II. TINJAUAN PUSTAKA A. Landasan Teori 1. Neutrondigilib.unila.ac.id/16363/16/BAB II.pdfselama musim dingin atau untuk menyuling air laut (membuat air minum dari air laut yang kadar

9

II. TINJAUAN PUSTAKA

A. Landasan Teori

1. Neutron

Neutron adalah zarah elementer penyusun inti atom yang tidak mempunyai muatan

listrik. Atom tersusun dari proton, neutron dan elektron. Proton dan neutron sebagai

penyusun inti atom, sedangkan elektron bergerak mengelilingi inti atom. Neutron

dalam inti seperti sinar gamma dapat menembus suatu bahan dengan mudah. Interaksi

neutron dengan inti atom berbeda dengan interaksi partikel radioaktif. Neutron

merupakan zarah elementer penyusun inti atom yang tidak mempunyai muatan listrik.

Energi diam sebuah neutron hampir sama dengan massa sebuah proton, yaitu sebesar

1,67492 x 10-24

gram atau 939,6 MeV/c2 (Susetyo, 1988).

Neutron dilambangkan dengan , sedangkan cacah neutron dalam inti atom biasa

dilambangkan dalam huruf N. Neutron bukan partikel yang mantap di luar inti.

Neutron bebas meluruh secara radioaktif menjadi sebuah proton, sebuah elektron dan

sebuah antineutrino dengan umur rata-rata 15,5 menit. Neutron memiliki energi diam

937,57 MeV dan momen magnetik ( N) sebesar -1,9135 (Wiyatmo, 2009).

10

Neutron dilahirkan dalam reaksi pembelahan, bergerak dengan kecepatan tinggi di

dalam teras dan berinteraksi dengan berbagai material, berdifusi serta kemudian

diperlambat, neutron berada dalam berbagai tingkatan energi dan bergerak kesegala

arah. Pada suatu titik tertentu neutron lahir dan diserap secara terus menerus selama

reaksi pembelahan berlangsung. Perkalian antara rapat neutron (n = n/cm3 ) dengan

kecepatannya (v = cm/det) didalam teras selama reaksi pembelahan disebut fluks

neutron (ϕ = n/det cm2 ).

ϕ = n.v (1)

Fluks neutron mempunyai satuan n/det cm2 , hal ini menunjukkan jumlah atau

kuantitas neutron yang berinteraksi dengan inti dalam suatu titik di dalam teras dalam

satuan waktu. Interaksi dalam satuan waktu disebut juga laju reaksi antara neutron

dengan inti atom. Fluks neutron biasanya dinyatakan dalam Fluks neutron cepat dan

Fluks neutron lambat atau termal. Di teras reaktor fluks neutron bervariasi, paling

besar dibagian tengah dan paling kecil pada daerah tepi teras. Fluks neutron cepat

maksimum berada pada bahan bakar dan Fluks neutron lambat maksimum berada

daerah moderator. Moderator adalah bagian dari reaktor yang bersifat memperlambat

laju neutron dari energi saat membelah sekitar 2 Mev ke energi termal 0,0252 eV (El-

Wakil, 1971).

Apabila sebuah neutron bergerak mendekati suatu inti atom dan memasuki daerah

medan pengaruhnya maka ada beberapa kemungkinan yang dapat terjadi.

Kemungkinan pertama, neutron akan menumbuk inti dan sesudah tumbukan neutron

dibelokkan arahnya dari arah semula dengan membentuk sudut θ dan inti akan

11

terpental, peristiwa semacam ini disebut reaksi hamburan. Kemungkinan kedua,

neutron masuk ke dalam inti atom dan tidak lagi merupakan badan yang berdiri

sendiri. Peristiwa ini disebut reaksi tangkapan . Neutron dapat diserap atau ditangkap

oleh suatu inti atom yaitu, contohnya pada pemancaran sinar gamma. Reaksi

pemancaran sinar gamma termasuk ke dalam tangkapan radiatif. Tangkapan radiatif

adalah semua reaksi yang ditimbulkan oleh tangkapan neutron dan tidak mengalami

pembelahan (Pratoyo, 1978).

Pada reaksi pemancaran sinar gamma, neutron ditangkap oleh inti dan menyebabkan

inti kelebihan energi. Kelebihan energi kemudian dipancarkan dalam bentuk sinar

gamma γ sehingga inti kembali normal 10 atau ground state. Sinar γ dipancarkan oleh

nuklida (inti atom) yang dalam keadaan tereksitasi (isomer) dengan panjang

gelombang antara 0,005 Å hingga 0,5 Å. Daya ionisasinya di dalam medium sangat

kecil sehingga daya tembusnya sangat besar bila dibandingkan dengan daya tembus

partikel α atau β. Karena tidak bermuatan, sinar γ tidak dibelokkan oleh medan listrik

maupun medan magnet (Glasstone, 1963).

2. Reaktor Nuklir

Reaktor adalah tempat berlangsungnya reaksi. Perbedaan antara reaktor nuklir dengan

reaktor nuklir lain adalah proses reaksi yang terjadi di dalamnya. Reksi fisi adalah

suatu reaksi pembelahan yang terjadi akibat penembakan neutron menabrak bahan

fisil, secara umum dapat ditulis sebagai berikut:

X + n → X1 + X2 + (2 atau 3) n + E (2)

12

X disebut inti bahan fisil yang secara popular disebut bahan bakar, karena dalam

reaksi ini dibebaskan sejumlah energi. Hanya beberapa inti dapat bereaksi fisi, yaitu

U-238, U-235, dan Pu-238.Ke dua unsur terakhir merupakan unsur buatan manusia

sebagai hasil dari reaksi inti-inti Th 232, U 238 dengan neutron. Kebolehjadian

suatu inti berfisi dinyatakan dengan (penampang fisi mikroskopik). Besaran

tersebut tergantung pada energi neutron yang bereaksi dengan inti (Mashudi, 2005).

