analisis termal-hidrolik reaktor cepat …digilib.unila.ac.id/55841/3/skripsi tanpa bab...
TRANSCRIPT
ANALISIS TERMAL-HIDROLIK REAKTOR CEPATBERPENDINGIN GAS (GAS COOLED FAST REACTOR)
MENGGUNAKAN METODE RUNGE KUTTA
(Skripsi)
OlehAdeliya Ayu Anggraeni
FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAMUNIVERSITAS LAMPUNG
BANDAR LAMPUNG2019
i
ABSTRAK
Analisis Termal-hidrolik Reaktor Cepat Berpendingin Gas (Gas Cooled FastReactor) Menggunakan Metode Runge Kutta
Oleh
Adeliya Ayu Anggraeni
Penelitian ini bertujuan menyelesaikan persamaan konduksi panas untuk batang
bahan bakar menggunakan metode runge kutta dan memperoleh nilai parameter
termal-hidrolik seperti distribusi temperatur aksial pendingin, penurunan tekanan,
koefisien transfer panas dan distribusi temperatur radial bahan bakar. Dengan
asumsi perpindahan panas reaktor pada kondisi tunak (tidak bergantung waktu)
diketahui temperatur pendingin inlet adalah 450 oC, dan diperoleh outlet sebesar
482,01 oC serta koefisien transfer panas konveksi hs sebesar 2,51 W/cm2 oC.
Penurunan tekanan akibat friksi diperoleh sebesar 0,17 bar, penurunan tekanan
akibat bentuk (form) sebesar 0,31 bar, penurunan tekanan akibat gravitasi sebesar
0,21 bar dan penurunan tekanan total yaitu 0,69 bar. Sedangkan temperatur pada
batang bahan bakar diperoleh nilai maksimum pada garis-tengah bahan bakar
yaitu 2720,34 oC dan temperatur terendah batang bahan bakar pada permukaan
kelongsong yaitu 488,82 oC.
Kata kunci: Termal-hidrolik, Runge Kutta, GCFR
ii
ABSTRACT
Thermal-Hidraulics Analysis Gas Cooled Fast ReactorUsing Runge Kutta Method
By
Adeliya Ayu Anggraeni
The Research of Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) thermal-hydraulics analysis
has been done. This reseacrh aim to solve fuel rod heat conduction equation by
runge kutta method and to get thermal-hydraulics parameters such as coolant
axial temperature distribution, pressure drops, convection heat transfer
coefficient, and fuel rod radial temperature distribution. Heat transfer of the
reactors was assumted steady state (time independent) then obtained coolant inlet
tempertaure about 450 oC, outlet temperature about 482,01 oC and convection
heat transfer coefficient ℎ about 2,53 W/cm2 oC. Pressure drop by friction was
0,17 bar, pressure drop by form was 0,31 bar, pressure drop by gravity was 0,21
bar and total pressure drop was 0,69 bar. While centerline fuel obtained the
maximum temperature of fuel rod about 2720,33 oC and the lowest fuel rod
temperature at cladding surface about 488,82 oC.
Keywords: Thermal-hydraulics, Runge Kutta Decomposition, GCFR
ANALISIS TERMAL HIDROLIK REAKTORCEPAT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED FAST REACTOR)
MENGGUNAKAN METODE RUNGE KUTTA
Oleh
ADELIYA AYU ANGGRAENI
Skripsi
Sebagai Salah Satu Syarat untuk Mencapai GelarSARJANA SAINS
Pada
Jurusan FisikaFakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam
FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAMUNIVERSITAS LAMPUNG
BANDAR LAMPUNG2019
vii
RIWAYAT HIDUP
Penulis dilahirkan di Bandar Lampung, pada tanggal 05 Oktober 1996 merupakan
anak pertama dari tiga bersaudara pasangan Bapak Sumardi dan Ibu Heryawati.
Penulis menyelesaikan pendidikan Taman Kanak-kanak (TK) Amalia Bandar
Lampung pada tahun 2004 dan Sekolah Dasar (SD) di SDN 3 Perumnas Way
Kandis pada tahun 2007. Kemudian penulis melanjutkan Sekolah Menengah
Pertama (SMP) di SMPN 29 Bandar Lampung pada tahun 2008 dan Sekolah
Menengah Atas (SMA) di SMAN 5 Bandar Lampung pada tahun 2011 dan
menyelesaikannya pada tahun 2014.
Tahun 2014, penulis menjadi mahasiswa Universitas Lampung untuk melanjutkan
Studi Fisika di Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam. Penulis
melakukan Praktek Kerja Lapangan (PKL) di PT. Bukit Asam (Persero) Tbk.
Penulis juga pernah melakukan Kuliah Kerja Nyata (KKN) di desa Gunung Rejo
Kecamatan Way Ratai Kabupaten Pesawaran. Penulis melakukan penelitian
dengan judul “ANALISIS TERMAL-HIDROLIK REAKTOR CEPAT
BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED FAST REACTOR) MENGGUNAKAN
METODE RUNGE KUTTA” sebagai syarat tugas akhirnya untuk menyelesaikan
studi di Universitas Lampung.
viii
MOTTO
“Education is not received, it is achieved”
“Memulai dengan penuh keyakinan, menjalankandengan penuh keikhlasan, dan menyelesaikan
dengan penuh kebahagian”
“Never stop learning because life never stopteaching”
“Tidak ada batasan dari perjuangan”
ix
Aku persembahkan karya kecilku ini kepada
ALLAH SWT
Kedua Orang Tuaku, yang selalu
mendo’akanku, mengasihiku, mendukungku,
menyemangatiku, dan sebagai motivator
terbesar dalam hidupku
Adik-adikku serta keluarga besar yang
menjadi penyemangatku
Teman Seperjuanganku dan Angkatan ‘14
Almamater Tercinta.
ix
KATA PENGANTAR
Puji syukur kehadirat Allah SWT yang telah memberikan anugerah dan dan
rahmat-Nya sehingga penulis dapat menyelesaikan skripsi yang berjudul
“Analisis Termal-Hidrolik Reaktor Cepat Berpendingin Gas (Gas Cooled
Fast Reactor) Menggunakan Metode Runge Kutta”. Tujuan penulisan ini
sebagai salah satu persyaratan untuk mendapatkan gelar S1 dan juga melatih
mahasiswa untuk berpikir cerdas dan kreatif dalam menulis karya ilmiah.
Penulis menyadari bahwa masih terdapat banyak kekurangan dalam skripsi ini,
oleh karena itu penulis mengharapkan kritik dan saran yang membangun. Semoga
skripsi ini bermanfaat bagi pembaca.
Bandar Lampung, 30 Januari 2019
Penulis,
Adeliya Ayu Anggraeni
xi
SANWACANA
Puji syukur penulis panjatkan kehadirat Allah SWT, karena atas kuasa-Nya
penulis masih diberikan kesempatan untuk mengucapkan terima kasih kepada
pihak yang telah banyak membantu dalam penyelesaian penelitian dan skripsi ini,
terutama kepada:
1. Ibu Dr. Yanti Yulianti, S.Si, M.Si, sebagai Pembimbing I yang telah
memberikan bimbingan dan arahan yang mendukung dari awal sampai akhir
penulisan.
2. Prof. Drs. Posman Manurung, M.Si, Ph.D, sebagai Pembimbing II yang
senantiasa sabar dalam mengoreksi skripsi dan memberikan masukan-
masukan serta nasehat untuk menyelesaikan skripsi ini dari awal sampai akhir
penulisan.
3. Ibu Dra. Dwi Asmi M.Si, Ph.D, sebagai Penguji yang telah mengoreksi
kekurangan, memberi kritik dan saran selama penulisan skripsi.
4. Kedua orangtuaku Bapak Sumardi dan Ibu Heryawati, serta adik-adikku
Colifaturansa, dan Muhammad Alif Eko dan seluruh keluaga besarku yang
luar biasa selalu menyemangatiku. Terimakasih untuk kehadirannya dalam
hidupku yang senantiasa memberikan dukungan, do’a dan semangat yang luar
biasa, serta kebersamaan sampai penulis menyelesaikan skripsi.
xii
5. Bapak Drs.Amir Supriyanto, M.Si, sebagai Pembimbing Akademik, yang
telah memberikan bimbingan serta nasehat dari awal perkuliahan sampai
menyelesaikan tugas akhir.
6. Bapak Arif Surtono, M.Si., M.Eng, selaku Ketua Jurusan dan para dosen serta
karyawan di Jurusan Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan
Alam, Universitas Lampung.
