Futichah, Sungkono, Yatno Dwi Susanto, Djoko Kisworo, Mugiono

Transkripsi

1 Hasil Hasil Penelitian EBN Tahun 2005 ISSN PERSIAPAN IRADIASI zry-2 TUBE DAN BAHAN zry-4 Sn RENDAH Sugondo, Futichah, Sungkono, Yatno Dwi Susanto, Djoko Kisworo, Mugiono ABSTRAK PERSIAPAN IRADIASI Zry-2 TUBE DAN BAHAN Zr'J-4 Sn RENDAH. Telah dilakukan persiapan iradiasi bahan tersebut antara lain: Pembuatan kapsul dari bahan alumunium, pembuatan sampel kelongsong Zry-2, pembuatan sampel Zircaloy-4 Sn rendah, dan prediksi perubahan sifat bahan akibat iradiasi. Perubahan sifat yang akan diamati ialah sifat mekanik, deformasi, creep, strain bending, korosi, perubahan fasa dan metalorafi. Hasil persiapan yang dilakukan ialah Telah disiapkan kapsul iradiasi untuk iradiasi bahan zirkaloi di RSG-GAS. Telah disiapkan bahan zirkaloi zircaloy-4 Sn rendah, zircaloy-2, dan zircaloy-4 untuk diiradiasi di RSG-GAS. Perkiraan high f1uence exposure = 2.5x1 021nvt dan low f1uence exdosure = 1.7x1 020nvt. PENDAHULUAN Latar Belakang A. Zry-2 tube Zircaloy-2 merupakan bahan kelongsong salah satu reaktor jenis Pressurized Heavy Water Reactor (PHWR), seperti Cirene yang ada di BTBBRD-P2TBDU. Spesifikasi kelongsong adalah sebagai berikut. panjang 500 mm, diameter luar 20 mm, tebal kelongsong 0,51 mm. Individu kelongsong dibuat suatu berkas elemen bakar yang disebut bundle. Spesifikasi berkas ialah panjang 500 mm,.~ermasuk tutup dan diameter berkas 104,6 mm. Kelongsong tersebut telah dikarakterisasi pra-iradiasinya, antara lain mikrostruktur, sifat mekanik, dan komposisi kimia. Karakterisasi yang menyangkut fabrikasi meliputi pikling, pelapisan karbon, pasivasi, dan pelasan. karakterisasi Tahap selanjutnya akan dilakukan iradiasi dan paska iradiasi. B. Bahan Zry-4 Sn rendah Paduan zirkonium/zirkaloi yang biasa digunakan dalam industri nuklir, diantaranya zircaloy-4 untuk PWR dan zircaloy-2 untuk BWR. Dalam reaktor nuklir, zirkaloi diperlukan sebagai pelindung bahan bakar dari pending in, pengungkung gas hasil fisi, pemindah panas (dari bahan bakar ke pendingin), dan bahan struktur. Dengan demikian maka zirkaloi harus mempunyai sifat mekanik yang baik, tahan korosi pada suhu tinggi, dan serapan netron rendah. Sebagai contoh, zircaloy-2 untuk reaktor air didih (BWR) dan zircaloy-4 digunakan untuk reaktor air bertekanan (PWR) dengan suhu kelongsong 349 C untuk PWR dan 390 C untuk BWR(1). Untuk meningkatkan efisiensi daya re8ktor maka daya komulatif harus ditingkatkan tetapi yang menjadi masalah adalah bahwa bahan kelongsong zircaloy-2 dan zircaloy-4 tidak tahan korosi pada kondisi ini(2). Bahan kelongsong lain yang tahan korosi ialah zirlo (Zr-1 %Nb-1 %Sn)(2). Penambahan pemadu besi dengan konsentrasi antara 0,2% - 1% pada paduan Zr-1%Sn dapat menurunkan laju korosi(3) dan gejala yang sama pada paduan Zr-1%Nb. Usaha peningkatan unjuk kerja elemen bakar PWR untuk mencapai derajat bakar GWd/t, dikembangkan zirka!ci baru yang mengandung niobium(4). Dibandingkan sifat ketahanan korosi di antara paduan zirkonium maka penurunan kadar timah menunjukkan peningkatan ketahanan korosi.(5) Berkaitan dengan usaha tersebut maka dipersiapakan uji paska iradiasi dan pad a tahap awal ialah persiapan iradiasi. 146

