Siklus Neutron

Setiap Neutron Memiliki Cerita

Sebuah neutron yang lahir dari fisi berjalan melalui reaktor & akhirnya melakukan salah empat hal: ia menyebabkan fisi lain, ia diserap tanpa menyebabkan fisi, ia keluar dari reaktor, atau ia memudar (jarang: waktu paruh neutron sekitar 10 menit, terlalu lambat untuk berpengaruh dalam fisika reaktor).

Rasio neutron dalam generasi ke neutron dalam generasi sebelumnya adalah faktor kopling k.

- k < 1: subkritik: reaksi rantai mati

- k = 1: kritis: reaksi rantai bertahan sendiri pada daya konstan

- k > 1: superkritik: daya meningkat

Reaktor operasional normal berjalan dengan tepat k = 1. Reaktor sedang startup singkat memiliki k sedikit di atas 1. Shutdown berarti k diturunkan jauh di bawah 1.

Untuk memahami apa yang mengendalikan k, kita menggunakan formulanya empat faktor untuk reaktor tak henti (tanpa kehilangan):

k∞ = η × ε × p × f

Setiap faktor mewakili satu tahap dalam siklus neutron. Kita akan melalui satu per satu.

Formulanya Empat Faktor

k∞ = η × ε × p × f

η (eta), faktor reproduksi: jumlah rata-rata neutron cepat yang dihasilkan per neutron thermal yang diserap di bahan bakar. Untuk U-235, η ≈ 2.07. Untuk Pu-239, η ≈ 2.11. Ini adalah faktor imbalan, berapa banyak neutron baru yang diberikan oleh setiap fisi?

ε (epsilon), faktor fisi cepat: mengambil akun fisi cepat di U-238. Neutron cepat yang lahir dari fisi U-235 dapat menyebabkan fisi di melimpah U-238 sebelum mereka memperlambat. ε ≈ 1.03–1.07 untuk sebuah kelompok bahan bakar LWR. Ini selalu lebih besar dari 1, bonus kecil.

p: probabilitas kabur resonansi: probabilitas neutron memperlambat dari cepat ke energi thermal TANPA ditangkap oleh U-238 puncak resonansi. U-238 memiliki pengambilan neutron besar pada puncak resonansi di rentang epithermal. Dalam LWR biasa, p ≈ 0.75–0.80. Ini adalah term kehilangan terbesar.

f: faktor utilitarian thermal: bagian dari neutron thermal yang diserap di bahan bakar (bukan di moderator, bahan struktural, atau batang kontrol). f = Σ_fuel / Σ_total. Dalam LWR biasa tanpa batang kontrol yang dimasukkan, f ≈ 0.71–0.75.

Contoh: η=2.07, ε=1.04, p=0.77, f=0.73 → k∞ = 2.07 × 1.04 × 0.77 × 0.73 ≈ 1.21

Ini berarti di reaktor tak henti ini bahan bakar akan sangat kritis. Reaktor nyata adalah terbatas: kehilangan mengurangi k di bawah k∞.

Memahami Empat Faktor

Seorang operator reaktor melihat bahwa menurunkan batang kontrol mengurangi daya reaktor. Batang kontrol berasal dari bahan menyerap neutron (boron atau hafnium) yang dimasukkan ke daerah bahan bakar.

Formula Enam Faktor & Kelebihan

Reaktor Nyata Adalah Terbatas

Rumus empat faktor mengasumsikan reaktor yang tak terhingga: tidak ada neutron yang hilang. Reaktor nyata memiliki batas, & neutron di dekat permukaan dapat mengalir keluar & hilang.

Rumus enam faktor menambah dua probabilitas non-leakage:

k_eff = η × ε × p × f × P_FNL × P_TNL

- P_FNL: probabilitas non-leakage cepat: probabilitas neutron cepat tidak keluar sebelum itu mengalami pemanasan. Umumnya 0,97 pada reaktor LWR yang besar.

- P_TNL: probabilitas non-leakage thermal: probabilitas neutron thermal tidak keluar sebelum diabsorpsi. Umumnya 0,99 pada reaktor LWR yang besar.

Leakage inilah mengapa reaktor kecil lebih sulit untuk mencapai kritis. Reaktor kecil memiliki rasio permukaan ke volume yang tinggi: proporsional lebih banyak neutron mencapai batas & keluar.

