Disusun oleh: SUSANTI M SKRIPSI

Transkripsi

1 PENGARUH VARIASI KONSENTRASI URANIUM DALAM BAHAN BAKAR URANIL NITRAT (UO 2 (NO 3 ) 2 ) DAN URANIL SULFAT (UO 2 SO 4 ) TERHADAP NILAI KRITIKALITAS AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR) Disusun oleh: SUSANTI M SKRIPSI JURUSAN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS SEBELAS MARET SURAKARTA Juni, 2015

2 PENGARUH VARIASI KONSENTRASI URANIUM DALAM BAHAN BAKAR URANIL NITRAT (UO 2 (NO 3 ) 2 ) DAN URANIL SULFAT (UO 2 SO 4 ) TERHADAP NILAI KRITIKALITAS AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR) Disusun oleh: SUSANTI M SKRIPSI Diajukan untuk memenuhi sebagian persyaratan mendapatkan gelar Sarjana Sains JURUSAN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS SEBELAS MARET SURAKARTA Juni, 2015

3 ii

4 PERNYATAAN Dengan ini saya menyatakan bahwa isi intelektual Skripsi saya yang berjudul Pengaruh Variasi Konsentrasi Uranium Dalam Bahan Bakar Uranil Nitrat ((UO 2 (NO 3 ) 2 ) dan Uranil Sulfat (UO 2 SO 4 ) Terhadap Nilai Kritikalitas Aqueous Homogeneous Reactor (AHR) adalah hasil kerja saya dan sepengetahuan saya hingga saat ini. Skripsi tidak berisi materi yang telah dipublikasikan atau ditulis oleh orang lain atau materi yang telah diajukan untuk mendapatkan gelar kesarjanaan di Universitas Sebelas Maret atau di Perguruan Tinggi lainnya kecuali telah dituliskan di daftar pustaka. Skripsi ini dan segala bentuk bantuan dari semua pihak telah ditulis di bagian ucapan terimakasih. Isi Skripsi ini boleh dirujuk atau difotokopi secara bebas tanpa harus memberitahu penulis. Surakarta, 15 Juni 2015 Susanti iii

5 MOTTO Kegagalan hanya terjadi bila kita menyerah ( Lessing ) Orang yang tidak pernah membuat kesalahan adalah orang yang tidak pernah mencoba hal baru (Albert Einstein) Orang-orang yang sukses telah belajar membuat diri mereka melakukan hal yang harus dikerjakan ketika hal itu memang harus dikerjakan, entah mereka menyukainya atau tidak (Aldus Huxley) iv

6 PERSEMBAHAN Dengan penuh rasa syukur kepada Allah SWT, karya ini saya persembahkan kepada : 1. Ibu, bapak, Kakak serta saudara kembaran saya Sehati yang selalu memberikan dukungan serta doa demi kelancaran kuliah dan tugas akhir saya. 2. Bapak Azizul Khakim dan Bapak Arif Isnaeni dari BAPETEN yang telah bersedia membimbing, berbagi ilmu dan memberikan pelatihan mengenai software MCNP. 3. Bu Riyatun, Bapak Suharyana beserta tim riset fisika nuklir dan medis yang telah berbagi ilmu dan pengalaman. 4. Pembimbing akademik, Bapak Budi Legowo yang selalu memberikan arahan dan dorongan. 5. Seluruh teman-teman Fisika FMIPA UNS angkatan Adik-adik fisika angkatan 2012, 2013 dan v