2 ISSN Hasil Hasil Penelitian EBN Tahun 2005 Sasaran Tahun ini, kesiapan sampel untuk diradiasi dalam RSG-GAS. Pencapaian tahun lalu, karakterisasi sampel pra-iradiasi. Tahun depan, iradiasi sampel dalam RSG-GAS. Tujuannya untuk memperoleh informasi/paket teknologi tentang karakterisasi teriradiasi Zry-2 tube untuk PHWR dan bahan Zry-4 untuk PWR, Sasaran akhir diperoleh data karakterisasi teriradiasi Zry-2 tube untuk PHWR dan bahan Zry-4 untuk PWR, 2008 METODA A. Ruang lingkup Pembuatan kapsul dari bahan alumunium, pembuatan sampel kelongsong Zry-2, pembuatan sampel Zircaloy-4 Sr; i8ncl:!!: B. Rancangan dan metoda a. Pembuatan kapsul dari bahan alumunium Membuat kapsul berbentuk silider dari bahan alumunium. Penutupuan kapsul dengan sistem ulir yang dapat dibuka dengan manipulator Sebanyak 3 buah. b. Pembuatan sam pel kelongsong Zry-2 Membuat sampel zircaloy-2 berbentul< pin dari kelongsong elemen bakar Cirene. Sebanyak 9 buah. c. Pembuatan sam pel zircaloy-4 Sn rendah Membuat ingot zircaloy-4 Sn rendah dengan tungku lebur busur listrik sebanyak 15 buah, dikuencing dalam air ding in, dinormalisasi, diro\. dan dianil d. Bahan utama yang digunakan Bahan alumunium untuk kapsul, tube zircaloy-2 model Cirene. paduan zircaloy-4 Sn rendah e. Peralatan yang digunakan (berdasarkan urutan proses) Tungku lebur busur listrik untuk membuat paduano Tu:;;ku rerlakuan panas untuk kuencing, normalisasi, dan ani!. Mesin potong intan untuk memotong sampel zircaloy-4 Sn rendah. Mesin bubut untuk membuat sampel zircaloy-2 berbentuk cincin f. Tata kerja/prosedur 1. Pembuatan kapsul dari bahan alumunium Membuat kapsul berbentuk silinder sebanyak 3 buah dengan ukuran. panjang 200 mm dan diameter luar 120 mm. Penutupan kapsul dengan sistem ulir yang dapat dibuka dengan manipulator. 2. Pembuatan sam pel kelongsong Zry-2 Membuat sam pel zircaloy-2 berbentuk pin ukuran panjang 50 mm dan diameter diameter luar 20 mm, tebal kelongsong 051 mm. Sebanyak 9 buah. 3. Pembuatan sampel Zircaloy-4 Sn rendah Membuat ingot Zircaloy-4 Sn rendah dengan tungku lebur busur listrik. Ingot dipanaskan pada suhu 1000DC selama 2 jam dan dikuencing dalam air dingin. Kemudian dipanaskan pada 'J50DC selama 4 jam dan didinginkan dalam tungku, dirol dengan reduksi 40%. dipanaskan pada 750DC selama 6 jam dan didinginkan dalam tungku. Kemudian dibuat bentuk pelat dengan ukuran panjang 10 mm, tinggi 5 mm, dan lebar 3 mm, sebanyak 15 buah. HASIL DAN PEMBAHASAN A. Interaksi netron dengan bahan Interaksi netron dengan bahan dapat menyebabkan kerusakan bahan yang disebut kerusakan iradiasi (irragiation damage), yaitu suatu proses yang meriyebabkan perubahan struktur kimia dan kristalografi. Pada proses iradiasi netron berarti ada perpindahan energi kinetik netron kepada atom target dan jika energinya cukup. atom dapat berpindah tempat dari site asal mula atom berada ke site baru dimana atom berhenti bergerak. Perpindahan tempat atom Ini menghasilkan pasangan cacat tatanan atom (defects), yaitu kekosongan plus interstisi. Atom pertama yang mendapat energi netron, kemungkinan mempunyai kelebihan energi dan memindahkan ke atom lain, yang disebut atom kedua (secondary atom). Atom kedua juga mengalami perpindahan tempat (displacement), proses ini disebut tumbukan hambur (collision cascade). Kerusakan bahan akibat iradiasi netron ditentukan oleh f1uence. yaitu fluks netron 147 /

