petunjuk praktikum fisika reaktor

7/24/2019 Petunjuk Praktikum Fisika Reaktor

1/61

PETUNJUK PRAKTIKUM FISIKA REAKTOR

Jurusan teknik nuklir, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah MadaBidang Reaktor, Pusat Penelitian Nuklir Yogyakarta, BATAN.

di edit oleh :

Edi Trijono Budisantoso.

Buku ini dibuat sebagai pelengkap pelaksanaan praktikum fisika reaktor di Fakultas Teknik,

jurusan Nuklir, Universitas Gadjah Mada, Yogyakarta.


2/61


3/61

Petunjuk praktikum Fisika Reaktor. 3

Fakultas Teknik UGM, / PPNY-BATAN.

DAFTAR ISI

halaman

1. Kata pengantar. 2

2. Daftar isi 3

3. Percobaan A ( Kekritisan ) 4

4. Percobaan B ( Kalibrasi Batang kendali ) 9

5 Percobaan C ( Kalibrasi Daya Reaktor ) 17

6. Percobaan D ( Pengukuran Flux Netron dan Spektrum Netron ) 20

7. Percobaan E ( Pengukuran Distribusi Suhu dan Koefisien Reaktivitas

Suhu Bahan Bakar ) 24

8. Percobaan F ( Pengukuran Fraksi Netron Kasip ) 28

9. Percobaan G ( Pengukuran Fraksi Bakar Dengan Metode 37

Gamma Scanning )


4/61



PERCOBAAN : A.

( KEKRITISAN )

I Tujuan percobaan: memperkirakan massa kritis reaktor secara aman

II. Dasar Teori.

Kondisi kritis reaktor adalah kondisi dimana populasi netron di dalam teras reaktor

ada dalam tingkat yang ajeg (steady state). Massa bahan fisil minimum yang

memungkinkan reaktor mencapai kondisi kritis disebut massa kritis.

Kekritisan suatu reaktor diukur dengan mendefinisikan besaran yang disebut dengan

Keff yaitu perbandingan jumlah netron pada suatu generasi terhadap jumlah netron pada

generasi sebelumnya (tanpa sumber netron dari luar). Apabila nilai Keff> 1 maka dikatakan

reaktor dalam kondisi superkritis, yang dalam hal ini populasi netron di dalam teras reaktor

terus meningkat terhadap waktu. Sebaliknya apabila Keff< 1 maka reaktor dalam kondisi

subkritis, dimana jumlah netron terus berkurang terhadap waktu. Dengan demikian reaktor

dikatakan pada kondisi kritis apabila harga Keff = 1.

Dalam percobaan ini, penentuan massa kritis dilakukan dengan mengamati

pertambahan populasi netron terhadap jumlah penambahan bahan bakar ke dalam teras,

sedemikian rupa sehingga harga Keff= 1. Untuk maksud tersebut lebih dahulu dimasukkan

sumber netron (Am Be) ke dalam teras. Dari sejumlah S netron yang masuk ke dalam teras

pada saat awal, akan dihasilkan sejumlah (Keff. S) netron pada akhir generasi pertama dan

sejumlah (Keff2 . S) pada akhir generasi kedua dan seterusnya.

Total perlipatan netron di dalam teras menjadi

X = S

1 + K + K ................

S =

1

1 - K

eff eff

2

eff

(1)

untuk Keff< 1 jumlah seluruh netron di dalam teras menjadi

X . S =S

1 - Keff (2)

Bila disekitar teras ditempatkan detektor, maka laju cacah (C) yang ditampilkan adalah

sebagian dari jumlah netron yang ada di dalam teras.


5/61



C = F . X . S =F . S

1 - K

eff

(3)

dengan ketentuan F = fraksi netron yang tercacah.

Dalam percobaan lebih baik diamati 1C

untuk setiap penambahan bahan bakar

1

C =

1 - K

F . S

eff (4)

Harga Keffakan bertambah dengan pertambahan bahan bakar, bila kondisi telah mencapai

kritis ( Keff= 1 ) parameter1

Cakan menjadi nol. Dengan mengetahui fraksi berat bahan fisil

pada tiap elemen bakar yang telah dimasukkan, massa kritis reaktor dapat ditentukan.

Penentuan massa kritis juga dapat dilakukan dengan pendekatan sebagai berikut :

Berdasarkan pendekatan teori difusi 1 kelompok untuk reaktor telanjang

K =K

1 + M Beff 2 2

(5)

K dan luas migrasi M2 adalah fungsi dari komposisi material, dapat dianggap konstan.

Dari persamaan (5)

1 - K =

1 - K~ + M B

1 + M B = 1- K + M Beff

2 2

2 2

2 2~

(6)

yang berarti linear terhadap B2 . Untuk kondisi kritis maka B = Bg = buckling geometri,

yang untuk teras silkinder nilainya sbb :

B =2,405

R +

Hg

2

2

2

(7)

dengan ketentuan R dan H masing-masing adalah ruji-ruji dan tinggi teras terektrapolasi.

Dengan penambahan bahan bakar, maka jari-jari teras akan bertambah, sedang tinggi teras

tetap. Dengan demikian dapat dibuat grafik antara 1C

versus 1R2

.

Harga1

C= 0 berhubungan dengan ruji-ruji kritis Rc

Massa kritis reaktor selanjutnya dapat ditentukan dari persamaan sbb :

m = R Hc c2

(8)


6/61



dengan ketentuan

= rapat massa bahan bakar (g/cm3 )

H = tinggi aktif teras reaktor

III Alat Yang Digunakan.

- pencacah

- kertas grafik

- lampu senter (bila perlu)

- kalkulator

- binocular

IV. Prosedur Percobaan

1. Sebelum dimulai terlebih dahulu 10 elemen bakar pada ring F dikeluarkan dan

diletakkan pada rak tangki. Dengan mengeluarkan 10 elemen bakar maka reaktor

KARTINI sudah dalam kondisi sub kritis.

2. Sumber netron dimasukkan ke dalam teras , kemudian seluruh batang kendali

dinaikkan hingga posisi teratas (fully -up) Pada kondisi seperti ini catat laju cacah dari

detektor netron fission chamber.

3. Posisi batang kendali kemudian dibuat sebagai berikut

- pengatur pada posisi terbawah

- kompensasi pada posisi 50 % up

- pengaman pada posisi teratas

4. Satu elemen bakar dimasukkan ke posisi semula di dalam teras, kemudian seluruh

batang kendali dinaikkan hingga posisi teratas dan laju cacah detektor fission chamber

dicatat lagi.

5. Prosedur nomor (3) dan (4) diulang hingga kondisi kritis dicapai yang ditandai dengan

kenaikan laju cacah terus menerus, sekalipun teras reaktor tanpa sumber netron.

6. Bila indikasi kekritisan telah diperoleh, semua batang kendali diturunkan

7. Tentukan massa kritis reaktor dengan cara membuat grafik1

Cversus massa bahan

fisil (U-235) untuk reaktor KARTINI, kemudian tentukan ruji-ruji kritis reaktor ( Rc )


7/61



menurut persamaan (8). Bentuk grafik yang diperoleh dalam menuju kondisi kritis

dapat bervariasi, seperti ditunjukkan pada gambar 1. Data spesifikasi elemen bakar

reaktor KARTINI tersedia pada tabel 1.

1/cacah

M1 M2 M3 Mc M3 M2M1

Massa bahan fisil (gram)

Gambar 1. Beberapa bentuk grafik hubungan antara1

Cversus massa bahan fisil yang

mungkin diperoleh.

Catatan :

Grafik berbentuk linear adalah yang paling ideal karena ekstrapolasi pada penambahan

bahan bakar pada tahap 1 telah dapat memberikan estimasi massa kritis reaktor dengan baik.

Estimasi tahap 1 yang diperoleh dari kurva cekung memberikan jumlah massa kritis yang

terlalu kecil, sedangkan dari kurva cembung memberikan estimasi yang terlalu besar.

Bentuk kurva yang cekung umumnya diperoleh apabila posisi detektor terlalu jauh dari

sumber netron, sedangkan kurva yang cembung diperoleh apabila posisi detektor terlalu

dekat dengan sumber netron. Dengan memperbanyak jumlah tahap penambahan bahan

bakar, estimasi massa kritis yang diperoleh semakin baik. Dalam hal penentuan ruji-ruji

kritis reaktor, massa kritis harus konsisten dengan rapat massa yang digunakan.

V. SOAL :


8/61



Berikan diskusi mengenai sumber-sumber kesalahan dari hasil estimasi massa kritis

yang diperoleh berdasarkan kedua cara tersebut diatas.

Tabel 1. Spesifikasi 3 jenis/tipe elemen bakar standar TRIGA reaktor.

Deskripsi Tipe elemen bakar

102 104 204

panjang total 72,5 cm 75,0 cm 105,14 cm

panjang grafit 10,0 cm 9,5 cm 9,5 cm

panjang UZrH 35,56 cm 38,5 cm 38,5 cm

diameter luar 3,7 cm 3,7 cm 3,7 cm

diameter UZrH 3,56 cm 3,58 cm 3,58 cm

Kandungan UZrH 2250 gr 2235 gr 2235 gr

Fraksi berat Uranium 8,0 % 8,5 % 8,5 %

pengkayaan 20 % 20 % 20 %

UZrH 5,99 gr/cm3 5,99 gr/cm3 8,99 gr/cm3

VI. Acuan.

1. A. EDWARD PROFIO. Experimental Reactor Physics, John Wiley & Sons, New

Jork, USA.

2. Course Manual Regional Training Course on the Use of PC in Research Reactor

Operation and Management, Bandung, Indonesia, November 1991.


9/61



PERCOBAAN : B

( KALIBRASI BATANG KENDALI )

I. Tujuan Percobaan :

a. Melakukan kalibrasi batang kendali reaktor KARTINI, yaitu menentukan reaktivitas

batang kendali dengan jalan membuat grafik reaktivitas suatu batang kendali terhadap

kedudukannya (grafik versus h ) dan membuat grafik h versus h.

b. Menghitung reaktivitas total ketiga elemen batang kendali di dalam reaktor.

c. menghitung reaktivitas lebih teras reaktor.

II. Dasar Teori.

Di dalam teras reaktor KARTINI terdapat tiga buah batang kendali, yaitu sebuah

batang kompensasi ( ditempatkan di ring C9 ), sebuah batang pengatur (di ring E1 ) dan

sebuah batang pengaman (di ring C5). Batang kendali tersebut pada dasarnya berisi bahan-

bahan yang sangat kuat menyerap netron, dalam hal ini dipakai atom-atom boron ( = 3837

barn). Reaksi penyerapan antara boron dan netron dapat ditulis sbb:

5

10

0

1

5

11 *

3

7

2

4B + n B Li + He + 2,73 Mev

Batang-batang kendali tersebut dimasukkan ke dalam teras reaktor melalui pipa-pipa

pengarah batang kendali. Pipa-pipa pengarah tersebut dari pipa aluminum yang telah

dianodisasi. Besarnya kekuatan batang kendali di dalam teras reaktor antara lain ditentukan

oleh letak/posisi batang kendali di dalam teras serta besar level daya reaktor yang

dibangkitkan dan ukuran teras reaktor, tampang lintang serapan, temperatur dan lain-lain.