Buckling geometris B² mengukur kecenderungan kelebihan. Bola memiliki rasio permukaan ke volume terendah & demikian terendah B² untuk volume tertentu: ini menjelaskan mengapa inti bom adalah sferis (maksimizing k_eff untuk massa tertentu).

Pada reaktor komersial PWR yang besar (1000 MWe), k∞ ≈ 1,2 pada awal kehidupan tanpa batang kendali, tetapi kelebihan & batang kendali membawa k_eff ke 1.000 selama operasi.

Neutron Segera vs. Neutron Terlambat

Mengapa Reaktor Bisa Dikendalikan

Ketika U-235 meledak, sebagian besar neutron muncul segera: neutron ini adalah neutron segera, yang dikeluarkan dalam 10⁻¹⁴ detik setelah ledakan. Sekitar 99,35% dari semua neutron fisi adalah segera.

Sisanya 0,65% adalah neutron terlambat, yang dikeluarkan detik hingga menit setelah ledakan oleh produk fisi tertentu saat mereka mengalami decai. Rata-rata keterlambatan adalah sekitar 13 detik, meskipun kelompok individu berkisar dari 0,2 detik hingga 55 detik.

Persentase kecil ini (β = 0,0065 untuk U-235) yang membuat reaktor dapat dikendalikan.

Kritisitas segera terjadi ketika k_eff ≥ 1 hanya pada neutron segera: tanpa membutuhkan fraksi terlambat. Skenario bencana ini. Pada kritisitas segera, periode reaktor (waktu untuk meningkatkan faktor e) turun dari menit ke milidetik. Tidak ada sistem mekanik yang dapat merespons cepat.

Kritisitas normal (k_eff = 1.000) mengandalkan neutron terlambat untuk mempertahankan reaksi rantai. Waktu generasi neutron efektif adalah ℓ_eff ≈ β/λ ≈ 0.0065/0.08 ≈ 0,08 detik: cukup lambat untuk mengatur daya mekanik batang kendali.

Syarat untuk keadaan prompt criticality adalah: k_eff ≥ 1 + β, yaitu, k_eff ≥ 1.0065 untuk U-235.

Kami menyebut hal ini ekscess reactivity ρ ≥ β: reaktor tersebut 'prompt supercritical.'

Kecelakaan SL-1 (1961) & Chernobyl RBK-1000 selama tes 1986 mencapai prompt criticality. Keduanya hancur dalam kurun waktu kurang dari satu detik.

Mengapa Neutron Terkunci Menyelamatkan Kita

Periode Reaktor dan Persamaan Inhour

Pengukuran Reactivity

Reactivity ρ berarti ρ = (k-1)/k. Pada keadaan kritis, ρ = 0. Subkritik: ρ < 0. Supercritik: ρ > 0.

Satuan dollar ($) memnormalisasi reactivity ke fraksi neutron terkunci: 1$ = β ≈ 0.0065 untuk U-235. Prompt criticality terjadi pada ρ = 1$ = β.

Satu sen = 0.01$.

Periode reaktor T adalah waktu untuk peningkatan daya sebesar faktor e (≈2.718). Penyisipan reactivity kecil yang positif memberikan periode kecil (stabil, dapat diatur). Mendekati keadaan prompt criticality, periode tersebut runtuh menuju nol (tidak stabil).

Persamaan inhour menghubungkan reactivity dengan periode reaktor. 'Inhour' berarti 'inverse hour.' Persamaan tersebut adalah:

ρ = (ℓ/T) + Σᵢ [βᵢ / (1 + λᵢT)]

Di mana βᵢ & λᵢ adalah fraksi hasil & konstanta peluruhan untuk setiap kelompok neutron terkunci (ada 6 kelompok untuk U-235), & ℓ adalah waktu hidup neutron prompt.

Untuk penyisipan reactivity kecil (ρ << β), persamaan tersebut memberikan T ≈ β/(ρ·λ̄): periode reaktor panjang & dapat diatur.

Saat ρ → β (mendekati keadaan prompt criticality), T → 0: periode tersebut runtuh, daya naik secara eksplosif.

Implikasi praktis: Sebuah startup membutuhkan reaktivitas positif. Operator memantau meter periode reaktor. Sebuah periode 30-60 detik selama startup adalah normal. Sebuah periode di bawah 10 detik menimbulkan SCRAM (penutupan darurat).

