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.