Menurut persamaan per-jam (inhor-equation), nilai reaktivitas sebagai fungsi periode

reaktor adalah :

=+ T

+T

+ T

1 + T

i

ii=1

6

(1)

Satuan reaktivitas bermacam-macam yaitu :

a. dalam persen (%)


10/61



b. dalam dollar ($)

c. dalam per-jam.

Pada umumnya kita memperhitungkan harga dalam satuan $ (dollar) Harga reaktivitas

dalam satuan dollar adalah :

=( + T)

+T

( + T) 1 + Teff eff

i

ii=1

6

(2)

dengan ketentuan

T adalah periode reaktor

adalah umur generasi netron.

Periode reaktor didefinisikan sebagai selang waktu yang diperlukan untuk menaikkan daya

reaktor sebesar e kalinya (e = 2,71828). Secara matematik dapat dituliskan sbb:

P(t)

P(0) = exp (t/T) (3)

dengan ketentuan

T adalah periode reaktor

P(t) dan P(0) masing masing adalah daya reaktor sesudah t detik dan daya reaktor

pada saat awal.

Di dalam praktikum ditentukan P(t)/P0) sebesar 1,5 ataau 2 kemudian diukur waktu yang

diperlukan untuk peningkatan daya tersebut.

Berdasarkan pada praktek pengukuran ini, periode reaktor dapat dihitung berdasarkan pada

persamaan

T =t

ln (P(t)

P(0)

(4)

dengan ketentuan

t adalah waktu yang diperlukan untuk menaikkan daya reaktor 1,5x atau 2x.


11/61



Besaran menyatakan umur generasi netron yang didefinisikan sebagai umur netron sejak

dilahirkan dari proses pembelahan sampai dengan diserap oleh nuklida di dalam material

bahan bakar atau bocor keluar dari reaktor. Harga untuk reaktor KARTINI menurut

dokumentasi General Atomik sebesar :

= 3,8999999. 10-5detik.

eff adalah fraksi netron kasip dari U-235. Besarnya eff untuk reaktor KARTINI yang

dikategorikan reaktor termal adalah:

eff = 6,999999 10-3

eff adalah gabungan 6 kelompok netron kasip yang terjadi di reaktor nuklir. Masing-

masing kelompok netron kasip dan umur paronya dinyatakan dengan besaran i dan

i

dengan ketentuan, i adalah isotop penghasil netron kasip kelompok isedangkan iadalah

tetapan peluruhan isotop penghasil netron kasip kelompok i. Pada tabel (1) dapat dilihat

nilai umur paro dan tetapan peluruhan kelompok nuklida penghasil netron kasip dari U-235.

Tabel 1. Data kelompok nuklida penghasil netron kasip dari hasil pembelahan U-235

Grup

( I )

umur paro

(detik)

tetapan peluruhan

(i)

= i / eff

1 55,72 0,0124 0,033

2 22,72 0,0305 0,219

3 6,22 0,1115 0,196

4 2,3 0,301 0,395

5 0,61 1,138 0,115

6 0,23 3,01 0,042

Apabila reaktor kritis pada daya P0, kemudian salah satu batang kendali dinaikkan sehingga

terjadi keadaan sedikit super kritis, maka kenaikan daya reaktor sebagai fungsi waktu

seperti terlihat pada gambar 1.

Dari gambar 1. dapat diterangkan bahwa daerah 1, adalah daerah dimana reaktor

dioperasikan pada daya tetap P0, sedangkan daerah II adalah daerah perpindahan naik yaitu

kejadian ketika batang kendali dinaikkan sebesar h . tampak bahwa pada keadaan ini terjadi


12/61



percepatan perubahan daya pada saat kenaikan batang kendali sebesar h. Pada keadaan ini

tidak diperbolehkan mengukur periode T atau waktu 1,5 kali atau 2 kalinya. Pada daerah III

tampak bahwa daya reaktor naik dengan periode mendekati stabil. Pada daerah ini

dilakukan pengukuran besar periode T atau waktu 1,5 kalinya atau waktu 2 kalinya. Daerah

IV adalah daerah dimana reaktor naik mendekati daya asimtotnya, yaitu nilai daya yang baru

setelah batang kendali dinaikkan sebesar h dan telah terjadi kesetimbangan reaktivitas di

teras.

Daya

P1

P0

daerah I daerah II daerah III daerah IV

waktu (t)

Gambar 1. Kenaikan daya reaktor sebagai fungsi waktu (t) akibat ditariknya batang

kendali keluarteras sebesar h.

Pada percobaan dilakukan pengukuran waktu 1,5 kali atau 2 kali, yaitu waktu antara daya

mula-mula P0 sampai waktu ketika menunjukkan daya 1,5 P0atau 2 P0. Pengukuran nilai

waktu ini lebih praktis apabila dibandingkan dengan pengukuran secara langsung periode

reaktor T

Nilai yang sesuai dengan waktu 1,5 kali atau 2 kali dapat dicari dengan menggunakan

persamaan 2 atau dengan menggunakan tabel reaktivitas sebagai fungsi waktu 1,5 kali atau 2

kali yang tersedia. Apabila diketahui besarnya kenaikan posisi batang kendali (h) yang

mengakibatkan timbulnya , dapat dibuat grafik reaktivitas versus posisi kenaikan batang


13/61



kendali yang disebut sebagai kurva integral dan kurva versus h disebut sebagai kurva

diferensial. Kurva integral dan kurva diferensial dapat dilihat pada gambar 2 dan 3.

100%

80%

20%

I II III

h1 h2 h3posisi batang kendali (h)

Gambar 2. Kurva integral reaktivitas batang kendali.

h

I II III

\ h1 h2 h3

posisi kenaikan batang kendali (h)

Gambar 3. Kurva diferensial reaktivitas batang kendali

Dari kurva integral batang kendali dapat diketahui besarnya reaktivitas batang kendali, yaitu

reaktivitas pada kedudukan batang kendali maksimum. Daerah linear batang kendali terletak

pada daerah II yaitu pada interval prosentase reaktivitas 20% < < 80%, dimana kenaikan

reaktivitas batang kendali relatif linear terhadap kenaikan posisinya. Reaktivitas total dari

ketiga batang kendali merupakan jumlah dari reaktivitas ketiga batang kendali (pengaman,


14/61



kompensasi dan pengatur). Untuk mendapatkan reaktivitas total tersebut, kurva integral

masing-masing batang kendali harus dibuat terlebih dahulu.

Reaktivitas lebih (core excess reactivity) teras dihitung berdasar pada kurva integral

masing-masing batang kendali dan mengamati posisi batang kendali pada saat reaktor kritis

pada daya rendah (dalam orde watt). Reaktivitas lebih teras merupakan jumlah dari

reaktivitas bagian batang kendali yang masih berada di dalam teras pada saat reaktor kritis

pada daya rendah.

III. Alat Yang Digunakan.

1. Picoammeter Keithley

2. Stopwatch3. Grafik reaktivitas versus waktu 1,5x atau waktu 2x.

IV. Prosedur Percobaan.

A. Kalibrasi Batang Pengatur

1. Dalam keadaan batang pengaman up dan batang pengatur down

2. Dengan mengatur batang kompensasi, reaktor dibuat kritis pada daya 10 watt.

Hubungkan detektor CIC dengan picoammeter Keithley dan catat arus yang

ditunjukkan oleh picoammeter.

3. Naikkan sedikit kedudukan batang kendali pengatur, maka reaktor akan sedikit super

kritis, dengan melihat pada picoammeter ukurlah waktu untuk kenaikan daya 1,5 kali

(t 1,5x) atau waktu untuk kenaikan daya 2 kali (t 2x) dengan stopwatch.Kenaikan

daya berbanding lurus dengan penunjukan picoammeter Keithley. Catat kedudukan

batang pengatur (h).

4. Turunkan kedudukan batang kompensasi sehingga reaktor menjadi kritis kembali pada

daya/arus semula.

5. Ulangi langkah 3 dan 4 sampai batang pengatur dalam kedudukan naik penuh.

Catatan :

Pada saat menaikkan batang pengatur, periode reaktor jangan sampai menunjuk kurang

dari 15 detik dan pengukuran t 1,5x atau t 2x dilakukan pada daerah III, dimana pada

daerah ini daya reaktor berubah dengan periode yang konstan.


15/61



B. Kalibrasi Batang Kompensasi

1. Dalam kedudukan batang pengatur Up dan batang kompensasi Down. Aturlah

kedudukan batang pengaman sehingga reaktor dalam keadaan kritis pada daya 10 watt.

Catatan :

Apabila sampai dengan kedudukan batang pengaman diatas penuh ternyata reaktor tidak

dapat kritis pada daya 10 watt , maka naikkan kedudukan batang kompensasi sampai pada

posisi tertentu sehingga kekritisan dapat dicapai. Pada kedudukan batang kompensasi

tertentu sesuai keadaan, hubungkan detektor CIC dengan picoammeter Keithley dan catat

besar arus yang tertampil pada picoammeter.

2. Naikkan sedikit kedudukan batang kompensasi, maka reaktor akan mengalami keadaan

sedikit superkritis, catat kedudukan batang kompensasi, catat kedudukan batang

kompensasi. Dengan melihat pada picoammeter, ukurlah t 1,5 x atau t 2 x.

3. Turunkan batang pengaman sampai arus penunjukan picoammeter menunjukkan nilai

seperti pada keadaan awal percobaan.

4. Ulang I langkah 2 dan 3 berulang-ulang sampai kedudukan batang kompensasi Up.

5. Lakukan pengukuran bagian bawah dari batang kompensasi (bila ada), yaitu posisi pada

saat kritis seperti pada sub nomor 1. hingga kedudukan Down dengan menggunakan

metode rod drop.

C. Kalibrasi Batang Pengaman.

Lakukan percobaan seperti pada kalibrasi batang kompensasi, hanya saja batang

kompensasi ditukar dengan batang pengaman.

V. Perhitungan.

Dengan menggunakan tabel persamaan per-jam atau (kurva antara t 1,5x atau t 2x dan

reaktivitas) yang telah disediakan.


16/61



1. Buatlah grafik terhadap h (kurva integral) dari batang pengatur, batang kompensasi

dan batang pengaman.

2. Buat pula grafik dan h terhadap h (kurva diferensial) dari ketiga batang kendali.

3. Hitunglah reaktivitas total ketiga batang kendali.

4. Dengan data posisi batang kendali pada saat kritis yang diberikan, hitung reaktivitas

lebih teras reaktor.

VI. Pertanyaan :

1. Turunkan pertanyaan (1)

2. Mohon dijelaskan mengenai satuan reaktivitas

3. Mengapa kalibrasi harus dilakukan pada daya rendah ?

4. Pada kedudukan mana batang kendali bekerja paling efektif ?

5. Mengapa batang pengatur terletak pada posisi ring yang lebih luar dari pada batang

kompensasi dan pengaman ?

6. Berilah diskusi, komentar, sumber-sumber kesalahan , kesimpulan dan lain-lain dari

percobaan yang saudara laksanakan.