Mengapa Kita Perlu Menurunkan Kecepatan Neutron

Neutron Cepat vs. Neutron Panas

Neutron yang lahir dari fisi adalah cepat: energi kinetik sekitar 1–2 MeV. Selang fisi U-235 pada 1 MeV: sekitar 1 barn (10⁻²⁴ cm²).

Turunkan neutron ke energi panas (~0.025 eV pada suhu kamar) & selang fisi U-235 naik ke sekitar 585 barns: hampir 600 kali lebih tinggi.

Ini menjelaskan mengapa reaktor panas (LWR, CANDU, AGR) menggunakan moderator: sebuah bahan yang menurunkan neutron dari MeV ke eV tanpa menyerap terlalu banyak dari mereka.

Thermalisasi terjadi melalui tabrakan elastis. Setiap tabrakan mengalirkan sebagian energi kinetik neutron ke inti sasaran. Transfer energi maksimum per tabrakan adalah:

ΔE/E = 4A/(1+A)²

Di mana A adalah massa atom target. Untuk hidrogen (A=1): ΔE/E = 1.0, neutron dapat mentransfer SEMUA energinya dalam satu tabrakan. Untuk karbon (A=12): ΔE/E = 0.28. Untuk uranium (A=238): ΔE/E = 0.017, hampir tidak ada pelambatan.

Ini menjelaskan mengapa hidrogen (dalam air) adalah moderator yang sangat efisien: ia dapat thermalisasi sebuah neutron dalam ~18 tabrakan. Karbon (grafit) membutuhkan ~114 tabrakan. Tapi hidrogen juga menyerap neutron (lebih lanjut tentang ini di bawah).

Perbandingan Moderator: H₂O vs. D₂O vs. Grafit

Keseimbangan Moderator

Sebuah moderator harus:

1. Memiliki massa atom rendah (pemindahan energi per tabrakan yang efisien)

2. Memiliki selang absorbsi neutron rendah (jangan menyerap neutron yang Anda lambatkan)

Kedua persyaratan ini bersifat saling berlawanan untuk hidrogen biasa.

Air ringan (H₂O)

- Daya pengurangan: sangat tinggi (ξΣₛ ≈ 1.35 cm⁻¹)

- Selang absorbsi (H): 0.33 barns: signifikan

- Rasio moderasi (ξΣₛ/Σₐ) ≈ 62

- Hasil: moderator yang sangat bagus tetapi menyerap cukup neutron sehingga Anda HARUS menggunakan urania yang ditingkatkan (3–5% U-235) untuk mengimbangi. Uranium alami (0.71% U-235) tidak menyediakan cukup neutron berlebih untuk mengatasi absorbs H₂O.

Air berat (D₂O)

- Daya pengurangan: lebih rendah dari H₂O (ξΣₛ ≈ 0.18 cm⁻¹): membutuhkan lebih banyak tabrakan

- Selang absorbsi (D): 0.0005 barns: 660× lebih rendah dari H

- Rasio moderasi ≈ 5,500

- Hasil: D₂O hampir tidak menyerap neutron. Anda dapat menggunakan uranium alam (0,71% U-235). Hal ini menjelaskan mengapa reaktor CANDU menggunakan bahan bakar uranium alam.

Karbit (C)

- Daya pengurangan: sedang (ξΣₛ ≈ 0,064 cm⁻¹)

- Selekohen absorbsi (C): 0,0035 barn: rendah tetapi lebih tinggi daripada D₂O

- Rasio pengurangan ≈ 170

- Hasil: dapat menggunakan uranium alam atau sedikit yang diperkaya. Reaktor RBMK, Magnox, & AGR menggunakan karbit. Reaktor Chernobyl menggunakan karbit sebagai moderator.

Natrium (Na): tidak sebagai moderator thermal

- Reaktor natrium pendingin yang cepat secara sengaja menghindari thermal neutron. Neutron cepat digunakan secara langsung. Tidak perlu atau tidak diinginkan moderator. Spektrum cepat memungkinkan penggandaan bahan bakar fisiil baru (Pu-239 dari U-238).

Kelebihan CANDU

Reaktor Cepat: Tidak Perlu Moderator

Mengapa Reaktor Cepat Pendingin Natrium Melewati Moderator

Reaktor cepat (SFR, LFR pendingin timah) secara sengaja mempertahankan spektrum neutron cepat. Pendingin (natrium cair atau timah) memiliki massa atom tinggi & selekohen tabrakan rendah: tidak mengalami thermal neutron.