7 Pengaruh Variasi Konsentrasi Uranium Dalam Bahan Bakar Uranil Nitrat ((UO 2 (NO 3 ) 2 ) dan Uranil Sulfat (UO 2 SO 4 ) Terhadap Nilai Kritikalitas Aqueous Homogeneous Reactor (AHR) SUSANTI Jurusan Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Universitas Sebelas Maret ABSTRAK Telah dilakukan simulasi neutronik pengaruh variasi konsentrasi uranium dalam bahan bakar uranil nitrat dan uranil sulfat terhadap nilai k eff AHR dengan software MCNP5. Teras AHR berbentuk silinder tinggi 122 cm, diameter 56 cm, terbuat dari Stainless Steel-304 setebal 3 cm. Bagian luar tangki adalah reflektor beryllium setebal 30 cm. Bahan bakar dalam tangki berupa larutan setinggi 20 cm. Konsentrasi divariasikan dari (50 600) gu/l dengan kenaikan 50 gu/l. Variasi pengayaan 235 U adalah 5%, 19,75% dan 90%. Hasil simulasi menunjukkan bahwa pada pengayaan 5%, reaktor dalam kondisi subkritis untuk kedua bahan bakar dengan nilai k eff < 1. Pada pengayaan 19,75%, kondisi kritis telah dicapai larutan uranil nitrat pada konsentrasi 300 gu/l dengan nilai k eff 1,0102(4), sedangkan larutan uranil sulfat pada konsentrasi 250 gu/l dengan nilai k eff 1,0133(5). Pada pengayaan 90%, reaktor dalam kondisi superkritis untuk kedua bahan bakar dengan nilai k eff > 1. Pada pengayaan maksimum IAEA (19,75%), penggunaan bahan bakar bakar uranil sulfat lebih menguntungkan daripada bahan bakar uranil nitrat ditinjau dari segi kritikalitas reaktor. Kata kunci: AHR, pengayaan, MCNP5 vi

8 Effect of Various Uranium s Concentration in Uranyl Nitrate ((UO 2 (NO 3 ) 2 ) and Uranyl Sulfate (UO 2 SO 4 ) fuel to Criticality Value of Aqueous Homogeneous Reactor (AHR) SUSANTI Physics Department, Faculty of Mathematics and Natural Sciences, Sebelas Maret University ABSTRACT Investigation of neutronic simulations the effect of various uranium s concentration in uranyl nitrate and uranyl sulfate fuel to criticality AHR using MCNP5 software has been done. Core AHR cylindrical 122 cm high, 56 cm diameter, made of Stainless Steel cm thick. The outside of the tank is 30 cm thick beryllium reflector. The fuel in the tank in the form of a solution as high as 20 cm. Concentration varied from (50 600) gu/l with an increase of 50 gu/l. Variation of 235 U enrichment are 5%, 19,75% and 90%. The simulation results indicate at 5% enrichment, reactor in subcritical conditions for both fuels with a value of k eff < 1. At 19,75% enrichment, a critical condition has been achieved uranyl nitrate solution at a concentration of 300 gu/l with a value of k eff 1,0102(4), while the uranyl sulfate solution at a concentration of 250 gu/l with a value of k eff 1,0133(5). At the 90% enrichment, reactor in a supercritical conditions for both fuels with a value of k eff > 1. At maximum enrichment IAEA (19,75%), use of uranyl sulfate fuel is more profitable than uranyl nitrate fuel in aspect criticality of the reactor. Keywords: AHR, enrichment, MCNP5 vii