Reaksi fisi yang berlangsung dalam reaktor menghasilkan zat radioakif dengan

aktivitas yang besar. Zat radioaktif ini harus tetap dipertahankan berada pada elemen

bakar sebagai lapisan pertama dari beberapa lapisan (multiple barrier) agar tidak

membahayakan manusia atau lingkungan. Oleh karena itu desain reaktor harus

dilengkapi dengan sistem keselamatan yang tujuan utamanya adalah untuk menjaga

reaktor tetap dalam batas keselamatannya sehingga integritas bahan bakar dapat

dijamin. Jika terjadi kegagalan struktur, sistem atau komponen atau kesalahan

manusia sehingga terjadi kecelakaan, sistem keselamatan harus tetap dapat

meminimalisir dampaknya dengan mengaktifkan lapisan-lapisan berikutnya seperti

pengungkung (confinement) agar zat radio aktif tetap tertahan di dalam gedung

reaktor. Fungsi-fungsi keselamatan yang harus diperankan oleh sistem keselamatan

ini tentunya membutuhkan instrumentasi dan kendali dalam mendeteksi variabel

proses yang menyimpang dan selanjutnya memerintahkan aktuator untuk melakukan

tindakan protektif. Salah satu variabel proses pendeteksi penyimpangan di RSG-GAS

adalah daya maksimum reaktor yang dibatasi 109 % dari daya nominal. Nilai ini

ditentukan oleh rangkaian penghitung kerapatan daya terkoreksi N-16 yang

13

merupakan bagian dari SPR. Sebagai landasan teori yang mendukung dalam

pembuatan simulator rangkaian ini secara garis besar akan dibahas hal-hal berikut ini.

a. Reaksi Fisi

Ketika inti atom fissile berat seperti atau

menyerab sebuah neutron, inti

atom dapat mengalami fisi nuklir. Inti berat tersebut membelah menjadi dua atau

lebih inti ringan yang disebut produk fisi dan membebaskan energi kinetik, radiasi

gamma, dan beberapa neutron. Contoh reaksi fisi nuklir dan gambar reaksi fisi

sebagai berikut:

+ 0 n

1 → [92U

235]*→ 38Sr

94 + 54Xe

140 + 2 0 n

1 + 200 MeV (3)

Produk fisi merupakan radioaktif sehingga akan meluruh dengan melepaskan radiasi.

Neutron baru yang dihasilkan pada proses fisi merupakan neutron cepat. Di dalam

reaktor thermal neutron baru mengalami proses moderasi oleh moderator menjadi

neutron thermal. Neutron thermal tersebut berdifusi dalam medium bahan bakar

sebelum mengalami kemungkinan bereaksi dengan inti lainnya, yang juga

menghasilkan neutron. Kejadian seperti ini berulang terus dan dikenal sebagai reaksi

berantai nuklir. Untuk mengendalikan reaksi berantai nuklir seperti ini digunakan

penyerab neutron yang dapat mengurangi bagian dari neutron yang akan

menyebabkan fisi lebih banyak lagi. Mekanisme penambahan atau pengurangan

penyerab menjadi tugas dari sistem instrumentasi dan kendali berdasarkan hasil

pengukuran kerapatan fluks neutron.

14

Gambar 1. Reaksi fisi (Murray, 2009)

b. Radiasi

Radiasi yang berasal dari proses nuklir dibedakan dalam empat jenis :

Radiasi partikel bermuaatan Elektron cepat

Partikel berat bermuatan

Radiasi tidak bermuatan Radiasi elektromagnetik

Neutron

Sumber utama elektron cepat adalah radio isotop yang meluruh dengan melepaskan

beta minus. Radio isotop ini sebagian besar dihasilkan oleh reaksi netron dengan inti

stabil di dalam reaktor nuklir. Partikel berat bermuatan meliputi semua ion-ion

energetic dengan masa satu satuan masa atom atau lebih, seperti aprtikel alpha,

proton, produk fisi, atau produk reaksi nuklir lain. Radiasi elektro magnetik seperti

sinar gamma dilepaskan dalam pengaturan kembali sel-sel elektron atom atau berasal

dari transisi dalam inti sendiri. Radiasi yang penting dalam pemantauan dan

pengendalian sebagaian besar reaktor nuklir adalah sinar gamma dan neutron. Radiasi

gamma dilepaskan oleh inti tereksitasi dalam transisinya menuju kepada tingkat

nuklir yang lebih rendah (Alatas dkk, 2015).

15

c. Interaksi radiasi

Operasi detektor radiasi pada dasarnya bergantung pada cara radiasi yang dideteksi

berinteraksi dengan materi detektor itu sendiri. Interaksi yang terjadi ketika partikel

berat bermuatan seperti partikel alpha bertumbukan dengan zat terutama melalui gaya

coulomb diantara muatan positifnya dengan muatan negatif elektron orbital. Hasil

dari tumbukan partikel alpha dengan zat dapat mengakibatkan elektron dari atom zat

tersebut tereksitasi atau bahkan elektron tersebut sepenuhnya terlepas dari atom

absorber (ionisasi). Karena energi partikel alpha besar maka interaksi berlangsung

sepanjang jejaknya menembus absorber sampai energinya habis dan terhenti.

Pasangan ion berupa elektron bebas dan ion positif dari atom zat yang ditumbuk dan

melepaskan elektron mempunyai kecenderungan untuk berekombinasi untuk

membentuk atom neutral. Demikian pula dengan elektron cepat, mekanisme yang

sama seperti interaksi partikel alpha berlangsung dalam absorber namun demikian

jejaknya lebih pendek dan berliku karena masanya ringan. Meskipun banyak sekali

mekanisme interaksi sinar gamma dalam zat, hanya tiga jenis yang memegang peran

penting dalam pengukuran radiasi, yaitu :

a) Absorbsi photoelectric.

Dalam proses absorbsi photoelectric, photon gamma mengalami interaksi dengan

atom absorber dan sepenuhnya menghilang. Sebagai penggantinya sebuah elektron

dilepaskan dari salah satu kulit ataom absorber dan menghasilakan atom absorber

yang terionisasi.

16

b) Hamburan compton.

Proses interaksi ini berlangsung antara photon sinar gamma penumbuk dan sebuah

elektron dalam zat absorber. Ini merupakan mekanisme interaksi yang mendominasi

untuk energi sinar gamma of sumber radioisotope. Dalam hamburan Compton,

photon sinar gamma yang datiang dibelokkan dan memindahkan sebagian energinya

kepada elektron. Setelah interaksi, elektron dapat tereksitasi atau sepenuhnya terlepas

dari atom absorber.

c) Produksi Pasangan.