085729375877 Meta

PERCOBAAN : C

( KALIBRASI DAYA REAKTOR )

I. Tujuan Percobaan.

Melakukan kalibrasi daya reaktor, yaitu mencari berapa daya sesungguhnya yang

dibangkitkan di dalam teras reaktor, apabila meter penunjukan daya menunjukkan daya

pada suatu nilai tertentu.


17/61



II. Dasar Teori.

Daya reaktor ditimbulkan oleh energi yang dibebaskan dari reaksi pembelahan yang

terjadi di dalam reaktor yang sedang beroperasi. Banyaknya reaksi pembelahan yang terjadi

tiap detik tiap satuan volume reaktor ditentukan oleh f . Kalau banyaknya reaksi

pembelahan tiap detik yang perlu untuk menghasilkan daya sebesar 1 watt adalah 3,2 1010

pembelahan , maka daya total P dari reaktor diberikan oleh persamaan :

P =3,2 10

v dv (watt)f10

0

Vr( ) (1)

dengan ketentuan

f = tampang lintang makroskopis pembelahan

Vf = volume reaktor.

Jadi dengan mengukur flux netron di dalam teras, dapat ditentukan daya reaktor.

Metode lain pengukuran daya reaktor adalah dengan metode kalorimeter yang dapat

ditempuh dengan 2 cara yaitu :

1. Reaktor dioperasikan dengan sistem pendingin dijalankan.

2. Reaktor dioperasikan dengan sistem pendingin tidak dijalankan.

Pada metode pertama yaitu dengan sistem pendingin dijalankan atau metode

stasioner.

Panas yang terakumulasi di dalam tangki reaktor diambil oleh sistem pendingan primer,

kemudian dengan melalui sistem penukar panas, panas dipindahkan ke sistem pendingin

sekunder. Dengan mengatur debit pendingin akan diperoleh kondisi stasioner, Kondisi

stasioner menunjukkan bahwa di dalam sistem pemindah panas tidak terjadi akumulasi

panas di dalam sub-sistemnya. Di dalam kondisi stasioner, panas yang dipindahkan dari

teras reaktor bergantung pada debit air (G) dan beda suhu inlet dan outlet sistem pendingin

primer. Secara matematik daya reaktor ditentukan dengan persamaan sbb:


18/61


19/61



Apabila ini terjadi maka perlu diadakan kalibrasi % power kanal linear. Demikian juga

terhadap kanal logaritmik


1. termometer 20)- 1000C

2. Stopwatch

3. Ember kecil untuk mengambil air tangki reaktor.


1. Reaktor dikritiskan dengan sistem pendingin dalam keadaan tidak dijalankan.

2. Naikkan daya reaktor pada level daya tertentu yang dapat dilihat meter daya linear (30

Kw, 50 Kw, 70 Kw dan sebagainya).

3. Amati kenaikan suhu air tangki reaktor pada tiap 5 menit sampai memperoleh 10 data

pengamatan. Buatlah dalam kertas grafik hubungan antara suhu versus waktu,

kemudian cari kemiringannya (slope). Dari konstanta kemiringan ini dapat ditentukan

daya reaktor yang sebenarnya.

4. Jalankan sistem pendingin sekunder dan primer. Amati suhu air tangki, outlet serta

inlet sistem pendingin primer tiap 10 menit sampai suhu air tangki konstan (stasioner).

5. Gunakan rumus daya untuk kondisi non stasioner dan stasioner untuk menghitung

daya reaktor yang sesungguhnya, kemudian bandingkan dengan daya yang

ditunjukkan oleh meter daya linear.

PERCOBAAN : D

( PENGUKURAN FLUX NETRON dan ANALISIS SPEKTRUM NETRON ).

I. Tujuan percobaan :

Mengukur besarnya flux netron dan analisis spektrum netron suatu medan netron

dengan metode aktivasi.

II. Dasar Teori.

II.1. Pengukuran Flux Netron.


20/61



Radiasi netron dapat dideteksi/diukur dengan dua metode, yaitu langsung dan tidak

langsung. Metode langsung adalah suatu metode mendeteksi/mengukur netron dengan

detektor netron BF3,Fission Chamber (FC), dan Compensated Ionization Chamber (CIC).

Metode tidak langsung adalah suatu cara mendeteksi/mengukur netron dengan cara

mengukur aktivitas dari suatu bahan detektor setelah diaktivasi dalam suatu medan netron.

Pada percobaan ini flux netron diukur dengan metode tidak langsung yang lebih

dikenal dengan metode aktivasi. Bahan detektor yang umum digunakan untuk pengukuran

flux dan analisis spektrum netron adalah gold (Au), indium (In), cuprum (Cu), iron (Fe) dan

lain-lain. Bahan detektor tersebut dikenal sebagai detektor foil atau foil saja. Suatu material

apabila dimasukkan dalam medan netron akan terjadi reaksi inti antara atom material dengan

netron, dalam percobaan ini akan dipilih bahan yang menghasilkan reaksi netron-gamma

(n,). Suatu bahan yang memancarkan sinar radioaktif disebut zat radioaktif. Besarnya

radioaktivitas gamma dari suatu zat radioaktif dapat diukur dengan teknik pencacahan

gamma dengan menggunakan detektor GM atau HPGe.

Produksi radioisotop dari suatu bahan yang diletakkan dalam medan netron

bergantung pada flux netron dan tampang lintang aktivasinya. Laju pembentukan

radioisotop dari suatu bahan dengan volume V di dalam medan netron dengan flux Q dan

mempunyai tampang lintang aktivasi acdinyatakan dengan persamaan sbb :

R = Vac (1)Persamaan (1) menyatakan laju pembentukan radioisotop dari suatu unsur dengan volume

V. Apabila laju peluruhan yang terjadi di dalam radioisotop yang terbentuk tersebut ikut

dipertimbangkan, maka laju pembentukan radioisotop tersebut menjadi sbb :

N

t

= V - Nac (2)

N adalah jumlah atom radioisotop yang terbentuk dan adalah konstanta peluruhannya.

Integrasi persamaan (2) untuk selang waktu iradiasi t1 akan menghasilkan persamaan sbb:

N = V1 - exp (- t

1 ac1

)

(3)


21/61



N1 adalah jumlah atom radioisotop yang terbentuk setelah nuklida target teriradiasi selama

t1 . Jumlah radioisotop tersebut dapat dinyatakan dalam besaran aktivitas yang dituliskan

dengan mengkalikan persamamaan (3) dengan konstanta peluruhannya, yaitu :

A = N = V1 - exp (- t

1 ac1

)

(4)

Aktivitas dari suatu radioisotop dapat diukur dengan mencacah radiasi gamma yang

dipancarkannya, dengan sistem pencacah gamma. Di dalam praktek tidak pernah dapat

dilakukan pencacahan langsung setelah foil di iradiasi tetapi perlu menunggu beberapa

waktu, untuk peluruhan agar radiasi tidak melebihi batas keselamatan radiasi yang diijinkan.

di dalam sistem.pencacahan. Adanya penundaan pencacahan tersebut berarti radioisotop

akan meluruh sebesar exp -(t2- t1) bagian dari aktivitas setelah teriradiasi. Di dalam saat

pencacahan juga terjadi peluruhan radioisotop sebesar exp - (tc) bagian dari saat awal

pencacahan.

Adanya kenyataan seperti tersebut diatas, maka dalam perhitungan aktivitas suatu

foil diperlukan adanya koreksi-koreksi karena peluruhan radioisotop selama pembentukan,

waktu. tunggu dan waktu pencacahan. Bila hasil pencacahan adalah C cacah/detik maka

aktivitas dari foil dapat dinyatakan dengan persamaan sbb :

A =C

{1 - exp - t { exp - (t - t { 1 - exp - ts

1 2 1 c

} )} } (5)

Apabila iradiasi foil cukup lama sehingga tercapai aktivitas jenuh dan aktivitas diukur

dengan sistem cacah yang mempunyai efisiensi , maka besarnya aktivitas jenuh dinyatakan

dengan persamaan sbb :

A = Vs ac (6)

Dari substitusi persamaan (5) ke dalam persamaan (6) menghasilkan hubungan antara flux

netron dengan cacah radioisotop yang dituliskan sbb :

=C

V{1 - exp - t { exp - (t - t { 1 - exp - tac 1 2 1 c} )} } (7)


22/61



II.2. Spektrum Netron.

Flux netron yang ada di dalam teras reaktor nuklir mempunyai distribusi energi dari

energi tinggi (netron fisi) sampai dengan energi termal (0,025 ev). Untuk analisis spektrum

netron dari suatu medan netron dapat digunakan metode aktivasi. Reaksi antara netron

dengan suatu materi bergantung pada besarnya tampang lintang netronik materi yang

bersangkutan. Ternyata besarnya tampang lintang netronik suatu material mempunyai

korelasi dengan energi netron yang akan bereaksi. Dengan demikian setiap unsur

mempunyai kepekaan bereaksi dengan netron pada interval energi tertentu saja atau mulai

dari suatu energi tertentu, oleh karena itu di dalam metode aktivasi dikenal adanya detektor

resonansi dan ambang. Dengan sifat bahan tersebut, maka dapat dilakukan spektrometri

netron.

Spektrum netron dengan metode aktivasi adalah suatu analisis spektrum netron

dengan mengaktivasi beberapa bahan detektor netron yang mempunyai energi ambang yang

tidak sama. Dari , aktivitas hasil iradiasi beberapa detektor foil tersebut, kemudian

digunakan untuk data masukan suatu paket program SANDII (Spectrum Neutron Analysis

by Neutron Dosimetry II). Keluaran program SANDII tersebut berupa hasil perhitungan

spektrum netron dan flux rerata keseluruhan.


1. Reaktor (fasilitas iradiasi pneumatik).

2. Pneumatik transfer system

3. Sistem pencacah gamma dengan HPGe.

4. Komputer

5. Detektor foil (Au, In)

IV. Prosedur percobaan.

1. Lakukan aktivasi foil melalui pneumatik selama 1 menit secara automatik dan catat

waktu saat masuk dan keluarnya detektor dari teras.


23/61



2. Ukur paparan detektor foil, apabila paparannya dibawah 10 mR, maka pencacahan

dapat dilaksanakan. Catat waktu mulai pencacahan. Pencacahan dilakukan selama

lima menit.

3. Catat cacah yang diperoleh, data ini sebagai dasar untuk perhitungan flux neytron.

4. Tiap selesai pencacahan, foil harus ditaruh pada konteiner yang telah disediakan.

V Analisis Spektrum Netron Dengan SANDII.

Untuk analisis spektrum netron dengan program SANDII, dilakukan setelah

diperoleh aktivitas dari detektor. Mekanisme sistem perhitungan di dalam program SANDII

adalah membagi daerah energi netron menjadi beberapa pita energi, dimana tiap pita energi

memerlukan data dari aktivasi foil yang sesuai dengan daerah pita energinya. Oleh karenaitu cara memproses program SANDII dengan terlebih dahulu mengaktivasi beberapa

detektor foil untuk mendapatkan besar aktivitas foil pada daerah pita energi tersebut,

sehingga dalam suatu medan netron diperoleh beberapa daerah pengukuran pita energi,

kemudian dilakukan penyelesaian numerik secara keseluruhan, dimana tiap daerah pita

energi merupakan daerah batas penyelesaian numerik. Oleh karena ada banyak daerah pita

energi (diusahakan kurang lebih 8 hingga 10 daerah pita energi), maka bentuk analisisnya

menjadi lebih komplex. Hal tersebut yang akan diselesaiakan dengan program SANDII yang

pada akhirnya didapatkan besar flux netron sebagai fungsi energi pada medan netron yang

dianalisis. Format cara pemasukan data dan eksekusi program SANDII akan diberikan pada

saat praktikum.