9 KATA PENGANTAR Puji syukur kepada Alloh SWT atas segalanya sehingga penulis dapat menyelesaikan penulisan skripsi ini. Skripsi yang penulis susun sebagai bagian dari syarat untuk mendapatkan gelar Sarjana Sains ini penulis beri judul Pengaruh Variasi Konsentrasi Uranium Dalam Bahan Bakar Uranil Nitrat ((UO 2 (NO 3 ) 2 ) dan Uranil Sulfat (UO 2 SO 4 ) Terhadap Nilai Kritikalitas Aqueous Homogeneous Reactor (AHR). Dapat menyelesaikan skripsi ini adalah suatu kebanggaan bagi saya setelah sekitar dua semester penulis berjuang untuk menyelesaikan skripsi ini tepat waktu. Dengan segala suka dan duka yang dialami, pada akhirnya skripsi ini dapat diselesaikan. Oleh karena itu, penulis ingin menyampaikan terimakasih kepada: 1. Drs. Suharyana, M.Sc. selaku pembimbing I yang senantiasa membimbing hingga skripsi ini dapat selesai. 2. Dr. Azizul Khakim, S.T., M.Eng. selaku pembimbing II yang senantiasa membimbing hingga skripsi ini dapat selesai. 3. Segenap dosen dan staf Jurusan Fisika yang telah banyak membantu dan memberikan bimbingan selama perkuliahan. 4. Kedua orang tua dan keluarga besar, atas doa dan segala bantuannya sejak penulis menjadi mahasiswa hingga akhirnya bisa menyelesaikan skripsi ini. 5. Teman-teman grup riset fisika nuklir dan medis Khodijah Amini, Octaviana dan Poundra Setiawan yang senantiasa bertukar ilmu. Semoga Tuhan membalas jerih payah dan pengorbanan yang telah diberikan dengan balasan yang lebih baik. Penulis menyadari akan banyaknya kekurangan dalam penulisan skripsi ini. Namun demikian, penulis berharap semoga karya kecil ini bermanfaat. Surakarta, 15 Juni 2015 viii Susanti

10 HALAMAN PUBLIKASI No. Judul Penulis Jenis Publikasi 1. Pengaruh Variasi Konsentrasi Uranium Dalam Bahan Bakar Uranil Nitrat ((UO 2 (NO 3 ) 2 ) Terhadap Nilai Kritikalitas Aqueous Homogeneous Susanti, Suharyana, Azizul Khakim dan Arif Isnaeni Repository Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Universitas Sebelas Maret. Reactor (AHR) 2. Pengaruh Variasi Konsentrasi Uranium Dalam Bahan Bakar Uranil Nitrat dan Uranil Sulfat Terhadap Nilai k eff Aqueous Homogeneous Reactor (AHR) Susanti, Suharyana, Riyatun, Azizul Khakim dan Arif Isnaeni Seminar Nasional IPTEK Nuklir Dasar dan Terapan 2015, BATAN, Yogyakarta, 9 Juni 2015 (Oral Presentation) ix

11 DAFTAR ISI HALAMAN JUDUL... HALAMAN PENGESAHAN... HALAMAN PERNYATAAN... HALAMAN MOTTO... HALAMAN PERSEMBAHAN... HALAMAN ABSTRAK... HALAMAN ABSTRACT... KATA PENGANTAR... HALAMAN PUBLIKASI... DAFTAR ISI... DAFTAR TABEL... DAFTAR GAMBAR... DAFTAR SIMBOL... DAFTAR LAMPIRAN... BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang Batasan Masalah Perumusan Masalah Tujuan Penelitian Manfaat Penelitian... BAB II TINJAUAN PUSTAKA Neutron Reaktor Nuklir Generator Neutron Interaksi Neutron dengan Materi Reaksi Hamburan (Scattering) Hambuaran Lenting Sempurna (Elastis) Reaksi Hamburan Tak Lenting (Inelastis) Reaksi Serapan (Absorption) Reaksi produksi neutron Radiative Capture Particle Ejection Fission Densitas Bahan Bakar Kebolehjadian Interaksi Inti Terhadap Neutron (Cross Section) Tampang Lintang Mikroskopik (σ) Tampang Lintang Makroskopik (Σ) Parameter Neutronik Reaktor Faktor multiplikasi (k eff ) Reaktivitas (ρ) Perkembangan Reaktor AHR Reaktor Homogen commit Pertama to... user x Halaman i ii iii iv v vi vii viii ix x xiii xiv xvi xvii