Mekanisme interaksi ini menghasilkan pasangan elektron-positron untuk energi sinar

gamma beberapa MeV.

Interaksi neutron lambat yang disebabkan oleh reaksi (n,α), (n,p) dan (n, fisi). Reaksi

ini menghasilkan radiasi sekunder dengan energi yang cukup untuk dideteksi secara

langsung (DEO, 1993).

3. Radioaktif

Aktivasi dari sumber radioisotop didefinisikan sebagai laju peluruhan dengan

persamaan peluruhan radioaktif berikut,

dN/dt |decay = - (4)

Dimana nilai N adalah nomor inti radioaktif dan didefinisikan sebagai peluruhan

konstan. Pada aktivasi curie(Ci) sebesar 3,7 x 1010

disentegrsi/detik. Aktivitas dari

17

sumber radioaktif didefinisikan sebagai aktivitas per unit massa dari sampel

radioisotop dengan persamaan sebagai berikut.

specific activity =

=

=

(4)

Dengan :

M : berat molekul sampel;

Av : bilangan avogadro (6,02 x 1023

inti/mol); dan

: peluruhan radioisotop konstan (ln 2/waktu paruh) (Knoll, 1898).

4. Jenis dan Fungsi Reaktor Fisi

Ada dua jenis reactor fisi yaitu reaktor daya dan reaktor riset.

a. Reaktor daya (Power Reactor)

Reaktor daya (power reactor) adalah reaktor nuklir yang memanfaatkan energi hasil

reaksi fisi untuk pembangkitan daya (listrik) atau sering disebut Pembangkit Listrik

Tenaga Nuklir (PLTN) . Energi reaksi sebesar 202 MeV biasanya berbentuk energi

kinetik fragmen fisi, dan gerakan fragmen fisi ini akan bertumbukan dengan inti di

sekitarnya sehingga timbul panas. Kemudian energi termal dari reaksi fisi tersebut

akan dimanfaatkan untuk berbagai kegunaan, misalnya memutar generator listrik,

menggerakkan baling-baling penggerak kapal, memanaskan air yang dibutuhkan

selama musim dingin atau untuk menyuling air laut (membuat air minum dari air laut

yang kadar garamnya tinggi) (Alatas dkk, 2015).

Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) adalah stasiun pembangkit listrik thermal

di mana panas yang dihasilkan dari satu atau lebih reaktor nuklir pembangkit listrik.

18

PLTN termasuk dalam pembangkit daya base load, yang dapat ekerja dengan baik

ketika daya keluarannya konstan (meskipun boiling water reactor dapat turun hingga

setengah dayanya ketika malam hari). Daya yang dibangkitkan per unit pembangkit

berkisar dari 40 MWe hingga 1000 MWe. Pada dasarnya sistem kerja dari PLTN

sama dengan pembangkit listrik konvensional, yaitu: air diuapkan di dalam suatu

ketel melalui pembakaran. Ulang yang dihasilkan dialirkan ke turbin yang akan

bergerak apabila ada tekanan uap. Perputaran turbin digunakan untuk menggerakkan

generator, sehingga menghasilkan tenaga listrik. Satu gram U-235 setara dengan 2650

batu bara. Pada PLTN panas yang digunakan untuk menghasilkan uap yang sama,

dihasilkan dari reaksi pembelahan inti bahan fisil (uranium) dalam reaktor nuklir.

Sebagai pemindah panas biasa digunakan air yang disirkulasikan secara terus-

menerus selama PLTN beroperasi. Proses pembangkit yang menggunakan bahan

bakar uranium ini tidak melepaskan partikel seperti CO2, SO2, atau NOx, juga tidak

mengeluarkan asap atau debu yang mengandung logam berat yang dilepas ke

lingkungan. Oleh karena itu PLTN merupakan pembangkit listrik yang ramah

lingkungan. Limbah radioaktif yang dihasilkan dari pengoperasian PLTN, adalah

berupa elemen bakar bekas dalam bentuk padat. Elemen bakar bekas ini untuk

sementara bisa disimpan di lokasi PLTN (Alatas dkk, 2015).

Prinsip kerja PLTN sebenarnya mirip dengan pembangkit listrik lainnya, misalnya

Pembangkit Listrik Tenaga Uap (PLTU). Perbedaan antara dua jenis pembangkit

listrik itu adalah sumber panas yang digunakan. PLTN mendapatkan suplai panas dari

reaksi nuklir, sedang PLTU mendapatkan suplai panas dari pembakaran bahan bakar

19

fosil seperti batubara atau minyak bumi. Uap bertekanan tinggi pada PLTU

digunakan untuk memutar turbin. Tenaga gerak putar turbin ini kemudian diubah

menjadi tenaga listrik dalam sebuah generator. Perbedaan PLTN dengan pembangkit

lain terletak pada bahan bakar yang digunakan untuk menghasilkan uap, yaitu

Uranium. Reaksi pembelahan (fisi) inti Uranium menghasilkan tenaga panas (termal)

dalam jumlah yang sangat besar serta membebaskan 2 sampai 3 buah neutron. Media

pemindah panas biasa digunakan air yang disirkulasikan secara terus menerus selama

PLTN beroperasi. Proses pembangkit yang menggunakan bahan bakar uranium ini

tidak melepaskan partikel seperti CO2, SO, atau NOx, juga tidak melepaskan asap

atau debu yang mengandung logam berat yang dilepas ke lingkungan. Oleh karena itu

PLTN merupakan pembangkit listrik yang ramah lingkungan. Limbah radioaktif yang

dihasilkan dari pengoperasian PLTN, adalah berupa elemen bakar bekas dalam

bentuk padat. Elemen bakar bekas ini untuk sementara bisa disimpan dilokasi PLTN,

sebelum dilakukan penyimpanan secara lestari (Alatas dkk, 2015).