PERCOBAAN : E

(PENGUKURAN DISTRIBUSI SUHU dan KOEFISIEN REAKTIVITAS SUHU

BAHAN BAKAR)

I. Tujuan Percobaan :

Menentukan besarnya peruabahan reaktivitas yang ditimbulkan oleh tiap derajat

perubahan suhu bahan bakar reaktor.

II Dasar Teori :


24/61



Perubahan suhu mempunyai pengaruh yang sangat penting terhadap terganggunya

reaktivitas selama operasi reaktor. Perubahan ini dapat diakibatkan oleh perubahan

kecepatan aliran pendingin, ataupun oleh perubahan kecepatan pengambilan panas, misalnya

karena berubahnya kebutuhan daya dan sebagainya. Secara umum koefisien reaktivitas suhu

dituliskan sebagai :

T =d

dT (1)

dengan ketentuan

= reaktivitas teras

T = Suhu elemen bakar.

T= reaktivitas suhu.

Oleh karena reaktivitas reaktor bergantung pada beberapa parameter seperti f, p, L2, dan

sebagainya, dimana besaran,besaran tersebut bergantung pada suhu dari komponen-

komponen reaktor seperti bahan bakar, pendingin, moderator dan sebagainya, maka

perubahan suhu reaktor akan mengakibatkan perubahan reaktivitas. Dari definisi reaktivitas

yang dituliskan sebagai :

=k - 1

k (2)

maka reaktivitas suhu dapat dituliskan kembali sebagai

1

k

dk

dTT 2

untuk k = 1 dapat dituliskan sebagai : T 1

k

dk

dT (3)

Karena k (faktor perlipatan efektif) selalu mempunyai harga positif maka T selalu

mempunyai tanda yang sama dengandk

dT. Tanda dari koefisien reaktivitas suhu ini

menentukan sifat-sifat stabilitas reaktor. Pada gambar 1 berikut dilukiskan bagaimana

pengaruh dari koefisien reaktivitas suhu terhadap perubahan daya (yang berarti juga

perubahan suhu) akibat penyisipan reaktivitas positif (penarikan batang-batang kendali)

suatu reaktor.


25/61



Suhu T> 0

T~ 0

T


26/61



3. Sistem instrumentasi dan kendali reaktor.

Thermometer.


1. Letakkan IFE pada posisi ring B atau ring C, hubungkan keluaran IFE dengan

Microameter.

2. Operasikan reaktor pada tingkat daya tertentu, misalnya 50 kw dan 100 kw dengan

kondisi sistem pompa pendingin primer dimatikan.

3. Amati kenaikan suhu IFE dan posisi batang pengatur setiap 5 menit atau 10 menit.

4. Ambil data-data pada item (3) dalam jangka waktu kurang lebih 90 menit. Kemudian

hidupkan sistem pendingin primer, amati perubahan suhu IFE dan perubahan posisi

batang pengatur.

5. Dengan bantuan data kalibrasi batang kendali pengatur, hitunglah besarnya T dengan

menggunakan persamaan(1) dan menggunakan persamaan regresi linear, untuk data

dari langkah (3) dan data dari langkah (4).

V. Soal-Soal dan Pertanyaan.

1. Jabarkan secara teoritis (rumus) untuk menentukan T(f) dan T(p) dan buktikan bahwa

T (p) mempunyai tanda negatif.

2. Jelaskan parameter-parameter apa saja yang dapat menimbulkan(memberikan) harga T

positif.


27/61



PERCOBAAN : F

( PENGUKURAN FRAKSI NETRON KASIP )

I. Tujuan :Percobaan.

Menentukan jumlah netron kasip untuk memprakirakan jumlah bahan fisil yang

menghasilkannya.

II. Dasar Teori.

Jumlah netron kasip hasil iradiasi cuplikan adalah fungsi linear terhadap kandungan

bahan fisil yang ada pada cuplikannya. Di alam bahan fisil terdapat sebagai inti isotop U-

235 yang terdapat di dalam biji uranium dengan kelimpahan 0,72 % , selebihnya adalah

isotop U-238 yang merupakan bahan fertil, meskipun demikian U-238 juga dapat membelah


28/61



dan menghasilkan netron kasip apabila bereaksi dengan netron cepat dan apabila menyerap

netron, akan mengalami transmutasi inti berubah menjadi nuklida Pu-239..

Di dalam reaktor, bahan fisil yang teriradiasi akan menghasilkan inti-inti hasil belah

yang keadaannya amat sangat tereksitasi dan meluruh dengan pancaran negatron dan secara

serempak juga akan memancarkan netron kasip. Inti-inti pelopor penghasil netron kasip

yang dikelompokkan menurut umur paronya, masing-masing mempunyai yield grup absolut

(pemancar netron kasip per-grup per-pembelahan). Pada setiap pembelahan inti U-235

dengan netron termal akan didapat yield grup absolut sebesar = 0,0158. Yield netron

kasip absolut yang relatif kecil dan mempunyai umur paro pendek akan tercacah dengan

menggunakan peralatan khusus.

Pengukuran yield netron kasip absolut dapat dilakukan dengan cara iradiasi cuplikan

material yang mengandung isotop-isotop fisil (misal U-235) di dalam selang waktu tertentu.

Cuplikan yang diiradiasi akan memproduksi inti-inti hasil belah pemancar netron kasip

sebanding dengan flux netron penyebab reasksi pembelahan dan tampang lintang reaksi

pembelahan makroskopis. Laju reaksi pembelahan dalam suatu inti cuplikan yang

mempunyai tampang lintang pembelahan makroskopis (f) dan diiradiasi di dalam flux

netron

akan didapat sebesar :

R = f (1)

dengan ketentuan

f = N0 f

N0 = jumlah inti material fisil yang teriradiasi

f = tampang lintang pembelahan mikroskopis

Jika N adsalah jumlah inti baru dan N0jumlah inti sasaran mula-mula, maka laju perubahan

inti-inti baru yang ada di dalam cuplikan adalah sama dengan laju pembentukan inti baru

dikurangi laju peluruhan yang terjadi. Dalam bentuk persamaan dapat dituliskan sbb :


29/61



dN

dt = N - N0 f (2)

Apabila persamaan (2) diintegrasikan untuk selang waktu iradiasi t1akan didapat :

N =N

( 1 - exp - t10 f

1

) (3)

dengan ketentuan

N1= jumlah nuklida baru yang ada setelah iradiasi selama waktu t1.

= konstanta peluruhan nuklida yang terbentuk.

Aktivitas yang timbul pada waktu t1adalah :

A = N = N ( 1 - exp - t1 0 f 1 ) (4)

Bila lama iradiasi t1 sampai dengan tak berhingga, maka N1dinamakan aktivitas jenuh.

Besarnya aktivitas jenuh adalah sbb :

A = Ns 0 f (5)

Dan pada saat berakhirnya waktu iradiasi t1besarnya aktivitas menjadi :

A = A 1 - exp - t1 s 1 (6)

Sedangkan aktivitas pada saat t2yang berarti telah mengalami selang waktu tunda selama

(t2- t1 ) adalah :

A = A 1 - exp - t exp - t - t

2 s 1 2 1

(7)

Dengan demikian apabila dalam setiap reaksi pembelahan memancarkan netron kasip total

untuk seluruh grup sebesar , maka aktivitas netron kasip untuk seluruh reaksi pembelahan

dalam keadaan jenuh adalah sebesar N0 f . Pada keadaan t2 - t1 setelah waktu

iradiasi selama t1 besarnya aktivitas seluruh grup netron kasip adalah :


30/61



A = N a ( 1 - exp - t ) exp - ( t - t )d 0 f i 1 2 1i=1

6

(8)

dengan ketentuan

ai adalah nilai yield netron kasip grup i.yang dituliskan sebagai ai = i/.

Apabila dilakukan pencacahan, jumlah netron kasip yang dipancarkan selama waktu t3- t2,

iradiasi selama t1 dan waktu tunda selama t2 - t1 adalah sbb :

C = A dt

t - t

i=1

6 3 2

0

(9)

A a - exp - t exp - (t - t - t dts ii=1

6

i 1 i 2 1 i

0

t - t3 2

1 ) exp

A

a - exp - t 1- exp - (t - t exp - t ts ii=1

6

i 1 i 3 2 1 2 1

1

1 )

Na

- exp - t 1- exp - (t - t exp - t t0 fi

ii=1

6

i 1 i 3 2 1 2 1

1 )

Apabila didefinisikan

t1 = tb

t2- t1 = td

t3- t2 = tc

maka radioaktivitas cuplikan akan menjadi seperti pada gambar 6. Dari gambar 6. tersebut

dapat diterangkan bahwa suatu cuplikan yang diiradiasi selama waktu tb dan mengalami

waktu tunda tddan waktu pencacahan tcakan menghasilkan aktivitas netron kasip sebesar A1

, A2, dan A3. Apabila aktivitas tersebut tercacah dengan efisiensi maka cacah yang didapat

pada saat iradiasi jenuh adalah sbb :


31/61



A1

A2

A3

0 t1 t2 t3 waktu

tb td tc

Gambar 6. Grafik aktivitas cuplikan dan peluruhan sebagai fungsi waktu.

C = Na

- exp - t 1- exp - t exp - t0 fi

i=1

6

i b i c i d

i

1 (10)

Cacah yang digambarkan oleh persamaan (10) adalah hasil pencacahan detektor selama

wakti tddetik.

Dalam waktu takterhingga setelah waktu iradiasi jenuh berakhir, jumlah cacah netron

kasip yang dipancarkan oleh seluruh kelompok inti-inti pelopor pembentuk netron kasip

adalah sbb :

C = N exp - t dt0 f0i=1

6

i ai

(11)

C = N a0 f (12)

dengan ketentuan

a = a = /ii=1

6

i

i 1

6

III. Prosedur Percobaan.


32/61



Isotop-isotop penghasil netron kasip dikelompokkan menurut umur paronya menjadi

6 kelompok. Kelompok umur paro terpanjang adalah 55 detik dan yang terpendek adalah

0,23 detik. seperti pada tabel terlampir. Karena umur paronya lebih kecil dari 1 menit

sehingga memerlukan fasilitas iradiasi yang dapat memindah cuplikan dari tempat iradiasi ke

tempat pencacahan secara cepat.