12 Perkembangan Terakhir MIPR Aspek Dalam Desain AHR Bahan Bakar Larutan Bahan Bakar Uranil Sulfat (UO 2 (SO 4 )) Larutan Bahan Bakar Uranil Nitrat (UO 2 (NO 3 ) 2 ) Larutan Bahan Bakar Uranil Fluorid (UO 2 F 2 ) Desain Teras Reaktor Batang Kendali Moderator dan Reflektor Sistem Pendingin Sistem Managemen Gas Radioisotop 99m Tc Produksi Radioisotop 99 Mo dari Reaktor Nuklir Produksi Radioisotop 99 Mo dan 99m Tc dari Partikel Akselerator Piranti Lunak Neutronik Monte Carlo N Particle (MCNP) Deskripsi Program MCNP File Input MCNP Perhitungan Kekritisan dalam MCNP Estimator tumbukan (k c eff ) Estimator serapan (k A eff ) Estimator panjang jejak (k TL eff )... BAB III METODOLOGI PENELITIAN Waktu dan Tempat Penelitian Alat dan Bahan Prosedur Penelitian Tahap Persiapan Perhitungan Variasi Konsentrasi pada 3 Pengayaan Pembuatan Model AHR dengan Software MCNP Validasi Input Perhitungan nilai k eff pada Variasi Jumlah Neutron Tiap Siklus Running Inputan AHR Analisa Hasil Output Pengambilan Kesimpulan... BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN Model Geometri AHR Validasi Input Hasil Perhitungan Perhitungan Nilai k eff pada Variasi Jumlah Neutron Tiap Siklus Pengaruh Pengayaan terhadap k eff pada Bahan Bakar Uranil Nitrat Pengaruh Pengayaan terhadap k eff pada Bahan Bakar Uranil Sulfat... xi

13 4.4. Perbandingan Penggunaan Bahan Bakar Terhadap Nilai k eff... BAB V KESIMPULAN DAN SARAN Kesimpulan Saran... DAFTAR PUSTAKA... LAMPIRAN xii

14 DAFTAR TABEL Halaman Tabel 2.1. Distribusi energi yang dilepaskan dari reaksi fisi. Tabel 2.2. Massa Atom dari Beberapa Unsur Atom.. Tabel 2.3. Tampang lintang beberapa isotop. Tabel 2.4. Beberapa jenis reaktor AHR Tabel 2.5. Tampang lintang material moderator dan reflektor. Tabel 2.6. Metode produksi radioisotop 99 Mo dan 99m Tc. Tabel 3.1. Parameter teras reaktor Tabel 3.2. Stainless Steel-304 untuk bejana reaktor. Tabel 4.1. Hasil validasi perhitungan nilai k eff dan ρ pada simulasi. Tabel 4.2. Hasil perhitungan nilai k eff dengan variasi jumlah neutron tiap siklus Tabel L2.1. Hasil perhitungan nilai k eff pada variasi konsentrasi uranium dalam bahan bakar uranil nitrat... Tabel L2.2. Hasil perhitungan nilai k eff pada variasi konsentrasi uranium dalam bahan bakar uranil sulfat Tabel L2.3. Perhitungan reaktivitas (ρ) bahan uranil nitrat.. Tabel L2.4. Perhitungan Reaktivitas (ρ) bakar uranil sulfat... Tabel L2.5. Perhitungan rasio N m /N u pada bahan bakar uranil nitrat... Tabel L2.6. Perhitungan rasio N m /N u pada bahan bakar uranil sulfat... Tabel L2.7. Perhitungan densitas atom unsur larutan bahan bakar uranil nitrat pada pengayaan 5%... Tabel L2.8. Perhitungan densitas atom unsur larutan bahan bakar uranil sulfat pada pengayaan 5%... Tabel L2.9. Perhitungan densitas atom unsur larutan bahan bakar uranil nitrat pada pengayaan 19,75%... Tabel L2.10. Perhitungan densitas atom unsur larutan bahan bakar uranil sulfat pada pengayaan 19,75%... Tabel L2.11. Perhitungan densitas atom unsur larutan bahan bakar uranil nitrat pada pengayaan 90%... Tabel L2.12. Perhitungan densitas atom unsur larutan bahan bakar uranil sulfat pada pengayaan 90%... Tabel L3.1. Listing input AHR penelitian yang divalidasi dibandingkan dengan referensi xiii