3 Hasil Hasil Penelitian EBN Tahun 2005 ISSN dikalikan waktu. Skala kerusakan bahan dikarakterisasi oleh fraksi atom yang pindah per satuan volume terhadap total atom per satuan volume dengan satuan displacement per atom (dpa). Hamburan atom zirkonium (Zr) akibat iradiasi netron diekspresikan dengan formula sebagai ber!kut: N =CJ~ (J = tampang lintang hamburan elastik (elastic scatering cross section), m-2,h 't'= f1u(s 1 netron, nm -2s-I Tenaga netron sebesar 1 MeV mengakibatkan energi rekoil (recoil energy). yaitu energi loncat sebesar (ET)Max= 40 kev dan (ET)Min = 20 kev. Energi rekoil banyak yang hilang dalam WAKTU FLUKS prosesrsg-gas, IRADIASI, interaksi elastis nml\-2sl\-1 SJAM BULAN HARI yang pertama disebabkan oleh interaksi Coulomb, yang disebut nuclear stopping regime. Kehilangan energi elastis kedua disebabkan oleh Screen Rutherford Scattering. Energi yang diperlukan untuk pcrpindahan satu atom Zr (Ed) sebesar. Ed = 25 sid 27 ev Sedangkan jumlah ion sekunder (n) yang disebabkan oleh atom primer akibat collision cascade sebesar. (n) = ket/ed k adalah parameter efisiensi dan harganya mendekati 0.8. Korelasi kerusakan bahan dengan f1uence adalah sebagai D = b~t d = kerusakan berikut bahan. dpa ~ = fluks netron b = konstanta ± 2x t = waktu, detik B. Prediksi perubahan sifat bahan akibat iradiasi 1. Pengaruh iradiasi pada sifat mekanik Kerusakan bahan akibat iradiasi berakibat pada interstisi atom. kekosongan, dislokasi. perubahan mikrostruktur dan presipitasi. Perubahn Inl mengakibatkan pengerasan atau penguatan bahan. Korelasi perubahan kekuatan luluh dan fluence adalah sebagai berikut:!'.ay = A (1_e-S01) 1/2!'.ay = perubahan kekuatan luluh A = nilai jenuh!':lay = psi B = konstanta = 1.1x t = netron eksposur High exposure = 2.5x1021nvt Low exposure = 1.7x1 020nvt Berdasarkan f1uence yang dibutuhkan maka perhitungan waktu iradiasi adalah sebagai berikut: PERHITUNGAN WAKTU IRADIASI 300E E E E+OO 2.48E E+03 FLUENCE DIBUTUHKAN. nml\-2 2. Deformasi(6) Perubahan diameter (diameter strain), pad a kelongsong juga terjadi perubahan diameter akibat iradiasi. Perubahan diameter dapat diukur secara ekperimental dengan profilometer. c.d = {(Dmax+ Dmin)x1/2}-1 Dmax= diameter terukur maksimum Dmin= diameter terukur minimum Do = diameter awal 3. Bending Strain(6) Bending Strain juga merupakan fenomena kerusakan bahan akibat iradiasi Zmajor= Am/(Bm)2 Zminor= Bm/(Am)2 Am = Ruji sumbu major Bm= Ruji sumbu minor rc = 1/Z = Radius kurva elips 148