7. Muhammad Tommy Kurniawan yang selalu memberi semangat dan motivasi,
terimakasih atas dukungan, doa, serta semangatnya.
8. Sahabat-sahabat ku tersayang Amilia Rasitiani, Liyana Mardova, Nola
Fricilia, Rizki Putri Surahman, Ismi Nurhayati, Royzatul Husna Utami, Almh.
Keke Buana Tisanayu, Zahra Maria Ulfa, Endah Ayu Ningtyas dan teman–
teman Fisika angkatan 2014 yang selama ini memberikan semangat.
9. Kakak-kakak tingkat serta adik-adik tingkat dan semua teman-teman.
Semoga Allah SWT memberikan nikmat sehat kepada kita semua. Amin.
Bandar Lampung, 30 Januari 2019
Penulis
Adeliya Ayu Anggraeni
xii
DAFTAR ISI
Halaman
ABSTRAK....................................................................................................... i
ABSTRACT..................................................................................................... ii
HALAMAN JUDUL....................................................................................... iii
HALAMAN PERSETUJUAN ....................................................................... iv
HALAMAN PENGESAHAN ........................................................................ v
SURAT PERNYATAAN................................................................................ vi
RIWAYAT HIDUP.........................................................................................vii
MOTTO...........................................................................................................viii
PERSEMBAHAN ........................................................................................... ix
KATA PENGANTAR .................................................................................... x
SANWACANA................................................................................................ xi
DAFTAR ISI ................................................................................................... xii
DAFTAR GAMBAR ...................................................................................... xiv
DAFTAR TABEL ........................................................................................... xv
DAFTAR SIMBOL......................................................................................... xvi
I. PENDAHULUANA. Latar Belakang .................................................................................. 1B. Rumusan Masalah ............................................................................. 3C. Batasan Masalah ............................................................................... 4D. Tujuan Penelitian .............................................................................. 4E. Manfaat Penelitian ............................................................................ 4
xiii
II. TINJAUAN PUSTAKAA. Reaktor Nuklir .................................................................................. 5B. Reaktor Cepat Berpendingin Gas...................................................... 9C. Termal-hidrolik .................................................................................13D. Runge Kutta ......................................................................................22E. Visual Basic ......................................................................................26
III. METODE PENELITIANA. Waktu dan Tempat Penelitian...........................................................30B. Alat Penelitian...................................................................................30C. Prosedur Penelitian ...........................................................................30D. Diagram Alir Penelitian ....................................................................36
IV. HASIL DAN PEMBAHASANA. Karakteristik GCFR ..........................................................................37B. Analisis Termal-hidrolik...................................................................38
V. SIMPULAN DAN SARAN
DAFTAR PUSTAKA
xiv
DAFTAR GAMBAR
Gambar Halaman
2.1. Reaktor nuklir .........................................................................................5
2.2. Skema gas cooled fast reactor .............................................................10
2.3. Distribusi temperatur dalam pin bahan bakar silinder ............................11
2.4. Penampang radial reaktor .......................................................................11
2.5. Penampang radial bahan bakar ...............................................................11
2.6. Penampang aksial bahan bakar ...............................................................12
2.7. Saluran pendingin. ..................................................................................13
2.8. Geometri elemen bahan bakar radial ......................................................15
2.9. Distribusi temperatur dalam pin bahan bakar silinder ............................18
2.10. Aliran pendingin dalam teras reaktor ...................................................19
2.11. Bentuk Saluran dengan kisi asembli berbeda (a) kisi persegi dan (b) kisi
segitiga..................................................................................................21
2.12. Distribusi aksial pendingin ...................................................................22
3.1. Analisis program yang akan dibuat ......................................................35
3.2. Diagram alir penelitian .........................................................................36
4.1. Penampang melintang bahan bakar dengan kisi persegi ......................38
4.2. Distribusi temperatur terhadap jarak radial pada batang bahan bakar..40
4.3. Distribusi temperatur terhadap jarak aksial kanal pendingin ...............41
xv
DAFTAR TABEL
Tabel Halaman
2.1.Spesifikasi GCFR......................................................................................10
2.2.Korelasi nilai Pr ........................................................................................17
2.3.Sifat fisik dalam desain bahan bakar.........................................................22
4.1.Karakteristik GCFR ..................................................................................37
4.2.Data karakteristik teras dan elemen bahan bakar GCFR ..........................39
4.3.Data karakteristik pendingin reaktor.........................................................39
xvi
VARIABEL DAN PARAMETER
No. Lambang Parameter
1 Μ Viskositas Fluida
2 Cp Panas Jenis Fluida Pendingin (J/Kg ⁰C)
3 F Bilangan Fanning
4 q’ Densitas Power linier (Watt/m)
5 q’’’ Densitas Power Volumetrik (Watt/m3)
6 Re Bilangan Reynold
7 kc Konduktivitas Thermal Kelongsong (Watt/m ⁰C)
8 kg Konduktivitas Thermal Gap (Watt/m ⁰C)
9 D Diameter ekuivalen kanal pendingin
10 P Tekanan (Pa)
11 Dh Diameter ekuivalen saluran (m)
12 Df Diameter Fuel (m)
13 Ρ Densitas Fluida Pendingin (Kg/m3)
14 G Percepatan Gravitasi (9,8 m/s2)
15 Tin Temperatur Inlet (⁰C)
16 Tout Temperatur Outlet (⁰C)
17 H Tinggi Teras (m)
18 R Jari-jari Teras (m)
19 A Luas areal kanal pendingin (m2)
20 G Fluks laju alir massa (kg/m2s)
21 TG Temperatur gap (⁰C)
22 TC Temperatur kelongsong (⁰C)
xvii
23 r Jarak (m)
24 t Waktu (s)
25 ( , , ) Koordinat silinder
26 Panjang kanal (m)
27 Diameter kanal (m)
28 Rata-rata kecepatan aliran kanal
29 Faktor friksi fanning
30 Diameter ekuivalen kanal
31 Area aliran
32 Wetted perimeter dari aliran
33 Diameter bahan bakar (m)
34 Pitch
35 ∆ Selisih jarak/lebar satu partisi
36 K Faktor friksi bentuk
37 Gravitasi
38 ∆ Penurunan tekanan akibat friksi (bar)
39 ∆ Penurunan tekanan akibat friksi bentuk (bar)
40 ∆ Penurunan tekanan akibat gravitasi (bar)
I. PENDAHULUAN
A. Latar Belakang
Salah satu jenis reaktor yang sedang dikembangkan saat ini adalah gas cooled
fast reactor (GCFR). GCFR merupakan salah satu konsep dari enam jenis
reaktor nuklir generasi IV. Keunggulan dari pemanfaatan penggunaan gas
sebagai pendingin, terutama Helium. Helium dapat beroperasi pada
temperatur yang tinggi sebagai pendukung produktivitas gas hidrogen
sehingga dapat meningkatkan efisiensi dan merupakan reaktor terbaik dari
segi ketahanan karena mempunyai siklus bahan bakar tertutup.
Dengan memanfaatkan kemajuan ilmu pengetahuan dan teknologi khususnya
dalam bidang komputasi, maka dilakukan penelitian yang mendukung upaya
perkembangan pembangkit energi yang dalam hal ini adalah reaktor nuklir.
Seperti riset yang telah dilakukan oleh antariksawan dan Handoyo pada tahun
2002 yaitu mengembangkan program komputasi termal-hidrolik satu fasa
multidimensi dengan teknik koreksi tekanan menggunakan bahasa pemrograman
Matlab. Tahun 2007, Isnaini melakukan analisis desain termohidrolika subkanal
elemen bahan bakar untuk GCFR-KSNP. GCFR-KSNP ini merupakan reaktor
jenis GCFR yang dikembangkan oleh Korea Selatan (South Korean Standard
Nuclear Plant).
2
Pada penelitiannya digunakan konfigurasi matrik elemen bahan bakar 2 x 2
dengan program COBRA IV-I. Tahun berikutnya, Yulianti dkk pada tahun 2008
melakukan simulasi dinamika reaktor persamaan difusi multigrup 1-dimensi
menggunakan metode direct dan aplikasinya dalam analisis kecelakaan reaktor
cepat jenis UTOP (Unprotected Transient Over Power).
Untuk mendesain sebuah reaktor nuklir, peneliti harus mempertimbangkan
banyak aspek agar keselamatan reaktor terjaga sehingga diperlukan analisis
khusus dalam merancangnya. Analisis tersebut ialah analisis neutronik, analisis
termal-hidrolik dan analisis termodinamika (Duderstadt and Hamilton, 1942).