Pada reaktor KARTINI pemindahan cuplikan dilakukan dengan menggunakan sistem

pemindah pneumatik (Pneumatic Transfer System). Pengiriman cuplikan (di dalam kapsul /

rabbit) dilewatkan pada pipa saluran yang bertekanan udara (pneumatik) dan dapat dilakukan

secara manual atau automatik. Komponen utama sistem pemindah pneumatik (SPP) adalah

sbb :

- Komputer sebagai pengendali operasi sistem pneumatik dan pencacahan

- Terminal untuk memasukkan cuplikan/kapsul (hand & on to loader)

- Pengubah arah cuplikan ke dalam teras atau ke limbah (diverter)

- Tabung tempat iradiasi cuplikan di dalam reaktor.(pool end)

- Tempat pembuangan ke limbah (drop out)

- Alat untuk mendeteksi tempat keberadaan cuplikan (foto detector).

Kemampuan sistem pneumatik dapat dioperasikan secara automatik/manual untuk

menangani sampai sejumlah 100 kapsul/cuplikan yang dipersiapkan. Pengiriman dari

terminal ke teras reaktor kemudian ke sistem pencacahan dan akhirnya ke tempat

penyimpanan limbah dilakukan secara langsung (satu kendali). Demikian juga untuk

pengaturan waktu iradiasi , waktu cacah dan pengolahan data untuk menentukan kelimpahan

kandungan uranium di dalam batuan dapat dilakukan secara automatik atau manual.

Cara pencacahan.

1.Cuplikan yang mengandung batuan uranium di iradiasi netron dengan waktu iradiasi yang

cukup sehingga menghasilkan netron kasip sampai pada titik jenuhnya.

2. Secara automatik cuplikan akan berpindah ke sistem pencacahan dan netron kasip akan

tercacah oleh sistem pencacah dengan detektor BF3.


33/61



3. Tentukanlah set-up lama iradiasi dan lama pencacahan yang harus dikerjakan oleh sistem

pemindah pneumatik.

4. Catatlah lama iradiasi, lama perpindahan cuplikan dan lama pencacahan, kemudian

catatlah efisiensi sistem pencacah.

5. Dengan menggunakan persamaan yang sudah dipelajari, tentukan jumlah netron kasip

yang sesungguhnya, berdasarkan pada hasil pencacahannya kemudian perhitungkan berapa

banyak nuklida fisil yang menghasilkan netron kasip tersebut.

6. Terjemahkan kandungan nuklida fisil tersebut kedalam satuan ppm (part per million).

Tabel 2. Pengelompokan pelopor netron kasip berdasar umur paro

Kelompok

pelopor

umur paro pelopor

(detik)

nomor grup

(kelompok)

Br87 54,4 1

I137 24,4 2

Br88 16,3 2

I138 6,3 3

Br89 4,4 3

Rb93,Rb94 6 3

I139 2,0 4

Cs, Sb, Te 1,6 - 2,4 4


34/61



Br90, Br92 1,6 4

Kr93 1,5 4

I140, Kr.... 0,5 5

Br, Rb, As .... 0,2 6

PERCOBAAN : G

( PENGUKURAN FRAKSI BAKAR DENGAN MENGGUNAKAN SCANNING )

I. Tujuan Percobaan.

Menentukan fraksi bakar U-235 dengan cara mengukur aktivitas Cs-137 yang

terbentuk.pada sepanjang elemen bakar.

II. Dasar Teori .

Apabila elemen bakar teriradiasi netron selama T1, maka aktivitas Cs137 yang

terbentuk di dalam elemen bakar dapat dihitung dengan menggunakan perumusan sbb :

Laju pembentukan nuklida Cs137di dalam bahan bakar adalah :


35/61



dN (t)

dt = - N (t) - N (t) + N (t)Cs

Cs c Cs f U

137

137 137 235 Cs137

dengan penyederhanaan Cs137 + Cs137 = gab dan pada awal iradiasi kandungan Cs137

= 0, maka akan diperoleh penyelesaian sebagai berikut :

N (T ) = N (0)

exp - T - exp - T

-Cs1 f U

f 1 gab 1

gab f

137 235

Nuklida Cs137 mempunyai umur paro yang cukup panjang apabila dibandingkan dengan

umur pemakaian elemen bakar di teras reaktor sehingga memenuhi kriteria sbb:

f 1 f 1 f 1

gab 1 gab 1 gab 1

T


36/61



N (0) - N (TU U 1235 235

) = Jumlah nuklida U235yang membelah setelah T1 detik.

Dari persamaan (1) dapat diperoleh jumlah isotop U235yang membelah yaitu :

N - N T = N 0) TU U 1 f U 1235 235 235

( ) ( ) (0 (3)

Apabila persamaan (3) disubstitusikan ke dalam persamaan (2) akan diperoleh persamaan sbb

:

F.B. = T 100 %f 1 (4)

Dengam percobaan pengukuran aktivitas Cs137 yang terbentuk di dalam elemen bakar

teriradiasi, akan dapat ditentukan besar fraksi bakar U235di dalam elemen bakarnya, yaitu :

F.B. = T 100 % =N T )

N100 %f 1

Cs 1

U

137

235

(

( )0 (5)

Pengukuran aktivitas Cs137.

.

Pengukuran aktuvitas Cs137 dilakukan dengan cara mencacah bagian demi bagian

sepanjang elemen bakar dengan menggunakan gamma scanning.

Bentuk kolimator pencacahan yang terdapat pada gamma scanning adalah empat persegi

panjang dengan ukuran 1 x 36 x 160 mm. Posisi kolimator melintang dengan lebar 36 mm.

Dengan penyederhanaan bahwa aktivitas cacah dipermukaan kolimator uniform karena sudut

penyimpangan sumber radiasi sebelah kiri kolimator dan sebelah kanan kolimator (+ )

kecil, maka hubungan antara aktivitas SLdengan cacah ujung kolimator pada jarak a adalah

sbb :

Cacah = S4 a + LL

1 2

(6)

El. Bakar

Kolimator

L


37/61



cacah

a

Gambar 1. Bagan sistem pencacahan dan kolimator yang digunakan di dalam gamma

scanning.

Dari gambar 1. dapat dilihat sistem pencacahan pada gamma scanning. Apabila kolimator

sistem pencacah mempunyai lebar L=36 mm dan panjang kolimator a= 160 mm dengan

lebar 1 mm, maka besarnya cacah pada ujung kolimator dibandingkan dengan kuatsumbernya adalah sbb :

S =cacah 4 a

+ L = 248 cacah cacah / detik = SL

2

a

( )1 (7)

Besarnya kuat sumber per satuan volume dapat ditentukan dengan persamaan sbb :

Sv= Sa (linear) = 248 cacah (linear) (cacah/det cm3) (8)

Apabila elemen bakar yang dicacah telah mengalami masa pendinginan selama T 2 detik

maka aktivitas Cs137pada saat selesai iradiasi adalah :

Sv(0) = 248 cacah (linear) exp T2 (9)

dengan ketentuan

= tetapan luruh nuklida Cs137

T2= lama waktu pendinginan

Sv(0) = rapat sumber pada akhir iradiasi.

Rapat nuklida Cs137pada akhir iradiasi selama T1adalah :

N (T ) =S

Cs 1V

Cs

137

137

( )0

(10)


38/61



Dengan mengukur cacah Cs137dapat dihitung SV(0) dan rapat fraksi bakar di dalam elemen

bakar yang teriradiasi.

Fraksi bakar total ditemtukan dengan cara menjumlahkan rapat fraksi bakar pada seluruh

elemen volume elemen bakar, yang dapat dituliskan sebagai berikut :

F.B. = F.B.(k) R xtotal2

k =1

n

(11)

dengan ketentuan

n = jumlah elemen volume yang dicacah

x = interval scanning (x = L/n )R = ruji-ruji elemen bakar

k = nomor interval scanning

Besarnya frasi bakar pada tiap-tiap scanning pencacahan ditentukan dengan persamaan sbb

F.B. =

S

N100 %k

V k

Cs

U235

( )

( )

0

0

137

(12)

III. Prosedur Percobaan.

1). Dibuat instalasi pencacahan seperti pada gambar 2.

2). Ditentukan jumlah bagian elemen bakar yang dicacah (n)

3). Ditentukan panjang elemen volume elemen bakar yang dicacah (x) dengan cara

membagi panjang aktif el.bakar dengan jumlah bagian el.bakar yang dicacah (x = X /

n).

4). Dicatat lama pendinginan el.bakar (lihat history card elemen bakar yang bersangkutan).

5). Dicatat no batch elemen bakar dan kandungan awal U235nya.

6). Dilakukan pencacahan aktivitas Cs137pada masing masing elemen volume yang telah

ditentukan.

7). Ditentukan fraksi bakar pada masing-masing elemen volume pencacahan dan

tentukan jumlahnya untuk mendapatkan fraksi bakar totalnya.


39/61



perisai radiasi

det sintilasi pre-amp Accuspec

Xkolimator

catu daya

Gambar 2. diagram sistem pengukure fraksi bakar dengan menggunakan metode

scanning.

Catatan.

Cacah latar ditentukan pada tiap-tiap selesai melakukan pencacahan dengan cara

menggeser fdetektor sintilasi dari lobang scanning.

Perlu dicatat pada tiap-tiap pencacahan besarnya death time accuspec.

Perlu dicatat besarnya efisiensi intrinsik detektor scintilasi.

IV. Acuan.

1. Keizo Takahashi, Simplified Evaluation Method of Spent Fuel NDA Result Using

Silena Pocket Calculator in The Field, Paper for advisory Meeting on Evaluationof The Quality of Safeguard NDA Measurement Data, IAEA, Vienna, 10 - 14

Nov 1980.

2. R.G. Jaeger et.al, Engineering Compendium on Radiation Shielding, Vol..I, (1968).

V. Konstanta-yang diperlukan untuk perhitungan (pada energi = 0.6 Mev.)


40/61



UZrH = 0.5579 Cm-1

Cs137= 2,19795 10-8/detik

Cs137 = 6 %

NU235(0) = 38/235 NA= 9,74 10

22atom/elemen bakar.

PELATIHANSISTEM INSTRUMENTASI DAN KENDALI REAKTOR NUKLIR

TANGGAL 6 - 17 OKTOBER 2003


41/61



PRAKTIKUM KALIBRASI DAYA REAKTOR DAN BATANG KENDALI

Oleh:

Ir. Tegas Sutondo

PUSAT PENELITIAN DAN PENGEMBANGAN TEKNOLOGI MAJU

BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL

YOGYAKARTA 2003PRAKTIKUM KALIBRASI DAYA REAKTOR DAN

REAKTIVITAS BATANG KENDALI

T u j u a n

Tujuan dari percobaan ini adalah untuk mengetahui besarnya daya yang dibangkitkandi dalam reaktor, bila meter daya menunjukkan pada skala tertentu. Dengan demikian,

percobaan kalibrasi daya, pada hakikatnya bertujuan mengetahui seberapa besar

penyimpangan penunjukan meter daya terhadap nilai yang sesungguhnya.

I PENDAHULUAN

Pada pengoperasian suatu reaktor nuklir, besarnya tingkat daya reaktor umumnya

diamati secara tidak langsung, yaitu berdasarkan pengukuran fluks neutron relatif

menggunakan sensor atau detektor neutron seperti jenis Fission Chamber (FC)dan detector

Compensated Ionization Chamber (CIC) yang ditempatkan dibagian luar teras reaktor.