4 ISSN Hasil Hasil Penelitian EBN Tahun 2005 Pergeseran permukaan kurva(y) Perubahan ruji kelongsong juga mengalami perubahan dan mengakibatkan bentuk bulat menjadi elips Y = (rct)/{log(rc+t12)/( rc = ruji kurva elips t = tebal kelongsong rc-t/2) 4. Creep(6) Iradiasi juga dapat mempercepat laju creep. Laju creep (E) akibat iradiasi adalah sebagai berikut E =2.768x1O's x el\{1.5tx10' (J x 10's} x t1\1.655tx : E = laju creep, in/jam T = temperatur, K t = waktu, jam (J = kekuatan luluh, psi 5. Korosi(6) Diidentifikasi perubahan berat 6. Perubahan Miklostruktur(6) Diidentifikasi dengan MIKROSKOP OPTIK. SEM. DAN TEM) 7. Perubahan Fasa(6) Diidentifikasi dengan DIFRAKSI SINAR-X ATAU NEUTRON C. Kapsullradiasi Rancang bangun kapsul iradiasi berbentuk silider dengan ukuranan panjang 200 mm dan diameter luar 120 mm. Gambar-1. Sampel tube pada Gambar-2. Penutupan kapsul dengan sistem ulir yang dapat dibuka dengan manipulator. Hasil rancang bangun kapsul iradiasi dapat dilihat pada Gambar-3 <.Jan sampel tube pada Gambar-4. B3h:::~ k2psul berdasarkan standar AI JIS No. AI 1060 Nuclear Grade. D. Sampel Zircaloy-4 Sn Rendah Ingot Zircaloy-4 Sn rendah dengan tungku lebur busur listrik, Gambar-5. Ingot dan sampel tube iradiasi dapat dilihat pad a Gambar-4. KESIMPULAN 1. Telah diprediksi perubahan sifat bahan akibat iradiasi dengan fluks High eksposure = 2.5x1 021 nvt dan Low eksposure = 1.7x1 020 nvt. 2. Telah disiapkan kapsul iradiasi untuk iradiasi bahan zirkaloi di RSG-GAS 3. Telah disiapkan bahan zirkaloi zircaloy-4 Sn rendah, zircaloy-2, dan zircaloy-4 untuk diiradiasi di RSG-GAS PUSTAKA 1. LAMBERT J.D.B. AND STRAIN R., Oxide Fuels, vol. 10 A, in, Materials Science and Technology, VCH,Germany, p HARBOTTLE J.E. AND STRASSER A.A., Towards Failure-Free Fuel, Fuel Review 1994: Design, Nuclear Engineering International, p LUSTMAN B. AND KERZE F.J.R.. The Metallurgy of Zirconium 1st ed. McGraw-Hili INC. New York. 1955, p FUCHS H.P. et al.. "Cladding and Structural Material Development For The Advanced SiE}Rlens PWR Fuel "FOCUS". ANSI ENS Topical meeting on LWR fuel Performance. April Avignon. France 5. KIDO 1.. A Study on Enhanced Uniform Corrosion of Zircaloy-4 Cladding During High Burnup Operation in PWRs. 6ttl intenatlonal Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power System Water Reactor, San Diego, USA, WOODS C.R.. Propreties of Zircaloy-4 Tube, Bettis Atomic Power Laboratory, Pittsburch, PA, USA, WAPD-Tm p

5 Hasil Hasil Penelitian EBN Tahun 2005 ISSN Gambar-1: Rancang bangun kapsul iradiasi L II " I I!., c.:.: Gambar-2: Rancang bangun sampel tube 150

6 ISSN Hasil Hasil E nelitian EBN Tahun 2005 Gambar-3: Kapsul.iradiasLdarib3han paduan Al Gambar-5: In;jct ziicaloy-4 Sn rendah Gambar-4: In;jct zi1:caloy-4sn rendah dan sampel b.jbe, Al JIS No. Al1060 Nuclear Grade 151