Agar sistem reaktor efisien dan pemilihan desain reaktor menjadi optimal maka
sangat penting mempertimbangkan transfer panas yang berjalan dalam sistem
tersebut atau mempertimbangkan analisis termal-hidrolik reaktor tersebut dimana
analisis termal hidrolik ini membahas mengenai perpindahan energi termal yang
dihasilkan dari reaksi fisi serta efisiensi dari pembangkitan panas (Todreas dkk,
1993). Analisis termal-hidrolik yang akan peneliti hitung diantaranya adalah
distribusi temperatur aksial, distribusi temperatur radial dan pressure drop.
Analisis ini dilakukan oleh peneliti menggunakan perhitungan matematis dan
simulasi-simulasi yang diterapkan langsung sesuai karakteristik reaktor yang
akan digunakan (Akimoto dkk, 2009). Dalam penyelesaian perhitungan
matematis ini penulis menggunakan metode runge kutta dimana metode Runge-
Kutta merupakan alternatif dari metode deret Taylor yang tidak membutuhkan
perhitungan turunan (Finizio & Ladaz, 1988). Alasan penulis tidak menggunakan
metode yang lainnya adalah, metode Euler dianggap kurang efisien karena
ketelitiannya yang rendah serta erornya yang besar, buruknya eror ini dapat
3
diperbaiki dengan menggunakan metode heun namun metode heun hanya dapat
menghitung sebatas orde 2 saja sehingga ketelitiannyapun masih kurang, metode
deret Taylor adalah metode yang umum untuk menurunkan rumus-rumus solusi
differesial namun metode deret Taylor tidak praktis karena metode tersebut
membutuhkan perhitungan turunan f(x, y). Lagipula, tidak semua fungsi mudah dihitung
turunannya, terutama bagi fungsi yang bentuknya rumit. Semakin tinggi orde metode
deret Taylor, semakin tinggi turunan fungsi yang harus dihitung. Karena pertimbangan
ini, metode deret Taylor yang berorde tinggi pun tidak dapat dapat diterima dalam
masalah praktek. Metode Runge-Kutta adalah alternatif lain dari metode deret Taylor
yang tidak membutuhkan perhitungan turunan. Metode ini berusaha mendapatkan derajat
ketelitian yang lebih tinggi, dan sekaligus menghindarkan keperluan mencari turunan
yang lebih tinggi dengan jalan mengevaluasi fungsi f(x, y) pada titik terpilih dalam setiap
selang langkah (Chapra & Canale, 1991) dan untuk menyelesaikan simulasi-
simulasi biasanya dilakukan dengan menggunakan bantuan sebuah software
khusus. Penulis menggunakan perangkat lunak Visual Basic 6.0 untuk
mempermudah penulis dalam menyelesaikan penelitian ini.
B. Rumusan Masalah
Berikut merupakan rumusan masalah pada penelitian ini.
1. Bagaimana menyelesaikan persamaan distribusi temperatur dalam analisis
termal-hidrolik?
2. Bagaimana analisis termal-hidrolik untuk jenis reaktor tipe reaktor cepat
berpendingin gas?
4
C. Tujuan Penelitian
Tujuan dilakukannya penelitian ini yaitu:
1. Menyelesaikan persamaan termal-hidrolik (distribusi temperatur aksial,
distribusi temperatur radial dan pressure drop) dengan menggunakan metode
Runge Kutta.
2. Membuat penyelesaian analisis termal-hidrolik untuk reaktor tipe reaktor
cepat berpendingin gas.
D. Batasan Masalah
Adapun batasan masalah pada penelitian ini adalah sebagai berikut.
1. Analisis yang dilakukan yaitu termal-hidrolik (distribusi temperatur aksial,
distribusi temperatur radial dan pressure drop) .
2. Analisis dilakukan didasarkan pada reaktor jenis reaktor cepat berpendingin
gas.
3. Software yang digunakan Visual Basic 6.0.
4. Metode yang digunakan yaitu Runge Kutta.
E. Manfaat Penelitian
Manfaat dari penelitian ini yaitu sebagai bahan referensi atau informasi untuk
mendukung perkembangan ilmu pengetahuan di bidang reaktor nuklir khususnya
terkait dengan analisis termal-hidrolik reaktor jenis GCFR.
5
II. TINJAUAN PUSTAKA
A. Reaktor Nuklir
Reaktor nuklir adalah pembangkit listrik yang memanfaatkan energi panas yang
dihasilkan oleh reaksi fisi berantai dari bahan bakar nuklir. Reaktor nuklir terdiri
atas beberapa bagian yaitu bahan bakar nuklir (nuclear fuel), moderator
(moderator), batang kendali (control rod), reflektor (reflector), bejana reaktor
(reactor vessel), pelindung biologi (biological shielding), dan pendingin
(coolant). Skema dari reaktor nuklir dapat dilihat pada Gambar 2.1.
Gambar 2.1. Reaktor Nuklir (Raja dkk, 2006).
1. Bahan bakar nuklir (Nuclear fuel)
Bahan bakar nuklir adalah material atau bahan yang bersifat fisil artinya bahan
tersebut merupakan isotop yang dapat menyebabkan terjadinya pembelahan inti
6
akibat dari penembakan inti tersebut oleh neutron dan dari penembakan ini
kemudian menghasilkan produk berupa partikel alfa, beta, fragmen, sinar gamma,
dan neutron. Selain itu, energi panas yang besar juga dihasilkan dari reaksi
tersebut. Pada reaksi fisi, neutron yang merupakan hasil pembelahan inti tersebut
kemudian menembak inti dari bahan bakar nuklir lainnya sehingga terjadilah
reaksi berantai fisi. Bahan bakar nuklir yang melimpah di bumi yaitu isotop U233
sebanyak 99,3%, selain itu juga terdapat U235 dan Pu238. Bahan bakar harus
terlindungi dari korosi dan erosi yang disebabkan oleh pendingin. Oleh karena itu,
bahan bakar biasanya dibungkus oleh sebuah kelongsong terbuat dari metal yang
dapat berupa stainless steel atau aluminium (Raja dkk, 2006). Bahan bakar nuklir
yang biasa digunakan pada reaktor cepat diantaranya yaitu campuran Uranium
Plutonium Nitrit (UNPuN), campuran Uranium Plutonium Karbit (UCPuC) dan
campuran Uranium Plutonium Oksida (MOX) (Cinantya dan Fitriyani, 2014).
2. Moderator (Moderator)
Moderator adalah bagian dalam reaktor nuklir yang berfungsi untuk
memperlambat kecepatan neutron. Neutron hasil dari reaksi fisi memiliki
kecepatan yang sangat tinggi yaitu 10 MeV sedangkan agar neutron dapat
menyebabkan reaksi fisi pada reaksi termal, maka kecepatan neutron harus
berkurang menjadi 0,025 eV. Tidak semua bahan dapat digunakan menjadi bahan
moderator. Syarat bahan yang dapat digunakan menjadi bahan moderator yaitu
bahan memiliki nomor atom yang kecil, tidak korosif, memiliki daya hantar panas
yang baik, memiliki tampang lintang serapan neutron (dapat menyerap neutron)
yang kecil, sedangkan memiliki tampang lintang hamburan yang tinggi (Mairing
dan Prihatnadi, 2009).
7
3. Batang kendali (Control rod)
Batang kendali berfungsi sebagai penangkap neutron ketika berlangsungnya
reaksi fisi berantai. Penangkapan neutron ini diharapkan agar reaksi fisi yang
terjadi tetap terkendali. Batang kendali ini dapat bergerak naik dan turun sesuai
dengan kebutuhan. Batang kendali dapat berbentuk silinder atau lembaran yang
terbuat dari boron atau kadmium. Syarat batang kendali yaitu harus cukup
memadai dalam menghantarkan panas, stabil terhadap panas dan radiasi, tahan
korosi, dan memiliki luas penampang yang cukup untuk penyerapan.
4. Reflektor (Reflector)
Ketika reaksi fisi berlangsung, neutron yang merupakan hasil dari reaksi tersebut
akan terpental dan sebagian akan menempel pada batang kendali atau dapat juga
terabsorbsi oleh moderator, pendingin dan bahan lainnya. Neutron yang
terabsorbsi kemudian akan menghilang sehingga dapat menurunkan terjadinya
reaksi fisi berantai. Hal ini harus diminimalisir yaitu dengan cara mengelilingi
atau menyelubungi teras reaktor dengan suatu material yang dapat memantulkan
kembali neutron tersebut, material ini sering disebut reflektor. Bahan yang dapat
digunakan sebagai reflektor yaitu Grafit dan Berilium.