Gambar 2. Prinsip kerja PLTN

20

b. Reaktor Riset

Reaktor Riset Reaktor riset adalah reaktor nuklir yang digunakan untuk berbagai

penelitian di bidang aplikasi teknik nuklir, dalam hal ini reaksi nuklir (pembelahan)

dipakai sebagai sumber neutron dan pada umumnya daya reaktor rendahsebesar 100

kW–30 MW. Perbedaan utama dari reaktor riset dan reaktor daya adalah pada

pemanfaatan neutron dari hasil reaksi fisi yang terjadi di dalamnya. Dalam reaktor

riset, energi hasil reaksi fisi tidak dimanfaatkan tetapi dibuang ke lingkungan. Dalam

perancangan reactor riset, efisiensi termodinamika system tidak menjadi fokus utama,

sehingga temperatur pendingin tidak perlu tinggi, cukup pada rentang 40 – 50oC.

Fokus utama perancangan reaktor riset adalah kuantitas dan kualitas partikel neutron.

Neutron digunakan untuk berbagai manfaat baik yang bersifat riset ilmu pengetahuan

maupun untuk tujuan komersial. Pemanfaatan neutron antara lain adalah untuk

produksi radiosiotop yang dapat dimanfaatkan di bidang kesehatan, pertanian dan

industri, analisis material melalui teknik Analisis Pengaktivan Neutron (APN),

spektrometer neutron, difraktometer neutron, silicon dopping (bahan semikonduktor),

riset pengembangan material baru dan lain sebagainya. Reaktor riset kebanyakan

berbentuk kolam dan bertekanan rendah (1 atm). Gambar 3 menggambarkan sketsa

sederhana reaktor G.A. Siwabessy yang ada di Serpong, Tangerang. Panas yang

diambil oleh pendingin air (berlaku juga sebagai moderator) dibuang ke lingkungan

melalui menara pendingin (Alatas dkk, 2015).

21

Gambar 3. Sketsa sederhana reaktor G.A. Siwabessy

Pada reaktor ini terdapat tabung berkas neutron (neutron beam tube) untuk

menyalurkan partikel neutron keluar dari teras sehingga mudah untuk dimanfaatkan.

Reaktor riset di Yogyakarta dan Bandung sangat identik dengan reaktor G.A.

Siwabessy. Bahan bakar reaktor G.A. Siwabessy berbentuk lempeng atau plat,

sedangkan reaktor Kartini di Yogyakarta dan batang kendali (cadmium) bahan bakar

uranium bejana reaktor gambar 3. Struktur dan konstruksi reaktor nuklir fisi. TRIGA

2000 di Bandung berbentuk silinder (batang).

a. Reaktor Triga 2000 Bandung

Nama TRIGA berasal dari singkatan “Training, Research, Isotop production, by

General Atomic” menunjukan fungsi reaktor sebagai reaktor penelitian. Reaktor Triga

Bandung mulai dibangun pada tanggal 1 Januari 1961 dan mencapai kektritisan pada

16 Oktober 1964 dan secara resmi mulai dioperasikan pada tanggal 20 Februari 1965

dengan daya sebesar 259 kW. Pada tahun 1974, daya reaktor ditingkatkan menjadi1

MW dan kemudian di upgrade lagi menjadi 2 MW pada 24 Juni 2000. Bahan bakar

22

yang digunakan adalah uranium diperkaya yang dicampur secara homogen dengan

zirkonium hidrida (UZrH), air (H2 O) sebagai moderator dan pendingin, reflektor

grafit dan H2 O sebanyak 4 buah dan batang kendali B4 C sebanyak 5 buah.

b. Reaktor Kartini Yogyakarta

Reaktor Kartini di Yogyakarta adalah reaktor TRIGA kedua yang dibangun di

Indonesia. Pembangunannya dimulai pada tanggal 1 April 1975 dan mencapai

kekritisan pada 25 Januari 1979. Reaktor yang dioperasikan pada daya 100 kW ini

menggunakan bahan bakar, moderator, pendingin dan reflektor yang sama dengan

reaktor Bandung, tetapi jumlah batang kendali hanya 3 buah.

c. Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy Serpong

Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG- GAS) mulai dibangun di Kawasan Pusat

Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi (PUSPIPTEK) Serpong pada tanggal 1

Januari 1983 dan mencapai kekritisan pada tanggal 29 Juli 1987. Reaktor ini dapat

dioperasikan pada daya maksimal 30 MW. Bahan bakar yang digunakan adalah

U3Si2Alx, moderator dan pendingin air ringan, reflector Be dan H2O, batang kendali

Ag, In, Cd (8 buah). Pertahanan berlapis RSG-GAS dimulai dari desain elemen bakar

reaktor, sistem pendingin reaktor dan pengungkung reaktor yang dilengkapi dengan

sistem ventilasi. Penggunaan sistem redundansi pada seluruh sistem keselamatan

bertujuan untuk meningkatkan keandalan sistem keselamatan sehingga resiko

kegagalan dapat diperkecil untuk melindungi keselamatan pekerja, masyarakat dan

lingkungan (Alatas dkk, 2015).

23

Reaktor penelitian digunakan untuk pembuatan radioisotop (isotop radioaktif) dan

untuk penelitian. Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) merupakan

reaktor riset jenis MTR (Material Testing Reactor) pertama di dunia yang

dioperasikan langsung dengan menggunakan bahan bakar dengan pengkayaan

uranium rendah, LEU (low enriched uranium). Elemen bakar didasarkan pada

teknologi MTR (Material Testing Reactor). Elemen bakar kendali dirancang untuk

dapat disisipi penyerap jenis-garpu (Fork type). Besarnya fluks neutron yang terjadi

pada teras reaktor diukur menggunakan sistem kanal pengukuran yang dapat

dipergunakan untuk menentukan daya reaktor (Darwis, 2000).

B. Sistem Proteksi Reaktor (SPR)

Sistem proteksi reaktor berbasis pada sistem redudansi 3 dengan fungsi yang sama

diberlakukan ke dalam suatu sistem logika bersama atau dalam redudansi 2

bergantung pada hubungan logika atau rancangan dari sistem reaktor yang

bersangkutan. Tindakan pengamanan dilakukan oleh system redundan 2 dari 3 atau 1

dari 2. Kanal pengukuran fluks neutron masing-masing dipasok oleh satu kabinet

distribusi.