Besarnya sinyal keluaran dari detektor tersebut sebanding dengan tingkat daya yang

dibangkitkan dari reaksi fisi di dalam reaktor dan karenanya dapat dijadikan indikasi tingkat

daya dari reaktor yang sedang beroperasi.


42/61



Selain itu, sensitivitas dari detektor tersebut sangat tergantung pada jauh dekatnya

posisi detektor terhadap bagian teras reaktor, dalam hal ini berarti penunjukan skala pada

meter daya sangat tergantung padasettingbaik sistem elektronik dan posisi detektor. Untuk

itu adalah penting untuk melakukan kalibrasi terhadap penunjukan meter daya, sehingga

nilai daya yang teramati pada meter dapat merepresentasikan nilai daya reaktor secara baik

(mendekati dengan tingkat daya yang sesungguhnya).

Ada beberapa metoda yang bisa digunakan untuk mengetahui besarnya daya yang

dibangkitkan di dalam teras reaktor, yaitu menggunakan metoda non kalorimetri dan

kalorimetri . Dalam metoda non kalorimetri besarnya daya reaktor ditentukan berdasarkan

korelasi antara daya yang dibangkitkan dengan beberapa parameter yang tidak secara

langsung mengindikasikan besaran energi panas atau kalor. Contoh dari metoda ini anatara

lain: penentuan daya berdasarkan tingkat radioaktivitas dari isotop Nitrogen-16 (N16) dan

penentuan daya berdasarkan besarnya kandungan bahan fisil yang digunakan (seperti U-

235) dan tingkat distribusi fluks neutron di dalam teras.

Adapun dalam metoda kalorimetri besarnya daya reaktor ditentukan berdasarkan

pengukuran parameter yang secara langsung dapat mengindikasikan besarnya energi panas,

seperti parameter suhu, laju aliran pendingin, dsb. Berikut ini dijelaskan secara ringkas

mengenai 2 metoda tersebut yang lazim digunakan.

II. KALIBRASI DAYA REAKTOR

II.1. Kalibrasi Daya Berdasarkan Pengukuran Distribusi Fluks Neutron

II.1.A. Teori

Besarnya daya reaktor yang dibangkitkan di dalam reaktor sebanding dengan

besarnya laju reaksi pembelahan inti yang terjadi didalam teras (R)yang dapat dinyatakan

dengan

RV

0f dv)v(R (1)

Rf VR (2)


43/61



dimana:

f = Tampang lintang makroskopis pembelahan (cm-1) = Nfisf

Nfis = jumlah atom bahan fisil / cm3(# atom/ cm3)

f = Tampang lintang mikroskopis pembelahan (cm-2)

= Fluks neutron rerata di dalam teras reaktor (n/cm2/s)

RV = Volume teras reaktor (cm

3)

Selanjutnya, apabila besarnya energi yang dibebaskan oleh setiap reaksi pembelahan inti

sebesar 201 Mev, maka jumlah reaksi pembelahan inti yang diperlukan untuk menghasilkan

energi sebesar 1 watt adalah 3,1 x 1010 pembelahan. Dengan demikian besarnya daya

reaktor dapat dinyatakan dengan berdasarkan persamaan berikut ini:

10101,3

Rf

VP

(3)

Sehingga dengan mengetahui total kandungan bahan fisil serta Fluks neutron rerata di dalam

teras reaktor maka dapat ditentukan besarnya daya reaktor.

Selanjutnya mengingat distribusi fluks neutron di dalam teras umumnya merupakan fungsi

yang kontinu, dan dengan asumsi dapat dipisahkan secara spatial menjadi tiga fungsi dengan

variabel tunggal, maka fluks rerata did ala teras dapat didekati dengan

R

V

0

R

V

0

V

dzdydx)z,y,x(

V

dv)v(RR

atau

0zyx kkk (4)

dimana

kx, ky, kz= fluks rerata pada arah x, y, dan z dibagi fluks maksimum pada arah yang

sama, atau

)(/)( xxk Maxx ,

)(/)( yyk Maxy ,

)(/)( zzk Maxz


44/61



0= besarnya fluks neutron absolute pada pusat teras reactor.

Dalam hal teras reactor berbentuk silinder, maka kx = ky = kr sehingga persamaan (4)

menjadi

0

2 zr kk (5)

Gambar 1 memperlihatkan secara umum bentuk distribusi fluks neutron di dalam teras

reactor penelitian yang menggunakan bahan bakar dengan pengkayaan yang seragam, pada

arah radial dan arah aksial. Dari gambar terlihat bahwa fluks tertinggi terjadi di bagian

tengah teras reactor.

II.1.B. Pemetaan Distribusi Fluks Neutron di Dalam Teras Reaktor

Dalam percobaan ini perlu dilakukan pemetaan (mapping) distribusi fluks di dalam

teras, baik pada arah radial atau horizontal maupun aksial. Ini bisa dilakukan dengan metoda

aktivasi foil atau menggunakan detector neutron swadaya (Self Powered Neutron Detector).

z

Max ( r )

( r ) Max ( r )

TERAS REAKTOR

(z)

Gambar 1: Distribusi Fluks Neutron di Dalam Teras

0

r


45/61



Dari hasil pemetaan tersebut, selanjutnya dapat ditentukan nilai fluks relatif rerata pada

masing-masing arah yang dinormalisasikan terhadap nilai maksimum pada arah yang sama

(kx, ky , kz). Selain itu perlu dilakukan penentuan besarnya fluks neutron absolute 0 yang

bisa ditentukan menggunakan metoda pengaktifan foil.

II.1.C. Penentuan Fluks Neutron Absolut

Besarnya fluks neutron (absolut) pada pusat teras reaktor dapat ditentukan

berdasarkan metoda pengaktivan neutron yaitu menggunakan foil sebagai detector yang

diiradiasi di pusat teras selama waktu tertentu sehingga menjadi unsur radioaktif. Tabel 1

memuat contoh foil yang biasa digunakan untuk pengukuran fluks neutron

Tabel 1: Data fisis dari bahan emas dan cobalt

BahanNo

Massa

Densitas

(g cm-1)

Jumlah Atom

/ grama

th

(barns)

aepi

(barns)

Emas

(Au197)196,97 19,319,6 3,057 x 1021 98,8 1535

Cobalt(Co59)

58,93 8,9 1,022 x 1022 37,4 71,9

Kemudian dari besarnya fluks neuron absolute dapat ditentukan berdasarkan aktivitas

radioaktif dari foil setelah diiradiasi sebagai berikut: Besarnya aktivitas foil setelah waktu t

dari saat selesai iradiasi adalah:

)t-exp(AC)t(A d01- (6)

))texp(1()texp())Texp(1(Ncdact

(7)

dimana :

A(t) = Aktivitas dari foil pada saat t (disitegrasi / s)

A0 = Aktivitas foil pada saat akhir iradiasi (disitegrasi / s)

C = Laju cacah dari foil (cacah / s)

= Efisiensi sistem deteksi

N = Jumlah atom foil = G/ A x NA

G = Berat foil (gram)


46/61



A = Nomor massa dari unsur foil

NA = Bilangan Avogadro (6,02252 x 1023)

act = tampang lintang mikroskopik aktivasi dari unsur foil (cm2)

= konstanta peluruhan dari unsur foil teraktivasi (s-1)

T = Lama waktu iradiasi (s)td = Lama waktu tunda sebelum dilakukan pencacahan (s)

tc = Lama waktu pencacahan (s)

Dari persamaan (6) dan (7) dapat ditentukan besarnya fluks neutron:

))texp((1)texp(T))exp((1N

C

cdact

1

(7)

Besarnya fluks neutron yang terhitung tersebut masih campuran dari seluruh

spektrum energi di dalam reaktor, maka untuk mendapatkan fluks neutron termal (0,0025 ev)

saja, maka dapat lakukan dengan mengiradiasi foil yang dibungkus Cadmium (Cd) setebal

0,5 mm, yang dapat menyerap seluruh neutron pada energi termal, selain yang tanpa

dibungkus Cd, sehingga besarnya fluks neutron termal thdapat ditentukan:

))texp(1()texp())Texp(1(N

CR/)1CR(C

cdact

1

th

(8)

dimana CR = perbandingan kadmium (Cadmium Ratio), = rasio antara aktivitas foil

telanjang terhadap aktivitas foil yang dibungkus Cd.

Dengan demikian maka daya reaktor dapat ditentukan berdasarkan persamaan (3) diatas.

Dalam hal reaktor beroperasi menggunakan spektrum energi termal maka nilai tampang

lintang pembelahan (f) yang digunakan juga untuk energi termal.

II.1.D. Peralatan yang diperlukan

Dalam hal pengukuran distribusi fluks neutron menggunakan foil emas, perlu

disiapkan antara lain

1. Sejumlah keping/foil Emas atau detector Swadaya.


47/61



2. Beberapa Tangkai pemegang foil

3. Sistem pencacah GM

4. Dll peralatan penunjang yang diperlukan

II.1.E. Prosedur Percobaan

Berikut ini dijelaskan secara ringkas tahapan pelaksanaan percobaan yang

diperlukan:

1. Lakukan pemetaan distribusi fluks neutron didalam teras, pada arah aksial dan radial

dengan metoda pengaktifan neutron menggunakan bahan seperti Emas atau Cobalt bisa

berupa kawat (wire) atau keping (foil). Dalam hal digunakan foil, maka perlu

dipersiapkan sejumlah foil dengan ukuran diameter yang seragam (sekitar 510 mm).

2. Foil tersebut selanjutnya ditimbang (dengan timbangan khusus), untuk mengetahui

beratnya dan kemudian dilekatkan sepanjang tangkai pemegang (stick-holder) yang

terbuat dari aluminium dengan kemurnian tinggi / berderajat (nuclear grade), dengan

jarak sekitar 5 cm satu sama lain, menggunakan pita isolasi dari plastik. Dalam hal ini

jumlah tangkai bisa bervariasi sesuai kebutuhan (misal untuk mendapatkan distribusi

fluks yang cukup baik dapat dilakukan pada seluruh lubang pada grid atas kearah radial

yang tersedia, termasuk pada bagian pusat).

3. Dalam hal jumlah tangkai dan keping terbatas, bisa disediakan paling tidak 3 buah

tangkai pemegang yang berturut-turut akan digunakan untuk menentukan distribusi fluks

pada arah radial dan aksial serta untuk menentukan fluks absolut dibagian pusat teras

( 0 ).

4. Untuk penentuan distribusi fluks pada arah radial, dapat dilakukan dengan meletakkan

tangkai tersebut melintang diatas bagian teras sedemikian rupa, sehingga posisi keping

mencakup ring bagian terluar pada kedua sisi teras, dan bagian tengah teras.

5. Untuk penentuan distribusi fluks pada arah aksial posisi tangkai dapat diletakkan di

bagian luar teras, terutama yang dekat dengan posisi batang kendali pengatur.

6. Selanjutnya untuk penentuan fluks absolut di pusat teras, maka digunakan 2 buah keping

dimana salah satu keping dibungkus Cd dengan tebal antara 5 mm 10 mm dan

diletakkan secara berdampingan dibagian pusat teras.