5. Bejana reaktor (Reactor vessel)
Bejana reaktor merupakan suatu wadah memiliki dinding yang kuat dan dapat
menampung inti dari reaktor daya. Bejana ini berisi moderator, reflektor,
pelindung termal dan batang kontrol.
8
6. Pelindung (Shielding)
Shielding merupakan pelindung yang dirancang khusus untuk melindungi
pengoperasi agar terhindar daari paparan radiasi bahan radioaktif yang merupakan
bahan bakar reaktor. Selama reaksi fisi berlangsung akan terdapat paparan partikel
alfa, beta dan sinar gamma serta neutron. Lapisan timbal atau beton tebal dapat
menghentikan sinar gamma dan lapisan tebal logam atau plastik dapat digunakan
untuk menghentikan partikel alfa dan beta.
7. Pendingin (Coolant)
Pendingin (coolant) adalah bahan yang digunakan untuk menghantarkan panas
yang dihasilkan oleh teras reaktor selama reaksi fisi berlangsung. Pendingin ini
menghantarkan panas ke medium lain atau bila pendingin ini berupa air, dapat
berubah menjadi uap dan kemudian menggerakkan turbin generator sehingga
dapat menghasilkan energi listrik. Pendingin harus memiliki titik leleh yang
rendah dan titik didih yang tinggi. Selain itu, bahan yang digunakan sebagai
pendingin tidak boleh bersifat korosif terhadap material yang kontak dengannya
dan harus memiliki koefisien transfer panas yang tinggi. Bahan yang digunakan
sebagai pendingin yaitu air baik itu air ringan ataupun air berat, gas (udara, CO2,
Hidrogen dan Helium) dan logam cair seperti Sodium atau campuran Sodium dan
Potasium (Mairing dan Prihatnadi, 2009). Salah satu bahan selain air yang dapat
digunakan sebagai pendingin adalah logam cair timbal Bismut (PbBi). Bahan ini
digunakan sebagai pendingin reaktor cepat. Bahan ini memiliki sifat yang
menguntungkan yaitu titik leleh dan titik didih yang tinggi. Namun, memiliki
kelemahan yaitu cukup agresif terhadap besi dan stainless steel terutama ketika
temperatur tinggi (Cinantya dan Fitriyani, 2014).
9
B. Gas Cooled Fast Reactor
Gas Cooled Fast Reactor merupakan salah satu konsep dari enam jenis
reaktor nuklir generasi IV. Keenam konsep ini saat ini masih dalam proses
penelitian. Klasifikasinya dibedakan atas spesifikasi baik berupa penggunaan
material maupun sistem yang berlangsung di dalam reaktor. Setiap jenis
reaktor memiliki keunggulan masing-masing. Lima jenis reaktor lainnya yaitu
Lead Cooled Fast Reactor (LFR), Molten Salt Reactor (MSR), Sodium Cooled
Reactor (SFR), Supercritical Water Cooled Reactor (SCWR), Very High
Temperature Reactor (VHTR). Perbedaan GCFR dengan reaktor lainnya
adalah reaktor ini memanfaatkan spektrum cepat dari neutron dan
menggunakan jenis pendingin berupa Helium (He), Karbondioksida (CO2),
atau N2O4 (Zuhair,2012). Keunggulan dari pemanfaatan penggunaan gas
sebagai pendingin, terutama helium adalah helium tidak dapat mendidih serta
dapat beroperasi pada temperatur yang tinggi sebagai pendukung
produktivitas gas hidrogen sehingga dapat meningkatkan efisiensi dan
merupakan reaktor terbaik dari segi ketahanan karena mempunyai siklus bahan
bakar tertutup (Alimah dan Sriyono, 2016).
Skema reaktor nuklir jenis reaktor cepat berpendingin gas (gas cooled fast reactor)
dapat dilihat pada Gambar 2.2.
10
Gambar 2.2. Skema reaktor cepat berpendingin gas (Drajat, 2012).
Tabel 2.1. Spesifikasi GCFR (Ariani dkk, 2013).No. Parameter Nilai/ Deskripsi1. Daya 600 MWth2. Material bahan bakar Uranium/Plutonium3. Material cladding Stainless steel4. Material pendingin Helium5. Fraksi (fuel : cladding : coolant) 55 % : 10 % : 35%6. Diamter pitch 1,4 cm7. Tinggi teras aktif 350 cm8. Diameter teras aktif 240 cm9. Siklus bahan bakar 10 tahun10. Burnup material bahan bakar 100 tahun
Geometri teras reaktor pada umumnya berbentuk silinder. Hal ini disebabkan
karena geometri silinder sampai sekarang ini merupakan bentuk yang paling
optimal jika ditinjau dari faktor kebocoran neutron dan aliran pendingin.
Geometri silinder teras reaktor dapat dilihat pada Gambar 2.3.
11
Gambar 2.3. Geometri silinder teras reaktor (Drajat, 2012).
Penampang radial dari reaktor dapat dilihat pada Gambar 2.4.
Gambar 2.4. Penampang radial reaktor (Duderstadt dan Hamilton, 1942).
Untuk penampang radial dari bahan bakar dapat dilihat pada Gambar 5.
Gambar 2.5. Penampang radial bahan bakar (Duderstadt dan Hamilton,1942).
12
Penampang aksial dari bahan bakar dapat dilihat pada Gambar 2.6.
Gambar 2.6. Penampang aksial bahan bakar (Duderstadt dan Hamilton,1942).
1. Fuel pellet, berisi bahan bakar radioaktif tempat terjadinya reaksi fisi
biasanya berupa senyawa UO2 berbentuk keramik
2. Gap, celah sempit di antara fuel pellet dan clading yang berisi gas inert
yang berfungsi untuk mengantisipasi pengembangan volume bahan bakar
selama proses iradiasi di dalam bahan bakar
3. Clading, selubung logam terbuat dari zirconium alloy yang berfungsi
sebagai pelindung bahan bakar dan pemisah bahan bakar dengan pendingin.
Formasi fuel rods pada fuel assembly dikembangkan berdasarkan formasi segi
empat atau formasi segi tiga. Setiap formasi mempunyai keunggulan tersendiri,
formasi segi empat mengurangi resiko kebocoran aliran, sedangkan formasi segi
tiga mengoptimalkan energi yang dihasilkan terhadap jumlah bahan bakar yang
digunakan.
Pendingin mengalir di antara susunan fuel rods yang biasa disebut pendingin
saluran. Saluran pendingin pada reaktor dapat dilihat pada Gambar 2.7.
13
Gambar 2.7. Saluran pendingin (Duderstadt dan Hamilton, 1942).
C. Termal-hidrolik
Tujuan utama desain inti reaktor yaitu untuk memperoleh densitas energi yang
tinggi dengan ukuran inti minimal, energi spesifik yang tinggi dan suhu pendingin
luaran tinggi. Aspek yang penting dalam analisis inti reaktor yaitu penentuan
distribusi aliran pendingin yang optimal dan pressure drop yang melewati inti. Ini
semua masuk dalam kajian termal-hidrolik reaktor (Sharma, 2015).
Termal-hidrolik dapat dihitung dengan mempertimbangkan beberapa aspek.
Pertama adalah distribusi temperatur pada setiap bagian di reaktor meliputi inti
reaktor dan generator uap. Distribusi temperatur tersebut diantaranya temperatur
bahan bakar, temperatur bahan pendingin, temperatur kelongsong, dan sirkulasi
pendingin reaktor (Abdullah dan Su’ud, 2012). Analisis termal reaktor nuklir
yaitu dimulai dari teras reaktor, lalu terjadi konduksi melalui bahan bakar nuklir
kemudian panas yang dihasilkan dialirkan ke kelongsong bahan bakar melalui gap
yang berisi gas. Selanjutnya terjadi konduksi yang melewati kelongsong dan
panas dialirkan dari permukaan kelongsong ke pendingin yang ada pada GCFR
14
berupa gas (Cameron, 1982). Kemudian secara konveksi gas mengalirkan panas
yang dihasilkan oleh reaksi fisi teras reaktor. Analisis termal-hidrolik tersebut
meliputi ditribusi temperatur radial, penurunan tekanan (pressure drop), dan
distribusi temperatur aksial Saluran pendingin (Duderstadt dan Hamilton, 1942).
a. Distribusi temperatur radial
Untuk persamaan konduksi panas yang terjadi dalam inti reaktor dapat dilihat
pada persamaan 1.