1. Neutron Flux Density Measurement System

Fungsi instrumentasi adalah merekam flux neutron density dalam sistem pengukuran

untuk memonitor shutdown, subtrical, pendingin reaktor, dan pengecekan start-up

dan operasi reaktor dalam seluruh beban spectrum. Tujuan dilakukannya pengukuran

kerapatan fluks neutron ini adalah agar didapatkan sinyal proposional pada reaktor

daya yang tepat dengan perubahan sementara serta kesesuaian laju sinyal dari

24

perubahan daya reaktor. Sinyal keluaran dari sistem pengukuran kerapatan fluks

neutron adalah nilai masukan dari reactor protection system (RPS) dan operasi

instrumen dan kontrol (sistem operasi reaktor). RPS menggunakannya saat shutdown

atau batas start-up pada kasus gangguan reaktiviti, beban unbalanced dan bagian

channel pendingin. Sesuai dengan fungsinya (source range-reactor full load).

Daerah ini dibagi menjadi 3 sub-range:

a. Start-up range JKT01 CX811 dan JKT01 CX821

b. Intermediate range JKT01 CX811 dan JKT02 CX821

c. Power range JKT01 CX811 dan JKT03 CX841

(Inter Atom, 1895).

2. Sistem Pemantau Radiasi Gamma (JAC01 CR811/821/831)

Sistem pengukuran gamma (JAC01 CR811/821/831) adalah sistem pengukuran

gamma pendingin primer yang terpasang di balai percobaan reaktor. Sistem

JAC01CR811/821/831 adalah suatu sistem yang berfungsi untuk mengetahui radiasi

gamma air pendingin primer hasil dari produksi fisi. Radiasi gamma dideteksi dengan

detektor gamma yang keluarannya berupa signal. Signal ini digunakan untuk

menentukan batas atau limit value, sehingga pada harga batas tertentu mampu untuk

memadamkan reaktor. Pengukuran terdiri dari 3 kanal ukur yang sama dengan moda

eksekusi two out of three. Secara berkala pada sistem ini dilakukan uji fungsi untuk

mengetahui keakuratan nilai yang ditampilkan oleh sistem tersebut. Sistem pemantau

25

laju dosis gamma yang ada di RSG-GAS dikalibrasi dengan menggunakan generator

arus (Inter Atom, 2008).

Sistem pemantau radiasi gamma (JAC01 CR811/821/831) merupakan sistem

pemantau radiasi N-16 pada kolam pendingin primer hasil reaksi fisi reaktor. Sistem

pemantau radiasi gamma (JAC01 CR811/821/831) terdiri dari 3 redundansi dengan

spesifikasi rangkaian modul yang sama. Sistem ini memerintahkan RPS untuk

SCRAM, jika minimal 2 dari 3 kanal pengukurannya melebihi harga batas yang

diizinkan. Kanal pengukuran pemantau radiasi gamma (JAC01 CR811/821/831)

masing-masing terdiri dari sejumlah modul yang dirangkai pada kabinet yang

terpisah.

a. Modul Amplifier (M35101-A3151Z) berfungsi untuk memperkuat arus yang

dihasilkan oleh detektor. Keluaran dari modul ini berupa tegangan 0-10 Vdc.

b. Modul High Voltage (M35101-A2201) berfungsi untuk tegangan kerja detektor

c. Modul converter arus ke tegangan (M74003-A9143) berfungsi untuk mengubah

arus 0-20 mA ke tegangan 0-10 Vdc.

d. Modul converter tegangan ke arus (M35101-A1401) berfungsi untuk mengubah

tegangan 0-10 Vdc ke arus 0-20 mA.

3. Prinsip kerja sistem pemantau radiasi gamma (JAC01 CR811/821/831)

Kanal pengukuran pemantau radiasi gamma (JAC01 CR811) diletakkan di ruang 930

kabinet CNE01, kanal pengukuran pemantau radiasi gamma (JAC01 CR821)

diletakkan di ruang 931 kabinet CNF01, kanal pengukuran pemantau radiasi gamma

26

(JAC01 CR831) diletakkan di ruang 932 kabinet CNG01. Karena ketiga redundansi

mempunyai rangkaian modul dan jenis komponen yang sama. Prinsip kerja

instrumentasi pemantau radiasi gamma (JAC01 CR811/821/831.

6DT2001

KC003

KC081

KC045

KC129

BC063Limit Signal Tranducer & Comp.

CLN02/ R101

KC033

6DT2001Q14.0

KC003

KC081

KC045

KC129

BC063

Limit Signal Tranducer & Comp.

CLN02/ R101

KC033

6DT2001

Q15.

6

KC003

KC081

KC045

KC129

EC147

Limit Signal Tranducer & Comp.

CLN02/ R101

KC033

CLE01

CLF01

CLG01

RPS Marshalling Kiosk

CQA06CVA06

MCR Comp

RPS / KLA60 CR811/ 821/ 831

CNG01

CNF01

CNE01

EC129EC075 FC111

GC135

GC111

FC111EC075

KLA60 CR811

KLA60 CR821

KLA60 CR831

Level 13

Detector

Detector

Detector

BC045

BC045 BC075 FC111

GC111

M35101-A9098Z

M74003-A9143

IV

M74003-R8181

vI

M35101-A1401

vI

M35101-A2201

M35101-A9098Z

M35101-A3151 Z

M35101-A3151 Z

M35101-A2201

M35101-A1401

vI

M35101-A1805

M35101-A1805

M35101-A9098Z

M35101-A1401

vI

M74003-A9143

IV

M74003-R8181

vI

6FP1706

6FP1706

M74003-A9143

IV

6FP1706M74003-R8181

vI

M35101-A1805

M35101-A3151 Z

M35101-A2201

Gambar 4. Diagram alir pemantau radiasi gamma (JAC01 CR811/821/831)

Detektor Kamar ionisasi gamma menggunakan prinsip pembentukan ion dan produksi

elektron untuk menghasilkan arus listrik. Jenis detektor yang digunakan adalah

KG122 SBX gamma Ionization Chamber. Detektor ini akan bekerja pada tegangan

kerjanya + 800 VDC. Modul yang digunakan adalah Modul high voltage (M35101-

A2201) berfungsi untuk mensuplai tegangan tinggi detektor. Keluaran dari detektor

yang berupa arus listrik yang masih lemah dikuatkan dengan modul Amplifier

27

(M35101-A3151Z) berfungsi untuk memperkuat arus yang dihasilkan oleh detektor.