48/61



7. Setelah seluruh keping terpasang pada tangkai pemegang dan telah ditempatkan pada

lokasi tersebut, maka reaktor dioperasikan pada daya tertentu (misal 10 watt) selama

waktu tertentu (1 jam), kemudian setelah waktu iradiasi yang diinginkan tercapai, reaktor

dipadamkan (shut down) dengan cara di pancung (scram) dan tangkai pemegang

dikeluarkan dari reaktor dan disimpan sementara ditempat yang disediakan, untuk

menurunkan tingkat radiasinya.

8. Setelam paparan radiasi sudah memungkinkan untuk dilakukan pencacahan, kemudian

dilakukan pencacahan menggunakan detektor GM, yang telah disiapkan dan dikalibrasi

untuk menentukan efisiensi dari sistem pencacahan tersebut.

9. Dari hasil pencacahan, dapat ditentukan besarnya fluks neutron relatif pada tiap posisi

keping terhadap nilai maksimum pada tangkai yang sama, sehingga dapat ditentukan

nilai kx , ky atau (kr) dan kz serta besarnya fluks neutron absolut dapat ditentukan

berdasarkan persamaan (8)

10.Dengan menggunakan data inventori / kandungan U-235 yang tersedia tentukan besarnya

daya reaktor berdasarkan persamaan (3) dan bandingkan hasil evaluasi dengan nilai

penunjukan meter daya.

Catatan:

Kalibrasi daya dengan metoda ini mempunyai beberapa keunggulan dan kekurangan antara

lain :

1. Metoda ini dapat digunakan untuk kalibrasi pada tingkat daya rendah, yang tidak

mungkin dilakukan secara kalorimetri

2. Tingkat ketelitian dari metoda ini sangat tergantung dari beberapa faktor seperti:

Ketelitian data kandungan bahan fisil di dalam teras Ketelitian hasil pengukuran distribusi fluks

Beberapa faktor koreksi yang diperlukan (sesuai dengan spektrum neutron di

dalam teras reaktor) seperti faktor Self Shielding,(baik pada foil maupun

elemen bakar).

II.2 Metoda Kalorimetri


49/61



Pada metoda kalorimetri, digunakan prinsip neraca panas (heat balance)dimana daya

yang dibangkitkan di dalam elemen bakar, sama besarnya dengan panas yang dipindahkan

pada media pendingin disekitarnya. Metoda kalibrasi yang lazim digunakan pada reaktor

riset, ada 2 yaitu metoda Stasioner dan Non Stasioneryang secara ringkas dijelaskan sebagai

berikut:

II.2.A. Metoda Stasioner

II.2.A.1 Teori

Pada metoda ini suhu air pendingin didalam tangki reaktor dipertahankan konstan,

dengan cara menghidupkan sistem pendingin. Besarnya daya reaktor selanjutnya dapat

ditentukan berdasarkan persamaan:

TCGP (9)

dimana:

P = Daya reaktor (watt)

G = Debit air pendingin primer yang melalui teras reaktor (cm3s-1)

C = Panas jenis air pendingin (4,187 watt s g-1 oC-1)

T = Beda suhu keluaran dan masukan pada sistem pendingin primer

Metoda ini digunakan pada reaktor dengan sistem pendinginan konveksi paksa

(forced convection), dimana aliran air pendingin melewati bagian teras reaktor, seperti

reaktor MPR-30 MW diserpong, sedang untuk reaktor TRIGA di Bandung maupun di

Yogyakarta (reaktor Kartini) cara ini tidak bisa digunakan, mengingat pendinginan

dilakukan secara konveksi alam.

II.2.A.2 Peralatan Yang diperlukan

Sistem monitor data operasi reaktor (flow meter, termometer)


50/61



II.2.A.3 Prosedur Percobaan

1. Reaktor dioperasikan pada tingkat daya tertentu, dengan sistem pendingin dijalankan dan

tunggu beberapa saat, hingga suhu pendingin di dalam tangki reaktor stabil / konstant.

2. Amati dan catat penunjukan suhu pada bagian masukan dan keluaran unit penukar panas

serta laju aliran pendingin pada sistem primer.

3. Gunakan persamaan (9) untuk menentukan besarnya daya reaktor, dan bandingkan

hasilnya dengan penunjukan meter daya.

II.2.B. Metoda Non Stasioner

II.2.B.1 Teori

Pada metoda ini, unit sistem pendingin tidak dijalankan, sehingga panas yang

dibangkitkan di dalam teras reaktor akan terakumulasi pada air di dalam tangki reaktor, yang

berakibat terjadinya kenaikan suhu air tangki terhadap waktu. Besarnya daya reaktor dapat

dinyatakan berdasarkan persamaan berikut:

dt/dTHdt/dQP (10)

dimana:

P = Daya reaktor (watt)

Q = Energi panas yang dibangkitkan (joule)

H = Harga air dari reaktor (joule/ oC)

Untuk reaktor Kartini (TRIGA-250 KW) = 19,0476 KWh / oC

T = Suhu air tangki (oC)

t = Waktu (s)

Metoda ini dapat digunakan dengan baik pada reaktor dengan sistem pendinginan konveksipaksa (forced convection), maupun konveksi alamiah (natural convection) dengan waktu

yang relatif tidak lama.

II.2.B.3 Peralatan yang digunakan

1. Alat ukur suhu air pendingin (RTD, atau yang sejenis)

2. Stop Watch


51/61



II.2.B.4 Prosedur Percobaan

1. Reaktor dioperasikan pada tingkat daya tertentu, dengan sistem pendingin dimatikan

dan tunggu beberapa saat, hingga suhu pendingin di dalam tangki reaktor mengalami

kenaikan.

2. Amati dan catat suhu air tangki setiap interval tertentu (misal tiap 5 menit) pada

sistem monitor suhu yang tersedia hingga diperoleh data yang cukup (10 data

pengamatan sudah cukup).

3. Buat grafik linear antara suhu air tangki terhadap waktu T vs t, dan cari tangen arah

(slope)dari garis tersebut (dT/dt), menggunakan cara regresi linear.

4. Gunakan persamaan (10) untuk menentukan daya reaktor, dan bandingkan hasilnya

dengan penunjukan meter daya.

Catatan:

Bila system Instrumentasi Reaktor telah dilengkapi dengan system akuisisi data parameter

operasi, maka pengatan data laju kenaikan suhu bisa diperoleh dari file elektronik yang

menyimpan data rekaman parameter operasi.

Lembar Catatan Data Percobaan

No Waktu (s) Suhu (oC)

III. KALIBRASI BATANG KENDALI

III.1. Tujuan Percobaan :


52/61



1. Menentukan besarnya reaktivitas batang kendali total dan diferensial yang digunakan

pada suatu reactor.

2. Membuat grafik reaktivitas integral dan diferensial dari batang kendali

3. Menentukan besarnya reaktivitas lebih dari teras reactor (core excess).

III.2. Teori

Batang kendali adalah bagian dari komponen reactor yang berfungsi untuk

mengendalikan timgkat populasi neutron di dalam reactor, yang berarti berfungsi

mengendalikan timgkat daya reactor. Dengan demikian batang kendali dibuat dari material

yang bersifat menyerap neutron (neutron absorber). Reaktor Kartini menggunakan boron

sebagai unsur penyerap dalam bentuk boron karbida (B4C) dimana terdapat tiga buah batang

kendali, yaitu sebuah batang pengaman safety rod), batang kompensasi (compensating rod)

dan batang pengatur (regulating rod) yang berturut-turut ditempatkan pada ring C3C9, dan

E1. Tabel 2 memuat diskripsi dari ke 3 batang kendali tersebut. Secara umum reaksi

penyerapan antara boron dan netron dapat ditulis sbb:

5

10

0

1

5

11 *

3

7

2

4B + n B Li + He + 2,73 Mev

Tabel 2: Diskripsi Batang Kendali Reaktor Kartini [4]

Batang Kendali Bahan

Penyerap

Bahan

KelonsongDiameter (cm)

Pengaman B4C Al 3,2

Kompensasi B4C Al 3,2

Pengatur B4C Al 2,2

Berdasarkan fungsinya batang pengaman berfungsi untuk mengamankan operasi

reaktor bila terjadi kondisi yang tidak diharapkan, dan untuk itu batang pengaman dipilih

yang memiliki reaktivitas terbesar, dan pada setiap reaktor dioperasikan, batang pengaman

harus ditarik keluar teras (posisi UP). Batang kompensasi berfungsi untuk melakukan

perubahan reaktivitas / daya reaktor secara cepat, dan biasanya mempunyai reaktivitas yang

sedikit lebih kecil atau sama dengan batang pengaman sehingga fungsinya dapat


53/61



dipertukarkan. Batang pengatur berfungsi untuk melakukan perubahan reaktivitas / tingkat

daya secara halus dan karenanya mempunyai reaktivitas yang paling kecil.

Besarnya reaktivitas dari batang kendali selain tergantung dari jenis dan komposisi

material, bentuk dan ukuran, juga tergantung pada posisi penempatan didalam teras, muatan

bahan bakar serta spektrum neutron di dalam taeras dan faktor lingkungan lainnya. Untuk

itu perlu dilakukan kalibrasi terhadap nilai reaktivitas batang kendali tersebut (rod worth)

secara berkala, khususnya bila terjadi perubahan konfigurasi elemen bahan bakar di dalam

teras.

Batang-batang kendali tersebut dimasukkan ke dalam teras reaktor melalui pipa-pipa

pengarah batang kendali. Pipa-pipa pengarah tersebut dari pipa aluminum yang telah

dianodisasi. Besarnya reaktivitas batang kendali dapat ditentukan dengan beberapa cara

antara lain metoda metoda perioda reaktor positif (Positive reactor period), penjatuhan

batang kendali (rod drop),dll.

Besarnya perubahan reaktivitas reaktor dari kondisi kritik (missal akibat perbahan

posisi batang kendali) didefinisikan dengan

eff

eff

k

1k

(11)

dimana k eff faktor perlipatan neutron efektif. Perubahan reaktivitas tersebut akanmenghasilkan perubahan tingkat daya reaktor. Besarnya tingkat daya reaktor untuk setiap

perubahan reaktivitas reaktor dapat dinyatakan melalui persamaan berikut

t/T)exp(P(0)=P(t) (12)

dimana

T = Periode reaktor yang didefinisikan sebagai selang waktu yang diperlukan untuk

menaikkan daya reaktor sebesar e kalinya (e = 2,71828).

T

eff

eff

*

(13)

dimana

l* =Waktu generasi neutron serentak


54/61



eff = Fraksi neutron kasip efektif dari sistem bahan bakar yang digunakan (Effective

delayed neutron). Untuk reaktor Kartini, besarnya eff = 6,999999 10-3

eff = Konstanta peluruhan isotop penghasil netron kasip efektif

= Reaktivitas

= Laju perubahan reaktivitas dt/d

Bila dt/d posistif maka terjadi kenaikan daya reaktor, dan sebaliknya bila negatif maka

terjadi penurunan daya reaktor dan bila = 0 maka tidak terjadi perubahan tingkat daya

(kondisi steady state) dan T disebut sebagai perioda stabil reaktor (stable reactor period).