( ) = ′′′( , ) − ∇ ∙ ′′( , ) (1)
Keterangan:( , ) = temperatur okal zat padat (C)( , ) = Densitas (kg/m³)
= Panas spesifik (J/g C)
′′ = Laju panas yang melewati permukaan (Watt)
q"' = Laju panas volumetrik (Watt/m3)
Kemudian pendekatan difusi yang digunakan dalam transfer neutron dengan
mengasusmsikan vektor fluks panas sebanding dengan gradien dari temperatur.
′′( , ) = − ∇T( , ) (2)
Persamaan ini dikenal sebagai Hukum Fourier tentang konduksi termal. k
merupakan konduktivitas termal. Subsitusikan persamaan 2 pada persamaan
kekekalan energi, sehingga diperoleh persamaan konduksi termal:
( ) − ∇ ( , ) = ′′′( , ) (3)
15
Untuk kasus steady state atau keadaan tunak yaitu keadaan dimana suatu sistem
berada dalam kesetimbangan atau tidak berubah lagi seiring berjalannya waktu,
sehingga besarnya temperatur terhadap waktu sama dengan nol dan diperoleh
persamaan konduksi panas untuk keadaan steady state, yaitu−∇ ∙ ∇ ( ) = ′′′( ) (4)
Pada elemen bahan bakar yang berbentuk silinder, transfer panas melewati bagian
seperti pada Gambar 2.8.
Gambar 2.8. Geometri elemen bahan bakar radial (Duderstadt and Hamilton,1942).
Setelah itu dapat dilakukan perhitungan dengan menggunakan persamaan
konduksi panas untuk setiap bagian seperti pada Gambar 9. Perhitungan dimulai
dari dalam (bahan bakar) kemudian keluar (permukaan kelongsong ke pendingin)
secara radial.
1. Bahan bakar
Pada perhitungan bahan bakar yang berbentuk silinder digunakan persamaan
Laplace koordinat silinder dimana persamaan Laplace merupakan persamaan
diferensial parsial menggambarkan sistem yang berada pada keadaan tunak
16
dicirikan dengan tidak adanya suku turunan terhadap waktu pada persamaan
tersebut. ∇ = 0 ( , , ) (5)+ + + ′′′ = 0 (6)
Persamaan 6 merupakan persamaan konduksi panas pada kondisi tunak tiga
dimensi ( , , ). Untuk analisis distribusi temperatur yang bergantung hanya
pada 1 dimensi r saja, maka persamaan untuk bahan bakar menjadi:1 = − ′′′ (7)
Jika nilai konstan maka dapat langsung memperoleh nilai T(r) namun nilai
sangat bergantung pada temperatur bahan bakar dan pada bahan bakar
terjadi produksi panas − ′′′.
2. Gap
Meski gap berukuran kecil namun karena terdapat gas yang memiliki
konduktivitas termal rendah menyebabkan penurunan temperatur yang relatif
besar pada gap. Ukuran gap seragam dan tidak terjadi produksi panas sehingga
persamaan konduksi panasnya menjadi:1 = 0 (8)
3. Kelongsong
Diasumsikan bahwa konduktivitas termal kelongsong, adalah konstan dan
tidak ada produksi panas dalam kelongsong.1 = 0 (9)
17
b. Transfer panas konveksi
Transfer panas dari permukaan kelongsong ke pendingin Helium dapat dihitung
dengan menggunakan persamaan hukum pendinginan Newton berikut.
′′ = ℎ − (10)
Dengan ℎ adalah koefisien konveksi transfer panas. Nilai ℎ bervasiasi terhadap
pendingin dan kondisi alirannya.ℎ dapat dihitung dengan mempertimbangkan
nilai konduktivitas termal fluida k, diameter hidrolik saluran , dan parameter
Nu. ℎ = ( / ) (11)
Dimana Nu dikenal sebagai Nusselt number yaitu karakteristik dari sifat fisis
fluida dan karakteristik dinamik alirannya. Untuk aliran laminar dengan fluks
panas dinding yang mengalir ke fluida konstan, nilai Nu = 48/11 = 4,364. Ada dua
parameter yang digunakan untuk mengetahui perhitungan Nussel’s number mana
yang dapat digunakan, yaitu Reynold’s number Re yang merupakan karakteristik
aliran dan Prandtl number Pr. = / (12)
Untuk korelasi nilai Pr dapat dilihat pada Tabel 2.2.
Tabel 2.2. Korelasi nilai Pr (Duderstadt and Hamilton, 1942).Material Nilai Pr Rumus yang digunakan Keterangan
Logamcair < 0.1 = 6.3 + 0.03( ) .= 4.8 + 0.03( ) . Fluks panas konstan
Temperatur konstan0.5 << 0.1 = 0.022 . .= 0.021 . . Fluks panas konstanTemperatur konstan
Air danlogam
0.1 << 20 = 0.0155 . .Minyakdan cairankental
> 20 = 0.0118 . .
18
Skema distribusi temperatur dalam pin bahan bakar silinder dapat dilihat pada
Gambar 2.9.
Gambar 2.9. Distribusi temperatur dalam pin bahan bakar silinder (Duderstadtand Hamilton, 1942).
c. Penurunan Tekanan (pressure drop)
Pendingin mengalir disaluran antar pin bahan bakar. Pendingin mengalir melalui
saluran melawan gaya gravitasi sehingga terjadi perbedaan tekanan ketika
pendingin memasuki saluran dengan saat berada di atas pin. Perbedaan tekanan ini
yang disebut dengan penurunan tekanan atau biasa dikenal dengan pressure drop.
Aliran pendingin dalam teras reaktor dapat dilihat pada Gambar 11.
19
Gambar 2.10. Aliran pendingin dalam teras reaktor (Duderstadt and Hamilton,1942).
Penurunan tekanan dapat dihitung menggunakan rumus berikut:
Δptotal = Δpf + Δpg (13)
Dimana
Δptotal = Penurunan Tekanan Total
Δpf = Penurunan tekanan fanning friction
Δpg = Penurunan tekanan oleh gravitasi
Untuk menentukan penurunan tekanan maka yang perlu diketahui adalah sebagai
berikut:
Tentukan Nomor Reynolds
= . (14)
Jika bilangan Reynolds < 2.320, disebut aliran laminar. Aliran laminar ditandai
dengan meluncur dari lapisan konsentris silinder melewati satu sama lain dalam
mode tertib. Kecepatan fluida pada maksimum pada sumbu bahan dan menurun
tajam ke nol pada dinding.
20
Koefisien gesekan pada bahan aliran laminar:
= 64 (15)
Dimana λ merupakan koefisien gesekan dan Re adalah bilangan Reynolds.
Jika bilangan Reynolds > 2,320, disebut aliran turbulen. Dikatakan aliran turbulen
jika ada gerakan tidak teratur partikel fluida dalam arah melintang terhadap arah
aliran utama. Distribusi kecepatan aliran turbulen lebih seragam di seluruh
diameter bahan daripada di aliran laminar.
koefisien gesekan pada aliran turbulen (dalam kasus):
√ = -2 log [ , .√ + x 0,269] (16)
Penurunan tekanan factor fanning friction
∆ = 2( ⁄ ) (17)
Dengan L adalah panjang saluran, D adalah diameter Saluran, adalah densitas
fluida, adalah kecepatan aliran sepanjang Saluran dan f adalah fanning friction
factor. Faktor ini di tambahkan sebagai efek dari aliran turbulensi. Dan semua ini
beragntung pada kekasaran dari dinding Saluran serta Reynold’snumber.
Penurunan tekanan oleh gravitasi atau elevasi
Δp = ρ.g.H (19)
Dimana Δp merupakan penurunan tekanan, ρ merupakan kepadatan (massa jenis),
g merupakan percepatan gravitasi dan ΔH merupakan ketinggian vertikal.
Dalam desain inti reaktor nuklir, bahan bakar dapat disusun dengan beberapa pola
atau kisi seperti kisi persegi dan segitiga (Pramuditya dan Waris, 2005). Diantara
21
bahan bakar tersebut mengalir pendingin yang dalam GCFR merupakan helium.
Bentuk Saluran dengan kisi asembli dapat dilihat pada Gambar 2.11.
Gambar 2.12. Bentuk Saluran dengan kisi asembli berbeda, (a) kisi persegi dan(b)kisi segitiga (Duderstadt and Hamilton, 1942).
d. Distribusi temperatur aksial
Distribusi temperatur aksial ini merupakan distribusi temperatur pendingin pada
Saluran. Untuk menghitung distribusi temperatur pendingin yang melewati
Saluran dapat menggunakan persamaan berikut.