Keluaran dari modul ini berupa tegangan 0-10 Vdc. Untuk mengurangi terjadinya

drop tegangan, maka tegangan 0-10 vdc dirubah menjadi arus listrik dengan

menggunakan modul converter tegangan ke arus (M35101-A1401) berfungsi untuk

mengubah tegangan 0-10 Vdc ke arus 0-20 mA. Untuk mengembalikan ke bentuk

tegangan maka dipasang modul converter arus ke tegangan (M74003-A9143)

berfungsi untuk mengubah arus 0-20 mA ke tegangan 0-10 Vdc. Untuk input

kepenampil, maka digunakan modul distributor (Sukino, 2011).

C. Detektor

Detektor merupakan suatu bahan yang peka terhadap radiasi yang bila dikenai radiasi

akan menghasilkan. Perlu diperhatikan bahwa suatu bahan yang sensitif terhadap

suatu jenis radiasi belum tentu sensitif terhadap jenis radiasi yang lain. Sebagai

contoh, detektor radiasi gamma belum tentu dapat mendeteksi radiasi neutron.

Sebenarnya terdapat banyak jenis detektor antara lain tiga jenis detektor yaitu,

detektor isian gas, detektor sintilasi, dan detektor semikonduktor (Knoll, 1898).

1. Detektor Isian Gas

Detektor isian gas merupakan detektor yang paling sering digunakan untuk mengukur

radiasi. Detektor ini terdiri dari dua elektroda, positif dan negatif, serta berisi gas di

antara kedua elektrodanya. Elektroda positif disebut sebagai anoda, yang

dihubungkan ke kutub listrik positif, sedangkan elektroda negatif disebut sebagai

katoda, yang dihubungkan ke kutub negatif. Kebanyakan detektor ini berbentuk

28

silinder dengan sumbu yang berfungsi sebagai anoda dan dinding silindernya sebagai

katoda seperti gambar 5.

Gambar 5. Detektor isian gas (Knoll, 1989)

Nilai medan elektrik dari dalam geometri silinder pada radius r, dimana anoda berada

di tengah silinder jauh dari katoda yang letaknya di lapisan luar silinder, kutub

muatan dari konfigurasi tegangan dibutuhkan karena elektron akan tertarik keluar

secara aksial. Radiasi yang memasuki detektor akan mengionisasi gas dan

menghasilkan ion-ionpositif dan ion-ion negatif (elektron. Daya ionisasi gas berkisar

dari 25 eV s.d. 40 eV. Ion-ion yang dihasilkan di dalam detektor tersebut akan

memberikan kontribusi terbentuknya pulsa listrik ataupun arus listrik (Knoll, 1898).

Detektor kamar ionisasi gamma digunakan sebagai sensor laju dosis gamma yang

dipasang di bawah pipa pendingin primer. Pengukuran ini berfungsi untuk

mengetahui aktivitas N-16. Jika hasil pengukuran melebihi batas yang diijinkan,

maka sistem proteksi reaktor akan memberikan tindakan protektif. Tipe detektor yang

digunakan adalah KG122 SBx, jenis gamma Ionization Chamber dengan range

Anoda

wire

katoda

v

+ -

RL

29

pengukuran 0 -100 Gy/h dan range energinya adalah 60 Kev s/d 7 Mev. Detektor ini

diletakkan pada satu tempat yang sama pada pendingin primer experiment hall reaktor

(Suherkiman, 2008).

Detektor gamma ionization chamber menggunakan prinsip pembentukan ion dan

produksi elektron untuk menghasilkan arus listrik. Elektron yang terlepas dari kulit

atom akibat tumbukan dengan zarah radioaktif ditarik oleh gaya induksi listrik anoda

yang bertegangan tinggi. Secara sederhana kamar ionisasi terdiri dari dua plat atau

silinder elektroda yang diantaranya terdapat gas isian. Sinar gamma di dalam ruangan

gas akan mengionisasi gas isian. Adanya medan listrik akan memberikan tenaga

pemisah dan penggerak terhadap ion positif dan elektron untuk bergerak menuju

katoda (-) dan anoda (+). Jumlah elektron yang dihasilkan di anoda atau arus listrik

yang timbul sebanding dengan harga tegangan yang diberikan antara anoda dan

katoda (Sukino, 2011).

( a ) ( b )

Gambar 6. Detektor Gamma Ionisation Chamber (Sukino, 2011).

30

Gambar 7. Lokasi Detektor Gamma Ionisation Chamber (Sukino, 2011).

2. Detektor Neutron

Seperti sinar gamma, neutron tidak mempunyai muatan, karena itu dalam zat neutron

tidak dapat berinteraksi melalui gaya Coulomb. Meskipun reaksi yang dialami

neutron dalam zat berbeda-beda bergantung energi neutron, dalam hal ini akan

dibahas hanya neutron thermal saja. Interaksi neutron thermal untuk kepentingan

deteksi adalah reaksi yang disebabkan neutron yang dapat menghasilkan radiasi

sekunder dengan energi yang cukup untuk dideteksi secara langsung. Hasil reaksi

yang mungkin adalah partikel berat bermuatan seperti : inti recoil, proton, partikel

alpha dan fragment fisi. Setiap jenis detektor neutron melibatkan kombinasi dari

materi target yang didesain untuk menghasilkan partikel berat bermuatan bersama-

sama dengan salah satu detektor radiasi lain yang dibahas pada bagian terdahulu.

Untuk kepentingan tulisan ini, hanya akan dibahas mengenai detektor neutron

Compensated Ion Chamber (CIC).

Pada saat reaktor beroperasi pada daya tinggi, baik paparan sinar gamma maupun

populasi neutron tinggi. Oleh karena itu untuk memberikan hasil pengukuran

kerapatan fluks neutron, kontribusi gamma kepada hasil pengukuran harus

31

diminimalisir. Detektor yang dapat melakukan ini adalah detektor CIC yang gambar

skematiknya diperlihatkan dalam Gambar 6.