Besarnya laju perubahan reaktivitas menentukan kecepatan perubahan tingkat daya terhadap

waktu, yaitu semakin besar laju perubahan reaktivitas, maka semakin cepat laju perubahan

tingkat daya terhadap waktu yang berarti perioda reaktor (T) semakin kecil. Sebaliknya bila

perubahan reaktivitas tersebut kecil, maka perioda reaktor menjadi besarnya.

Berdasarkan persamaan per-jam (inhor-equation), besarnya perubahan reaktivitas

() untuk setiap perubahan posisi batang kendali, dapat dinyatakan sebagai fungsi dari

periode reaktor (T) sebagai :

6

1=i i

i

T+1

T+

T+T+=

(14)

dimana

l = Umur generasi netron, yang didefinisikan sebagai umur netron sejak dilahirkan

dari proses pembelahan sampai dengan diserap oleh nuklida di dalam material

bahan bakar atau bocor keluar dari reaktor. Harga l untuk reaktor Kartini

(menurut dokumentasi GA), l = 3,8999999. 10-5detik.

I =Fraksi isotop penghasil netron kasip kelompok i( i =1, 6 )

I = Konstanta peluruhan isotop penghasil netron kasip kelompok i ( i =1, 6 )

Tabel (3) memuat data nilai umur paro dan konstanta peluruhan kelompok nuklida penghasil

netron kasip dari U-235.


55/61



Tabel 3. Data kelompok nuklida penghasil netron kasip dari hasil pembelahan U-235

Group

( i )

Umur paro

(s)Konstanta peluruhan (i)

(s-1)

= i / eff

1 55,72 0,0124 0,033

2 22,72 0,0305 0,219

3 6,22 0,1115 0,196

4 2,3 0,301 0,395

5 0,61 1,138 0,115

6 0,23 3,01 0,042

Satuan yang digunakan dalam ukuran reaktivitas bermacam-macam antara lain:

a. dalam persen (%)

b. dalam per-cent-mill (PCM) =10-5

c. dalam dollar ($)

d. dalam per-jam.

Bila diinginkan harga dalam satuan $ (dollar) maka persamaan (11) dibagi dengan

fraksi neutron kasip efektif dari sistem bahan bakar yang digunakan (Effective delayed

neutron, eff). Untuk reaktor Kartini, besarnya eff = 6,999999 10-3

Persamaan reaktivitas menjadi:

6

1=i i

i

effeff T+1

T)+(

T+

T)+(=

(15)

Selanjutnya besarnya perioda reaktor untuk setiap terjadi perubahan reaktivitas dari kondisi

steady statedapat dihitung berdasarkan persamaan (12) yaitu:

P(0)

P(t)ln

t=T (16)

Sehingga dengan mengetahui lama waktu t yang diperlukan untuk menaikkan tingkat daya

P(t) sebesar N kali daya semula P(0), misal 2 kali P(0) (doubling time) t2 x atau waktu

separuh P(0), (halving time).t0,5 xmaka dapat dihitung besarnya perioda reaktor T.


56/61



Bila batang kendali ditarik dari bagian teras dari kondisi steady statesebesar h dari

posisi awal h1 ke posisi h2 maka besarnya perubahan reaktivitas dapat dinyatakan dengan:

dhdh

d=h)(

h2

h1

(17)

dimana dhd / = perubahan reaktivitas per satuan panjang/posisi batang kendali yang lazim

disebut reaktivitas batang kendali diferensial (differential rod woth). Besarnya reaktivitas

diferensial pada posisi (h1+h2)/2 atau posisi h1 +h/2 adalah /h. Besarnya reaktivitas

dari batang kendali adalah jumlahan dari perubahan reaktivitas dari posisi IN (paling bawah)

hingga posisi UP (paling atas) disebut sebagai reaktivitas batang kendali integral (integral

rod worth).

Gambar 2 memperlihatkan bentuk kurva integral dan diferensial dari batang kendali

yang ditarik dari posisi terendah didalam teras (IN) hingga posisi tertinggi diluar teras (UP).

Dari gambar terklihat bahwa besarnya reaktivitas batang kendali () tidak linear terhadap

posisi aksial di dalam teras, melainkan menyerupai bentuk huruf S, yang menunjukkan

efektivitas penyerapan neutron untuk setiap bagian batang dari kendali tidak sama. Hal ini

disebabkan karena pada umumnya bentuk distribusi fluks neutron pada arah aksial tidak

seragam dimana pada bagian bawah dan bagian atas teras lebih kecil dibanding dengan pada

bagian tengah, seperti ditunjukkan pada gambar 1.

Dalam hal ini bagian reaktivitas batang kendali yang linear terjadi pada daerah II,

dimana kenaikan reaktivitas batang kendali relatif linear terhadap kenaikan posisinya,

dengan prosentase reaktivitas sekiter 20% < < 80%.

Gambar 2. Kurva reaktivitas integral dan diferensial batang kendali

0

0.2

0.4

0.6

0.8

1

0 20 40 50 60 80 100

Posisi Batang Kendali (%)

Reaktivitas diferensial

Reaktivitas integral

(%)

100

80

20

0

Daerah I Daerah II Daerah III


57/61



III.3. Metoda Perioda Positif

Dalam metoda ini reaktivitas batang kendali dihitung besarnya perioda reaktor T

untuk setiap kenaikan batang kendali ke bagian luar teras, dari kondisisteady state. Respons

kenaikan tingkat daya reaktor menyusul penarikan batang kendali sejauh h, dari kondisi

steady state pada daya P0 , ditunjukkan pada gambar 3. Daerah 1, menyatakan kondisi

steady state dimana reaktor dioperasikan pada daya tetap P0, sedangkan daerah II adalah

kondisi sesaat setelah batang kendali dinaikkan sebesar h, dimana terlihat adanya

percepatan perubahan daya dari kondisi semula. Kemudian daerah III menyatakan kondisi

dimana daya reaktor naik secara linear, dengan periode mendekati stabil, dan daerah IV

adalah daerah dimana daya reaktor naik mendekati daya asimtotnya, yaitu tingkat daya yang

baru setelah batang kendali dinaikkan sebesar h dan telah terjadi kesetimbangan reaktivitas

di teras.

Besrnya perioda reaktor T dihitung dengan mengamati lama waktu t untuk

menaikan daya dari P(0) hingga P(t). Dalam praktek sering digunakan waktu kelipatan 2

atau 1,5. Agar diperoleh hasil yang baik, maka pengukuran t dilakukan pada daerah III

yaitu pada saat kenaikan daya reaktor berlangsung secara linear. Selanjutnya bersarnya

perioda reaktor dapat ditentukan menggunakan persamaan (16) dan besarnya kenaikan

reaktivitas dapat dihitung menggunakan persamaan 15.

waktu (t)

P (%)

100

80

60

40

20

0Daerah 1 Daerah 2 Daerah 3 Daerah 4


58/61



III.3.1. Alat Yang Digunakan.


2. Stopwatch

3. Grafik reaktivitas versus waktu 1,5x atau waktu 2x.

III.3.2. Prosedur Percobaan

Untuk kalibrasi batang kendali menggunakan metoda perioda positif, secara umum

perlu dilakukan langkah sebagai berikut:

1. Reaktor dioperasikan pada daya rendah (10 30 watt), dengan batang kendali yang

akan dikalibrasi berada penuh di dalam teras, batang kendali dengan reaktivitas

terbesar ditarik keluar teras hingga posisi UP, dan batang kendali yang lain diatur

hingga posisi yang sesuai. Dalam hal yang dikalibrasi batang dengan reaktivitas

terbesar (batang pengaman), maka batang kendali dengan reaktivitas terbesar kedua

atau lainnya (batang kompensasi) ditarik keluar hingga posisi UP

2. Hubungkan keluaran detektor CIC dengan picoammeter Keithley dan catat arus yang

ditunjukkan oleh picoammeter.

3. Naikkan sedikit kedudukan batang kendali yang dikalibrasi, maka reaktor akansedikit super kritis, dengan melihat pada picoammeter catat waktu untuk kenaikan

daya 1,5 kali (t1,5x) atau waktu untuk kenaikan daya 2 kali (t2x) dengan stopwatch.

Catat juga kedudukan batang kendali (h).

4. Turunkan kedudukan salah satu batang kendali (pengkompensasi) sehingga reaktor

menjadi kritis kembali pada tingkat daya/arus semula.


59/61



5. Ulangi langkah 3 dan 4 sampai seluruh bagian batang kendali yang dikalibrasi berada

di luar teras.

6. Bila posisi batang kendali yang sedang dikalibrasi pada saat awal tidak pada posisi

down (fully inserted), melainkan pada posisi ketinggian tertentu, maka untuk

menentukan reaktivitas dari bagian batang kendali yang berada diluar teras reaktor

digunakan metoda penjatuhan batang kendali (rod drop)

7. Hitung besarnya perioda stabil reaktor T dan total reaktivitas batang kendali dari

tabel T vs yang tersedia atau berdasarkan persamaan (15). Buat grafik reaktivitas

integral dan reaktivitas diferensial ddh sebagai fungsi posisi batang kendali (h).

Bila percobaan telah selesai untuk seluruh batang kendali yang ada, tentukan

besarnya reaktivitas lebih dari teras (core excess of reactivity)yang dapat dihitung berdasar

pada kurva integral dari masing-masing batang kendali dan mengamati posisi batang kendali

pada saat reaktor kritis pada daya rendah (dalam orde watt). Dalam hal ini reaktivitas lebih

teras ditentukan dari jumlah bagian reaktivitas batang kendali yang masih berada di dalam

teras pada saat reaktor kritis pada daya rendah.

Catatan:

1. Dalam hal pada Sistem Instrumentasi dan Kendali reaktor telah dilengkapi

dengan sistem akuisisi data operasi, maka data perubahan h dan waktu

kenaikan t2 atau t1,5bisa dilihat pada rekaman data akuisisi di dalam computer

setelah percobaan selesai.

2. Pada saat menaikkan batang kendali, periode reaktor jangan sampai menunjuk

kurang dari 7 detik (batas trip perioda) dan pengukuran t1,5xatau t2x dilakukan

pada daerah III, dimana pada daerah ini daya reaktor berubah dengan periode

yang konstan.

III.4. Metoda Rod Drop

Penentuan reaktivitas batang kendali dengan metoda Rod Drop didasarkan pada

kenyataan bahwa laju penurunan tingkat daya reaktor yang semula beroperasi pada kondisi

steady state tergantung pada besarnya reaktivitas negative yang diberikan ke dalam reaktor,

atau bisa dikatakan berdasarkan perioda negatif reaktor.


60/61



Dalam metoda ini besarnya reaktivitas dari bagian batang kendali yang berada diluar

teras reaktor ditentukan berdasarkan lama waktu yang diperlukan untuk penurunan tingkat

daya P(t) dari kondisi steady state P(0) menyusul menjatuhan (missal waktu paruh t0,5 x).

Ada kalanya diamati tingkat daya P(t) pada beberapa harga t Selanjutnya besarnya perioda

stabil reaktor (negatif) dapat ditentukan berdasarkan persamaan (16) dapat ditentukan,

sehingga besarnya reaktivitas batang kendali (negatif) dapat ditentukan pula.

III.4.1 Alat Yang Diperlukan.


petunjuk praktikum fisika reaktor

Documents