= ′′ ( ) = ′( )(20)
Dimana w adalah laju aliran massa, ′( ) = ′ cos / . Sehingga persamaan
distribusin temperatur aksial seperti pada persamaan 21.
( ) = + ′ sin + sin 2 (21)
Keterangan:
= laju aliran massa pendingin [gram/s]
= kapasitas panas [J/gramoC]
= temperatur masuk pendingin [oC]′ = kerapatan daya linier [W/cm]
= panjang kanal ditambah jarak ekstrapolasi [cm].
22
Distribusi aksial pendingin dapat dilihat pada Gambar 2.12.
Gambar 2.12. Distribusi aksial pendingin (Duderstadt and Hamilton,1942).
Nilai fisik yang diperlukan dalam mendesain batang bahan bakar dapat dilihat
pada Tabel 2.3.
Tabel 2.3. Beberapa sifat fisik dalam desain batang bahan bakar (Deuderstadt danHamilton, 1942).
BahanTemperatur
(oC)Kerapatan
(g/cm3)
Konduktivitastermal
(W/cm0C)
Koefisienmuai termal
linier(m/moK)
Kapasitaspanas(J/kg)
UO-Unirra-diated (92%ρr) 540-2700 10,4 0,024 1,75x10-5 221
UC-Unirra-diated (92%ρr) 540-1400 12,6 0,130 1,08x10-5 140
Stailess steel(tipe 304) 340 8,0 0,163 1,73x10-5 325
Zircaloy IV 340 6,44 0,107 6,10x10-6 183
Air 300 0,72 0,004 - 2930
Sodium 540 0,81 0,542 - 698
Helium 340 0,12 0,002 - -
Campuran gasfisi (Xe+Kr) 340 - 1,3x10-4 - -
D. Runge Kutta
Metode Runge-Kutta adalah suatu metode persamaan diferensial langkah satu
yang dikembangkan oleh dua orang ahli yaitu Runge Dan Kutta, seperti yang telah
dijelaskan, dalam menyelesaikan persamaan diferensial membutuhkan turunan
23
yang lebih tinggi untuk mencapai derajat ketelitian tepat, akan tetapi dalam
metode Runge-Kutta ini, untuk mencapai derajat yang lebih tinggi tidak
membutuhkan turunan yang sangat kompleks, hal ini didasarkan atas
pertimbangan bahwa bila turunan f(x) yang dikembangkan sampai mencapai
derajat yang lebih tinggi akan mencapai suatu kerumitan dalam memecahkan
permasalahan tersebut, sehingga pemecahan seperti algoritma Taylor tidak bisa
diterima sebagai prosedur umum serbaguna (Gusa, 2014). Dalam mencapai suatu
derajat ketelitian yang tinggi, metode Runge-Kutta mengevaluasi fungsi f(x,y)
pada titik terpilih dalam setiap subselang, sehingga tidak membutuhkan turunan
dari fungsi (Triatmodjo, 2012). Bentuk umum metode Runge-Kutta adalah seperti
dalam persamaan (22) berikut:
Yn+1 = yn +Ф(xn,yn,h) h (22)
Dengan Ф(xn,yn,h) adalah fungsi pertambahan yang merupakan kemiringan rerata
pada interval. Fungsi pertambahan dapat ditulis dalam bentuk persamaan (23)
berikut
Ф = a1k1+a2k2+……+aiki (23)
Dengan a adalah konstanta dan k adalah
k1 =h f(xn,yn)
k2 = hf(xn+p1h , yn+q11k1)
k3 = hf(xn+p2h , yn+q21k1+ q22k2)
kn = f(xn+pi-1h , yn+qi-1,1k1h+qi-1,2k2h+…+qi-1,i-1ki-1h) (24)
Persamaan tersebut menunjukkan bahwa nilai k mempunyai hubungan berurutan.
Nilai k1 muncul dalam persamaan k2, yang keduanya juga muncul dalam
24
persamaan k3 , dan seterusnya. Hubungan yang berurutan ini membuat metode
Runge-Kutta adalah efisien untuk hitungan komputer (Nugroho, 2011).
Ada beberapa tipe metode Runge-Kutta yang tergantung pada nilai n yang
digunakan. Untuk n = 1, yang disebut metode Runge Kutta orde satu
1. Metode Runge-Kutta Orde Satu
Metode Runge-Kutta tingkat satu berbentuk= ℎ ( , )= + ( ) (25)
2. Metode Runge-Kutta Orde Dua
Metode Runge-Kutta tingkat satu berbentuk= ℎ ( , )= ℎ ( + ℎ, + )= + ( + ) (26)
3. Metode Runge-Kutta Orde Tiga
Metode Runge-Kutta yang terkenal dan banyak dipakai dalam praktek adalah
metode Runge-Kutta orde tiga dan metode Runge-Kutta orde empat. Kedua
metode tersebut terkenal karena tingkat ketelitian solusinya tinggi (dibandingkan
metode Runge-Kutta orde sebelumnya, mudah diprogram, dan stabil)
Metode Runge-Kutta orde tiga berbentuk= ℎ ( , )= ℎ + 12ℎ, + 12
25
= ℎ ( + ℎ, − + 2 )= + + 4 +6
(27)
4. Metode Runge-Kutta Orde Empat
Metode Runge-Kutta orde empat berbentuk= ℎ ( , )= ℎ + 12ℎ, + 12= ℎ + 12ℎ, + 12= ℎ ( + ℎ, + )= + + 2 + 2 +6 (28)
5. Metode Runge-Kutta Orde Lima= ℎ ( , )= ℎ + 12ℎ, + 12= ℎ + 14ℎ, + 316 + 116= ℎ + 12ℎ, + 12= ℎ + 34ℎ, + 316 + 116 + 916= + 19 (7 + 32 + 12 + 7 ) (ℎ ) (29)
26
E. Visual Basic 6.0
Microsoft Visual Basic 6.0 adalah bahasa pemrograman yang digunakan untuk
membuat aplikasi Windows yang berbasis grafis (GUI-Grapical User Interface).
Microsoft Visual Basic merupakan event-driven programming (pemrograman
terkendali kejadian) artinya program menunggu sampai adanya respon dari
pemakai berupa event atau kejadian tertentu (tombol diklik, menu dipilih, dan
lain-lain).
Microsoft Visual Basic 6.0 sangat populer pada tahun-tahun terakhir ini.
Microsoft Visual Basic 6.0 lebih banyak digunakan sebagai developer dibanding
bahasa pemprograman yang lain seperti Pascal misalnya, dimana kita harus
menulis program untuk segala sesuatu. Microsoft Visual Basic 6.0 mampu
menambahkan sendiri sebagian kode program secara otomatis ke dalam program
sehingga pekerjaan programer menjadi semakin mudah. Micrososft Visusal Basic
6.0 memberikan banyak kemudahan bagi para perancang program berbasis
windows dalam menuangkan imajinasinya dengan menggunakan objek-objek
yang tersedia dalam fasilitas Micrososft Visusal Basic 6.0 serta fasilitas click and
drag untuk membuat tampilan semenarik mungkin sesuai dengan keinginan
pembuat program.
Micrososft Visusal Basic 6.0 juga menyediakan fasilitas yang mungkin untuk
menyusun sebuah program dengan memasang objek-objek grafis dalam sebuah
form. Selain itu Microsoft Visual Basic 6.0 juga menawarkan berbagai
kemudahan dalam mengelola sebuah database. Selain keistimewaan yang handal
Micrososft Visusal Basic 6.0 memiliki keistimewaan yang paling utama adalah
27
Object Oriented Programming (OOP) atau disebut dengan pemrograman yang
berorientasi objek yang mempermudah para pemakai dalam membangun sebuah
modul aplikasi yang lengkap.
1. Memulai Program Microsoft Visual Basic 6.0
Untuk memulai program Micrososft Visusal Basic 6.0 dapat dilakukan dengan
cara:
a. Klik Start pada Taksbar, kemudian pilih program dari tampilan menu utama.
b. Pilih Microsoft Visual Basic 6.0
2. Interface Standar Pada Microsoft Visual Basic 6.0
Layar microsoft Visual Basic ini adalah suatu lingkungan besar yang terdiri dari
beberapa bagian kecil yang kesemuanya memiliki sifat dapat digeser-geser ke
posisi mana saja yang anda inginkan, dapat diubah-ubah ukurannya seperti anda
mengubah ukuran jendela Windows, dapat menempelkan dengan bagian lain yang
berdekatan.
a. Control Menu
Control menu adalah menu yang digunakan terutama untuk memanipulasi jendela
microsoft visual basic. Dari menu kita bisa mengubah ukuran, memindahkan, atau
menutup jendela microsoft visual basic atau jendela windows lainnya. Control
menu tersebut terdiri dari Restore, Move, Size, Minimize, Maximize, dan Close.
b. Menu Bar
Menu microsoft visual basic terdiri dari semua perintah microsoft visual basic
yang dapat dipilih untuk melakukan tugas tertentu. Isi dari menu ini sebagian
hampir sama dengan program-program windows pada umumnya.