Gambar 8. Detektor compenstated ion chamber

Detektor terdiri dari dua kamar ionisasi yang konsentris. Satu terletak pada bagian

luar dan satu kamar lain pada bagian. Dinding luar kamar bagian luar dilapisi dengan

boron sehingga neutron termal yang datang ditangkap oleh boron dengan reaksi :

(5)

(6)

Partikel alpha dan 7Li diemisikan dari titik penangkapan neutron dalam arah yang

berlawanan, sehingga salah satu dari partikel ini akan masuk ke dalam kamar ionisasi

32

bagian luar dan proses interaksi dengan gas isian seperti dibahas terdahulu

berlangsung (Sadeghi, 2010).

Pengukuran fluks neutron dan laju dosis gamma oleh detektor di teras reaktor yang

dipantau oleh penunjukan daya di ruang kendali utama (RKU). RSG-GAS

mempunyai beberapa jenis sistem kanal pengukuran yang dapat dipergunakan untuk

menentukan daya reaktor. Sistem tersebut antara lain sistem pengukur fluks neutron

JKT01 CX811/821, JKT02 CX811/821, JKT03 CX811/821/831/841 dan JKT04

DX001. Masing-masing detektor tersebut memiliki daerah kerja tertentu. Selain itu

terdapat pula sistem kanal pengukuran daya JRF10 FX805 yang merupakan hasil

rerata gabungan sistem pengukuran daya JKT03 CX811/821/831/841 dan JAC01

CR811/821/831 yang bekerja berdasarkan hasil pengukuran radiasi gamma yang

dihasilkan dari peluruhan isotop N-16 yang di pasang pada ujung pipa pendingin

primer sebelum delay chamber. Sistem kanal pengukuran JKT03 CX811/821/831/841

dan JAC01 CR811/821/831/841 dan JRF10 FX805 merupakan kanal yang digunakan

sebagai acuan pembacaan daya reaktor untuk operasi daya tinggi. Kedua sistem

pengukuran daya tersebut menunjukkan persen daya dari daya nominal yang

diizinkan untuk suatu konvigurasi teras tertentu. Kedua sistem pengukuran daya

tersebut mempunyai jangkauan penunjukan 0-160% secara linier. Sistem kanal

pengukuran JKT04 DX001 adalah kanal pengukur fluks neutron yang mempunyai

jangkauan kerja linier yang lebar dengan sistem dekade, dengan penunjukkan arus

(Ampere), mulai batas bawah 10-10

A hingga batas atas 10-4

A. Sistem ini digunakan

sebagai acuan untuk opersai reaktor daya rendah sampai daya tinggi, di samping itu

33

pula kanal ini untuk pengendalian daya secara otomatis juga untuk sistem pengendali

daya dalam Watt digunakan faktor konversi tertentu yang diperoleh dari hasil

kalibrasi daya secara kalorimetri. Prinsip kerja dari kanal pengukuran daya adalah

mengubah radiasi (neutron dan gamma) menjadi besaran listrik. Sistem instrumentasi

RSG-GAS, semua besaran parameter reaktor mempunyai harga arus listrik dari 0

sampai 20 mA, tujuan dalam melakukan kalibrasi adalah untuk melakukan konversi

parameter yang diukur atau dihitung, dalam hal ini daya reaktor ke dalam besaran

arus listrik di antara 0 sampai 20 mA. Hasil pengukuran daya standar secara

kalorimetri, dipergunakan untuk mengkalibrasi atau mengeset penunjukkan daya

reaktor di ruang kendali utama, sehingga didapat penunjukan daya yang benar. Kanal

pengukur JKT03 CX811/821/831/841 dan JMF01 FX805 pada tingkat daya hasil

kalibrasi daya MW dapat dihitung dengan persamaan 5.

1.10-10

Amper =

(7)

Dimana:

P = daya (Watt);

I = arus yng terukur detektor pada operasi daya reaktor P MW (Wiranto, 2003).

D. Rangkaian Penghitung N16 Terkoreksi ( N16)

Dari analisis keselamatan diharuskan bahwa daya reaktor tidak boleh melebihi 34,3

MW. Jika terjadi kecelakaan reaktivitas, daya reaktor akan berubah sangat cepat.

Untuk itu diperlukan instrumen yang dapat mengukur daya reaktor dengan cepat dan

akurat dan di masukkan ke bagian SPR lain untuk menginisiasi tindakan protektif

34

berupa scram reaktor. Masing-masing dari keempat detektor neutron rentang daya

ditempatkan pada sudut bagian luar teras reaktor. Dengan demikian masing-masing

detektor hanya dengan akurat menunjukkan daya lokal pada bagian disekitar sudut

tempat detektor tersebut terpasang. Disamping itu kesebandingan antara fluks neutron

dan daya dapat berubah dari waktu ke waktu karena kerapatan bahan bahan bakar

berubaha dengan adanya pembakaran. Permasalah lain juga timbul jika pemantauan

daya reaktor menggunakan pengkur dosis gamma dalam pendingin primer (JAC01).

JAC01 dapat mengukur daya reaktor dengan akurat namun lambat. Untuk

mendapatkan sinyal fluks neutron yang cepat dan akurat, bagian analog SPR

dilengkapi dengan rangkaian penghitung kerapatan fluks neutron terkoreksi N16.

Rangkaian ini melakukan perhitungan matematis N16-corr agar didapatkan nilai yang

akurat dengan respon proses yang cepat. Adapun perhitungan matematis tersebut

adalah :

( )

(8)

( )

(9)

| |

( ) (10)

35

Kecepatan koreksi diperoleh dari :

( )

(11)

Dimana;

c ;

vk = vaktor koreksi (mV/s);

= tegangan keluaran dari integrator (V);

= waktu konstan (s);

= sinyal N16;

= dinyal kerapatan fluks neutron terkoreksi N16;

= sinyal kerapatan fluks neutron;

H = histeris;

c adalah konstanta yang bergantung pada nilai awal;

Limitatation adalah nilai maksimum yang dizinkan, dan (

) = deviasi maksimum yang diizinkan antara sinyal kerapatan fluks neutron

dengan laju dosis gamma N16 selama reaktor start-up atau shutdown. Sedangkan

adalah waktu minimum yang dibutuhkan untuk start-up dari 0 sampai 100 % daya

nominal 30 MW.