15 DAFTAR GAMBAR Gambar 2.1. Skema reaksi fisi berantai... Gambar 2.2. Siklus hidup neutron dalam reaktor nuklir... Gambar 2.3. Pengaruh over moderated dan under moderated terhadap nilai k eff... Gambar 2.4. Peluruhan radioisotop 99 Mo... Gambar 3.1. Cara running dengan Total Commander.... Gambar 3.2. File m.bat sebelum modifikasi... Gambar 3.3. File m.bat setelah modifikasi... Gambar 4.1. Geometri AHR.. Gambar 4.2. Grafik hubungan antara k eff terhadap jumlah neutron tiap siklus Gambar 4.3. Grafik hubungan antara k eff terhadap konsentrasi uranium bahan bakar uranil nitrat pada 3 pengayaan yaitu pengayaan 5%, 19,75% dan 90%... Gambar 4.4. Grafik hubungan antara k eff terhadap rasio N m /N u bahan bakar uranil nitrat pada pengayaan 5%.. Gambar 4.5. Grafik hubungan antara k eff terhadap rasio N m /N u bahan bakar uranil nitrat pada pengayaan 19,75%. Gambar 4.6. Grafik hubungan antara k eff terhadap rasio N m /N u bahan bakar uranil nitrat pada pengayaan 90%. Gambar 4.7. Grafik hubungan antara rasio N m /N u terhadap konsentrasi uranium dalam bahan bakar uranil nitrat pada pengayaan 5%, 19,75% dan 90%... Gambar 4.8. Grafik hubungan antara ρ terhadap konsentrasi uranium bahan bakar uranil nitrat pada 3 pengayaan yaitu pengayaan 5%, 19,75% dan 90%... Gambar 4.9. Grafik hubungan antara k eff terhadap konsentrasi uranium bahan bakar uranil sulfat pada 3 pengayaan yaitu pengayaan 5%, 19,75% dan 90%... Gambar Grafik hubungan antara k eff terhadap rasio N m /N u bahan bakar uranil sulfat pada pengayaan 5%. Gambar Grafik hubungan antara k eff terhadap rasio N m /N u bahan bakar uranil sulfat pada pengayaan 19,75%.. Gambar Grafik hubungan antara k eff terhadap rasio N m /N u bahan bakar uranil sulfat pada pengayaan 90%... Gambar Grafik hubungan antara rasio N m /N u terhadap konsentrasi uranium dalam bahan bakar uranil sulfat pada pengayaan 5%, 19,75% dan 90%... Gambar Grafik hubungan antara ρ terhadap konsentrasi uranium bahan bakar uranil sulfat pada 3 pengayaan yaitu pengayaan 5%, 19,75% dan 90%... xiv Halaman

16 Gambar Grafik hubungan antara k eff terhadap konsentrasi uranium uranil nitrat dan uranil sulfat pada pengayaan (a) 5%, (b) 19,75% dan (c) 90% xv

17 DAFTAR SIMBOL Simbol N ρ A Ᾱ w f a f σ Σ k eff ε L f p L t f η ρ Keterangan Densitas atom Densitas Material Massa atom Massa atom rata-rata Fraksi berat Fraksi atom Tampang lintang mikroskopik Tampang lintang makroskopik Faktor multiplikasi efektif Faktor fisi cepat Faktor ketidakbocoran neutron cepat Probabilitas lolos resonansi Faktor ketidakbocoran neutron thermal Faktor pemakaian neutron thermal Faktor reproduksi Reaktivitas xvi

18 DAFTAR LAMPIRAN Halaman Lampiran 1. Perhitungan Variasi Konsentrasi Lampiran 2. Data Hasil Perhitungan.. Lampiran 3. Listing Inputan AHR xvii