28
c. Toolbar
Toolbar adalah tombol-tombol yang mewakili suatu perintah tertentu dari
microsoft visual basic yang berfungsi untuk pengaksesan perintah secara cepat.
Setiap tombol tersebut dapat langsung di klik untuk melakukan perintah tertentu.
Biasanya tombol-tombol ini merupakan perintah-perintah yang sering digunakan
dan terdapat pula menu microsoft visual basic.
d. Form Window
Form window atau jendela window adalah daerah kerja utama, dimana kita dapat
membuat program-program aplikasi visual basic. Pada form ini kita merancang
teks, gambar, tombol-tombol perintah, scrollbar, dan sebagainya. Jendela form ini
pada awalnya kelihatan kecil, tetapi ukurannya bisa diubah-ubah sesuai dengan
kebutuhan aplikasi yang kita buat.
e. Toolbox
Toolbox adalah sebuah kotak piranti yang mengandung semua objek atau control
yang dibutuhkan untuk membuat sebuah program aplikasi.
f. Jendela Properties
Jendela properties adalah jendela yang mengandung semua informasi mengenai
objek yang terdapat pada aplikasi microsoft visual basic. Properti adalah sifat
sebuah objek, misalnya seperti namanya, warna, ukuran, posisi, dan sebagainya.
g. Form Layout Window
Form layout window adalah jendela yang menggambarkan posisi dari form yang
ditampilkan pada layar monitor. Posisi form pada form layout window inilah yang
merupakan petunjuk dimana aplikasi yang dibuat akan ditampilkan.
29
h. Jendela Code
Jendela code adalah salah satu jendela yang penting di dalam microsoft visual
basic. Jendela ini berisi kode-kode program yang merupakan instruksi-instruksi
untuk aplikasi visual basic yang dibuat. Setiap objek pada visual basic dapat
ditambahkan dengan kode-kode program untuk melakukan tugas-tugas tertentu
seperti menutup aplikasi, membatalkan perintah, dan sebagainya.
3. Mengakhiri Program Microsoft Visual Basic 6.0
Untuk mengakhiri Microsoft Visual Basic dapat dilakukan dengan cara sebagai
berikut:
a. Dengan cara mengklik ikon X (close) pada sudut kanan atas program.
b. Dengan mengklik pilihan Exit pada menu file.
c. Dengan mengklik simbol gambar program Visual Basic pada sudut kiri atas,
lalu klik pilihan close (Harpiandi, 2004).
30
III. METODE PENELITIAN
A. Waktu dan tempat penelitian
Penelitian ini akan dilaksanakan mulai dari bulan april 2018 sampai dengan juni
2018 di Jurusan Fisika Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam
Universitas Lampung.
B. Alat Penelitian
Adapun alat yang digunakan pada penelitian ini yaitu:
1. Personal Computer (PC) dengan sistem operasi Windows 10 Intel Celeron
N3350. Notebook ini telah ter-install didalamnya software yang akan
digunakan yaitu Visual basic 6.0.
2. Software visual basic 6.0 32-bit (win32). Software ini dirancang mudah untuk
penyelesaian permasalahan-permasalahan fisika dan visual.
C. Prosedur Penelitian
Langkah yang dilakukan dalam penelitian ini adalah sebagai berikut.
1. Mempelajari software dan studi pustaka.
Mempelajari dasar-dasar penggunaan Visual basic 6.0 seperti perintah-perintah
yang dapat digunakan sampai fasilitas yang disediakan. Tidak hanya mempelajari
secara literatur namun juga melakukan latihan dasar pembuatan
31
program sederhana dengan menggunakan Visual Basic 6.0. Selain mempelajari
software juga melakukan studi pustaka untuk memahami penelitian yang akan
dilakukan, seperti studi literatur tentang reaktor GCFR, termal analisis dan metode
runge kutta.
2. Penyelesaian distribusi temperatur radial menggunakan metode runge kutta
Selanjutnya dilakukan perhitungan untuk distribusi temperatur radial bahan bakar
dengan menggunakan persamaan 30.1 = − ′′′ (30)
Persamaan 30 dapat diubah menjadi
= −( ) (31)
Diasumsikan bahwa konstan sehingga
= − (32)
Persamaan 30 diatas dapat diselesaikan dengan metode runge kutta orde keempat.
Skema numerik untuk mencari solusi persamaan diferensial diatas dan untuk
mengetahui distribusi temperatur radial yang dibutuhkan adalah
( ) = + ( ₁ + 2 ₂ + 2 ₃ + ₄6 ) (33)
Dengan
₁ = ℎ(− ᵢ)₂ = ℎ(− ( ᵢ + ℎ))
32
₃ = ℎ(− ( ᵢ + ℎ))₄ = ℎ(− ( ᵢ + ℎ))
Akhirnya dapat diperoleh nilai distribusi distribusi temperatur radial pada bahan
bakar.
untuk distribusi temperatur radial pada gap dengan menggunakan persamaan 341 = 0 (34)
Ubah ruas kanan dengan bilangan yang sangat kecil katakanlah σ << 1, agar
persamaan diatas dapat diubah menjadi Runge Kutta orde-41 ==
(35)
Jika kG mendekati konstan, maka :
= (36)
Didapatkan :
f (x,y) = (37)
Persamaan umum metode runge kutta orde-4 nya adalah :
Tgap = Tkelongsong+ ( )
₁ =(38)
33
₂ = + = ₁ + ℎ2₃ = ₂₄ = ( + ℎ) = ₁ + ℎ
Akhirnya dapat diperoleh nilai distribusi distribusi temperatur radial pada gap.
Selanjutnya menghitung nilai distribusi temperatur radial pada kelongsong
ditunjukan pada persamaan 39.1 = 0 (39)
Ubah ruas kanan dengan bilangan yang sangat kecil katakanlah σ << 1, agar
persamaan diatas dapat diubah menjadi Runge Kutta orde-41 ==
(40)
Jika kc mendekati konstan :
= (41)
Didapatkan :
f (x,y) = (42)
Sehingga persamaan runge kutta nya menjadi :
Tkelongsong =Ts +(₁ ₂ ₃ ₄)
k1=
34
k2 = k1 +
k3 = k1 +
k4 =(43)
3. Pembuatan program.
Program dimulai dengan definisi nilai data yang diperlukan seperti konduktivitas
termal, sumber panas volumetrik, tebal bahan bakar, tebal gap dan kelongsong.
Kemudian menghitung masing-masing nilai sesuai nilai yang telah dimasukkan.
Dengan metode ini diperoleh nilai temperatur berdasarkan jarak atau radius.
Kemudian menghitung distribusi temperatur aksial distribusi temperatur radial
dan preassure drop. Untuk menghitung distribusi temperatur aksial persamaan
yang telah ada harus diubah kedalam persamaan diferensial kemudian perhitungan
temperatur aksial dapat dihitung dengan menggunakan metode runge kutta orde
keempat. Nilai temperatur yang diperoleh kemudian diolah untuk disajikan dalam
bentuk gambar grafik.
4. Running program yang telah dibuat.
Program yang telah selesai dibuat kemudian dijalankan atau running. Nilai
temperatur dan gambar grafik diperoleh jika dalam penyusunan program tidak
terdapat kesalahan. Namun jika terdapat kesalahan maka perlu dilakukan
peninjauan ulang atau perbaikan pada program yang telah dibuat.
35
5. Analisis program yang akan dibuat.
Analisis program yang akan dibuat berupa nilai temperatur aksial dan temperature
radial, nilai pressure drop dan grafik distribusi temperatur.
Analisis program yang akan dibuat dapat dilihat pada Gambar 3.1.
Gambar 3.1. Analisis program yang akan dibuat.
D. Diagram alir penelitian
Diagram alir penelitian yang akan dilakukan dapat dilihat pada Gambar 3.2.
