh prilaku
penampang lintang makroskopik berdasarkan energi grup.
22
1.3. Batasan Masalah
Pada penelitian ini analisis hanya dilakukan terhadap hasil perhitungan
penampang lintang makroskopik. Simulasi pada penelitian ini menggunakan program
homogenisasi sel dengan bahasa pemograman Borland Delphi 7.0. Penerapan
simulasi digunakan untuk jenis reaktor cepat berpendingin Pb-Bi berbentuk silinder
satu dimensi. Banyaknya grup yang dipakai dalam penelitian ini adalah sebanyak 70
grup.
1.4. Manfaat Penelitian
Penelitian ini dapat dimanfaatkan untuk memperoleh nilai penampang lintang
makroskopik yang dapat digunakan untuk menghitung nilai distribusi fluks neutron
pada penelitian berikutnya.
23