36

Penghitungan sinyal N16 terkoreksi dilakukan untuk mendeteksi kecelakaan

reaktifitas daerah daya di kolam rekator yang menyebabkan terjadinya scram atau

penghetian operasi secara mendadak akibat daya melebihi batas maksimum.

N16-corr

Sinyal N16-corr membutuhkan sinyal masukan dari rangkaian penghitung yang bernilai

positif dari batas pengukuran. Rangkaian penghitung untuk N16-corr harus ditampilkan

dengan proses yang cepat, namun dikarenakan faktor pengukuran kerapatan fluks

neutron yang nilainya kurang akurat, sedang untuk pengukuran laju dosis gamma

yang lambat namun hasilnya akurat. Maka dilakukanlah perhitungan matematik N16-

corr agar didapatkan nilai yang akurat dengan respon proses yang cepat. Rangkaian ini

terdiri dari trigger amplifier K, integrator I dan summing element S. Trigger amplifier

dan integrator darigenerator(tegangan keluaran UXN). Keluaran tegangan dari N16-corr

akan sama dengan penjumlahan U dan variabel koreksi UXN. Jika sinyal U lebih

kecil dari UN16 maka nilai variabel UXN akan menutupi kekurangan tersebut.

Pengaturan parameter dari rangkaian penghitung N16-corr adalah vK yaitu kecepatan

koreksi dari masukan tegangan Ux dan waktu konstan T (integrator).

vK =

(12)

Di mana :

vK = tegangan terkoreksi(volt);

Ux = tegangan keluaran dari trigger amplifier(volt); dan

T = waktu konstan(s) (Inter Atom, 1989).

37

Berikut adalah gambaran matematik rangkaian penghitung N16 terkoreksi ( N16-corr).

Gambar 9. Rangkaian N16 terkoreksi (Inter Atom, 1989)

Sehingga untuk mendapat nilai N16 terkoreksi didunakan persamaan di bawah ini,

N16-corr = + UXN (13)

UXN =

∫ (14)

Karena bernilai konstan maka,

UXN =

(15)

N16-corr = +

(16)

Di mana diketahui,

N16-corr = tegangan N16 terkoreksi (volt);

T = waktu konstan (s);

UXN = tegangan keluaran dari generator (volt);

= tegangan kerapatan fluks neutron (volt);

t = waktu (s); dan

tegangan konstan (volt) (Inter atom, 1989).

UN16 +

-

-

+ +

U𝜙

𝜙N16-corr

Uxn

Ux

integrator Trigger amplifier Summing element

38

E. Pengenalan LabVIEW

LabVIEW adalah sebuah software pemograman yang diproduksi oleh National

instruments dengan konsep yang berbeda. Seperti bahasa pemograman lainnya yaitu

C++, matlab atau Visual basic, LabVIEW juga mempunyai fungsi dan peranan yang

sama, perbedaannya bahwa labVIEW menggunakan bahasa pemrograman berbasis

grafis atau blok diagram sementara bahasa pemrograman lainnya menggunakan basis

text. Program labVIEW dikenal dengan sebutan Vi atau Virtual instruments karena

penampilan dan operasinya dapat meniru sebuah instrument. Pada labVIEW, user

pertama-tama membuat user interface atau front panel dengan menggunakan control

dan indikator, yang dimaksud dengan kontrol adalah knobs, push buttons, dials dan

peralatan input lainnya sedangkan yang dimaksud dengan indikator adalah graphs,

LEDs dan peralatan display lainnya.

Gambar 10. Icon LabVIEW

Perangkat lunak LabVIEW terdiri dari tiga komponen utama, yaitu :

1. Front panel adalah bagian window yang berlatar belakang abu-abu serta

mengandung control dan indikator. Front panel digunakan untuk membangun

sebuah VI, menjalankan program dan mendebug program.

39

2. Blok diagram dari Vi adalah bagian window yang berlatar belakang putih berisi

source code yang dibuat dan berfungsi sebagai instruksi untuk front panel.

3. Control dan Functions Pallete

4. Control dan Functions Pallete digunakan untuk membangun sebuah Vi.

a. Control Pallete

Control Pallete merupakan tempat beberapa control dan indikator pada front panel.

b. Functions Pallete

Functions Pallete di gunakan untuk membangun sebuah blok diagram, functions

pallete hanya tersedia pada blok diagram, untuk menampilkannya dapat dilakukan

dengan mengklik windows >>show control pallete atau klik kanan pada lembar kerja

blok diagram. Contoh dari functions pallete.

Gambar 11. Icon pallete

40

F. National Instruments OPC Server

National Instruments (NI) OPC Server menyediakan sebuah antarmuka untuk

berkomunikasi dengan berbagai perangkat. Kombinasi NI OPC Server dan LabVIEW

menyediakan satu platform untuk memberikan pengukuran berkinerja tinggi dan

kontrol untuk kedua sistem instrumentasi baru dan yang sudah ada. Server NI OPC

terhubung melalui OPC Client di data logging LabVIEW dan Modul Supervisory

Control (DSC) sehingga dapat mengembangkan sistem HMI / SCADA secara total

dengan PLC, Programmable Automation Controller (PACs) dan sensor (Halvorsen,

2012).

Tampilan NI OPC Server disajikan pada gambar berikut.

Gambar 12. Tampilan NI-OPC Server

41

G. Siemens S7-300

PLC adalah sistem elektronik yang beroperasi secara digital dan didesain untuk

pemakaian di lingkungan industri, menggunakan memori yang dapat diprogram

untuk penyimpanan secara internal instruksi yang mengimplementasikan fungsi

spesifik seperti logika, urutan, pewaktuan, pencacahan dan operasi aritmatik

untuk mengontrol mesin atau proses melalui modul I/O digital maupun analog.

Dalam perkembangannya PLC banyak dikembangkan oleh berbagai macam

perusahaan elektronik, salah satu perusaan yang mengembangkan PLC dan telah

banyak digunakan dalam berbagai industri adalah Siemens. PLC Siemens S7-300

didesain berbentuk modular, sehingga penggunanya dapat membangun suatu sistem

dengan mengkombinasikan komponen-komponen atau susunan modul-modul S7-300

seperti yang ditunjukkan pada gambar berikut.

Gambar 13. PLC Siemens S7-300 dan modul (Reference Manual SIMATIC S7-300

dan Modul)