9 II. TINJAUAN PUSTAKA A. Landasan Teori 1. Neutron Neutron

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 (ElWakil, 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 n1 → [92U235]*→ 38Sr94 + 54Xe140 + 2 0 n1 + 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
Radiasi tidak bermuatan
Elektron cepat
Partikel berat 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
=
-
Dimana nilai N adalah nomor inti radioaktif dan
(4)
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 terusmenerus 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.
RPS / KLA60 CR811/ 821/ 831
KLA60 CR811
M35101-A3151 Z
M35101-A9098Z
M74003-A9143
KC045
KC003
I
M35101-A1401
Detector
v
V
Limit Signal Tranducer & Comp.
CLN02/ R101
BC063
I
KC129
6FP1706
M74003-R8181
BC045
BC075
M35101-A2201
v
KC081
I
FC111
M35101-A1805
6DT2001
GC111
CNE01
KLA60 CR821
M35101-A3151 Z
KC033
CLE01
M35101-A9098Z
KC045
KC003
M74003-A9143
M35101-A1401
Detector
v
I
I
Limit Signal Tranducer & Comp.
CLN02/ R101
V
BC063
KC129
6FP1706
M74003-R8181
BC045
EC075
M35101-A2201
v
KC081
I
FC111
M35101-A1805
Q14.0
6DT2001
GC111
KLA60 CR831
CNF01
M35101-A3151 Z
KC033
CLF01
M35101-A9098Z
M74003-A9143
KC045
KC003
Detector
I
M35101-A1401
v
M35101-A2201
KC081
Limit Signal Tranducer & Comp.
CLN02/ R101
V
EC147
I
6FP1706
KC129
EC129
M35101-A1805
M74003-R8181
v
I
EC075
FC111
Q15.
6
6DT2001
GC135
CNG01
Level 13
KC033
CLG01
RPS
CVA06
CQA06
Marshalling Kiosk
MCR
Comp
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 (M35101A2201) 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.
katoda
Anoda
wire
RL
v
-
+
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
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 bersamasama 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
corr
N16-
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
akan sama dengan penjumlahan U
N16-corr
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 =
Di mana :
vK = tegangan terkoreksi(volt);
Ux = tegangan keluaran dari trigger amplifier(volt); dan
T = waktu konstan(s) (Inter Atom, 1989).
(12)
37
Berikut adalah gambaran matematik rangkaian penghitung N16 terkoreksi (
integrator
Trigger amplifier
UN16
Ux
+
Summing element
U𝜙
+
+
-
-
N16-corr).
𝜙N16-corr
Uxn
Gambar 9. Rangkaian N16 terkoreksi (Inter Atom, 1989)
Sehingga untuk mendapat nilai N16 terkoreksi didunakan persamaan di bawah ini,
N16-corr
=
+ UXN
UXN = ∫
Karena
(14)
bernilai konstan maka,
UXN =
N16-corr
(15)
=
+
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
(13)
= waktu (s); dan
tegangan konstan (volt) (Inter atom, 1989).
(16)
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)