36
Gambar 3.2. Diagram alir penelitian
MULAI
Data Fisis Reaktor Nuklir
Membuat persamaan diferensial Nilaidistribusi temperatur radial bahan bakar,
gap, dan kelongsong
OperasidenganMetodeRunge Kutta
SELESAI
Hasilnya adalah persamaandistribusi temperatur radialbahan bakar, gap, dankelongsong
YaHasil nya adalah nilai distribusitemperatur radial bahan bakra, gap,kelongsong pada satu reaktor
Tidak
Perhitungan pressure drop danpembuatan grafik distribusitemperatur
Hasilnya adalah nilai presurre drop dangrafik distribusi temperatur
46
V. SIMPULAN DAN SARAN
A. Simpulan
Penelitian ini diperoleh simpulan sebagai berikut.
1. Persamaan distribusi temperatur terhadap panjang radial dapat diselesaikan
menggunakan metode runge kutta sehingga diperoleh temperatur maksimum
pada garis-tengah bahan bakar yaitu 2720,33 oC dan temperatur permukaan
kelongsong yaitu 488,82 oC.
2. Parameter termal-hidrolik lainnya yang diperoleh yaitu, Bilangan Reynold Re
yaitu 373936,20, bilangan Prandlt Pr yaitu 1,23, bilangan Nusselt Nu yaitu
742,04, sehingga diperoleh nilai koefisien difusi pendingin ℎ sebesar 2,59
W/cm2oC. Penurunan temperatur friksi ∆ sebesar 0,17 bar, penurunan
tekanan akibat bentuk ∆ sebesar 0,31 bar, penurunan tekanan akibat
gravitasi ∆ sebesar 0,21 bar, dan penurunan tekanan total ∆sebesar 0,69 bar. Distribusi temperatur aksial pendingin terhadap panjang
kanal yaitu temperatur inlet sebesar 450 oC dan outlet sebesar 482,01 oC.
47
B. Saran
Saran untuk penelitian selanjutnya yaitu diharapkan dapat:
1. Menyelesaikan persamaan distribusi temperatur aksial dengan menggunakan
metode numerik.
2. Melakukan perhitungan dengan menggunakan asumsi banyak kanal.
DAFTAR PUSTAKA
Abdullah, A. G., dan Su’ud, Z. 2012. Analisis Kecelakaan Reaktor AkibatKegagalan Sistem Pembuang Panas pada Reaktor Nuklir Generasi IV.Jurnal Pendidikan Fisika Indonesia. Vol. 8. Hal. 106-114.
Akimoto, H., Anoda, Y., Takase, K., Yoshida, H., and Tamai, H. 2009. AnAdvanced Course in Nuclear Engineering: Nuclear Thermal Analysis.Springer Japan. Tokyo. Pp. 379.
Alimah, S., dan Sriyono. 2016. Kajian Sistem Pemurnian Helium Reaktor HTGRBerdaya Kecil. Jurnal Pengembangan Energi Nuklir. Vol. 18. Hal. 123-133.
Ariani, M., Su’ud, Z., Monado, F. 2013. Desain Reaktor Cepat Berpendingin Gas600 MWth dengan Uranium Alam sebagaiInput Siklus Bahan Bakar.Jurnal Ilmu Dasar. Vol. 14. Hal.11-15.
Badaruddin dan Suwarjono, J. P. 2013. Studi Analisa Pembangkit Listrik TenagaAir Alternative Microhydro. Jurnal Teknik Elektro. Vol. 4. No.3. Hal.100-108.
Cameron, I. R. 1982. Nuclear Fission Reactors. Plenum Press. New York. Pp.105-119.
Chapra, C., S. Dan Canale, P., R. 1991. Metode Numerik untuk Teknik denganpenerapan pada komputer. Jakarta : Universitas Indonesia
Cinantya, D., dan Fitriyani, D. 2014. Analisis Neutronik pada reaktor cepatdengan variasi bahan bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX). Jurnal FisikaUnand. Vol. 3. No. 1. Hal. 1-7.
Drajat, R., Z. 2011. http://digilib.itb.ac.id/files/disk1/451/jbptitbpp-gdl-rizkazakia-22502-3-2011ta-2.pdf. Diakses : Rabu, 18 April 2018pukul 19:22 WIB.
Duderstadt, J. J., and Hamilton, L. J. 1976. Nuclear Reactor Analysis. John Wiley& Sons, Inc. New York. Page. 467-489 dan 498-500.
Finizio, N dan Ladas, G. 1998. Persamaan Diferensial Biasa dan PenerapanModern. Jakarta : Erlangga
Mairing dan Prihatnadi, H. 2009. Tinjauan Bahan Moderator Untuk KomponenReaktor Nuklir. Jurnal Perangkat Nuklir. Vol. 3. No. 5. Hal. 49-54.
Munir, R. 2006. Metode Numerik. Penerbit Informatika. Bandung. Hal. 1-15.
Glasstone, S., And Sesonske, A. 1897. Nuclear Reactor Engineering 4th Edition.Springer Science+Business Media Dordrecht. California. Pp. 537-557.
Harpiandi. 2004. Pemrograman Database dengan ADO Menggunakan VisualBasic 6.0. Jakarta:PT. Elex Media Komputindo
Kementrian ESDM. 2016. Statistik Ketenagalistrikan Tahun 2015 Edisi No. 29Tahun Anggaran 2016. Direktorat Jenderal KetenagalistrikanKementrian ESDM. Jakarta Selatan. Hal. 15-25
Pamungkas. 2003. Tip & Trik, Microsoft Visual Basic 10. Jakarta. PT. ElexMedia Komputindo.
Pirouzmand, A., and Nabavi, A. 2016. Simulation Reactor Dynamics EquationUsing Reconfigurable Computing. Progress in Nuclear Energy. Vol 89.Page 197-203.
Polo-Labarrios, M. A., and Espinosa-Paredes, G. 2016. Numerical Analysis ofStartup GCFR with Fractional Neutron Point Kinetic Equation. Progressin Nuclear Energy. Vol. 60. Page 38-46.
Pramuditya, S., dan Waris, A. 2005. Analisis Termal-hidrolik GCFR dengan KisiSegitiga. Prosiding Seminar Nasional Sains dan Teknik Nuklir. P3TKN-BATAN Bandung. 14-15 Juni 2005. Hal. 306-311.
Raja, A. K., Srivastava, A. P. and Dwivedi, M. 2006. Power Plant Engineering.New Delhi: New Age International Publisher. Page. 322-407 dan 331-332.
Setiyo, A., dan Munir, M. 2010. Analisis Distribusi Suhu Aksial Teras danPenentuan keff PLTN Pebble Bed Modular Reactor (PMBR) 10 MWEMenggunakan Metode MCNP 5. Berkala Fisika. Vo. 12. No. 3. Hal. 85-90.
Sharma, D. and Pandey, K. M. 2015. Thermal Hydraulics Problem in NuclearReactors : A Review. International Journal of Innovation Science,Engineering and Technology. Vol. 2 Issue 9. Page 789-796.
Skrzypek, M., and Laskowsk, R. 2015. Thermal-Hydraulic Calculations For AFuel Assembly In A European Pressurized Reactor Using The RELAP5Code. NUKLEONIKA. Vol. 60 No. 3. Pp. 537-544.
Sun, P., Zhao, H., Liao, L., Zhang, J., Su, G. 2017. Control System Design andValidation Platform Development for Small Pressurized Water Reactors(SGCFR) By Coupling an Engineering Simulation and MATLABSimulink. Annals of Nuclear Energy. Vol. 102. Page 309-316.
Suroso, dan Dibyo, S. 2010. Pemodelan Termohidrolika Sub-kanal Elemen BakarAP-1000 Menggunakan RELAP5. Urania. Vol.16. No. 4. Hal. 145-205.
Syahrul. 2008. Prospek pemanfaatan energi angin sebagai energi alternatif didaerah pedesaan. Media elektrik. Vol. 3. No. 2. Hal. 140-144.
Todreas, N. dan Mujid, S., K. 1993. Nuclear System I. United States of America :Taylor & Francis
Yulianti, Y., Su’ud, Z., dan Waris, A. 2008. Penyelesaian Persamaan DifusiMultigrup 1-Dimensi Menggunakan Metode Direct dan Aplikasinyadalam Analisis Kecelakaan Reaktor Cepat Jenis UTOP. RisalahLokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir. 6-7 Agustus2008. Hal.65-75.
Zuhair. 2012. Studi Model Teras Reaktor Generasi IV dengan Spektrum NeutronCepat dalam Perhitungan Multiplikasi Neutron. Vol. 1. No. 2(B). Hal.52-56.