Mengapa beroperasi cepat? Dua alasan:

1. Penggandaan: Neutron cepat dapat mengkonversi U-238 yang subur menjadi fisiil Pu-239 lebih efisien dibanding reaktor thermal. Rasio penggandaan (atom fisiil baru yang dibuat per atom fisiil yang dikonsumsi) dapat melebihi 1,0 dalam reaktor cepat, reaktor pengganda menciptakan lebih banyak bahan bakar daripada yang dibakar. U-238 adalah 99,3% dari uranium alam, sumber bahan bakar yang hampir tidak terbatas jika kita bisa menggandakannya.

2. Transformasi: Neutron cepat dapat memisahkan aktinida yang hidup lama (Am-241, Np-237, Cm-244) yang merupakan ancaman radiasi jangka panjang pada bahan bakar nuklir yang tersisa. Pembakaran ini mengurangi waktu hidup limbah tingkat tinggi dari >100.000 tahun menjadi ~1.000 tahun.

Perbandingan: natrium adalah reaktif kimia dengan air & udara (api natrium), spektrum cepat berarti titik pembelahan yang lebih kecil (kurang efisien per neutron), & teknik ini lebih kompleks.

Dari Tambang ke Assemblage Bahan Bakar

Bagian Depan dari Siklus Bahan Bakar

1. Penambangan: Bijih uranium biasanya mengandung 0,1–0,5% uranium berat. Penambangan terbuka atau bawah tanah, atau pengelembaan di tempat (ISL) di mana larutan mengencerkan uranium di bawah tanah.

2. Penggilingan: Bijih dihancurkan & diolah secara kimia untuk menghasilkan kuningka (U₃O₈): sekitar 85% uranium oleh massa. Eksternal mill adalah sedikit radioaktif & memerlukan penanganan sisa yang hati-hati.

3. Konversi: Kuningka diubah menjadi heksafluorida uranium (UF₆): sebuah gas pada suhu yang agak ringan. UF₆ adalah fluida kerja untuk pengkayaan. Reaksi: U₃O₈ + HF → UF₄ → UF₆.

4. Pengkayaan: Uranium alami adalah 99,3% U-238 & 0,71% U-235. Banyak reaktor membutuhkan 3–5% U-235. Dua proses komersial:

Diffusi gas: Gas UF₆ di pompa melalui ribuan barrier poros. U-235 sedikit lebih ringan dari U-238, jadi ²³⁵UF₆ mengalir 1,004× lebih cepat dari ²³⁸UF₆ per tahap. Ini membutuhkan ratusan tahap dalam rantai & energi listrik yang luar biasa (2.400 kWh per SWU). Sekarang hampir tidak digunakan.

Sentrifugasi gas: UF₆ diputar pada 50.000–70.000 RPM. Lebih berat ²³⁸UF₆ berkonsentrasi di dinding luar; lebih ringan ²³⁵UF₆ di pusat. Faktor pemisahan ~1,3 per tahap (vs 1,004 untuk difusi). Menggunakan ~50× listrik yang lebih sedikit. Standar modern.

Pengkayaan dinyatakan dalam satuan kerja pemisahan (SWU). Untuk menghasilkan 1 kg uranium yang kaya 5% dari uranium alami membutuhkan sekitar 8 SWU.

5. Pembuatan bahan bakar: UF₆ yang kaya diconversi menjadi oksida uranium (UO₂) bubuk, ditekan menjadi peluru keramik (~1 cm diameter, 1 cm tinggi), dipanggang pada 1700°C, disusun menjadi tabung alloy zirkonium (Zircaloy), ditutup: ini adalah batang bahan bakar. Batang-batang ini diatur menjadi assemblage bahan bakar (misalnya, 17x17 = 289 batang untuk assemblage PWR). Sebuah reaktor PWR 1000 MWe biasanya memiliki ~193 assemblage bahan bakar, total ~80 ton uranium.

Tingkat kaya & aplikasi:

- Alami (0,71%): CANDU, Magnox

- Uranium yang dikaya rendah (LEU, <20%): tenaga listrik komersial, 3–5% untuk LWR

- Uranium yang sangat kaya (HEU, ≥20%): reaktor kapal (≥90%), reaktor penelitian

- Grade senjata: ≥90% U-235

Sentrifugasi vs. Diffusi

Bahan Bakar Sisa dan Reprocessing

Bagian Belakang Siklus Bahan Bakar

Setelah 3-4 tahun di reaktor, bahan bakar sisa adalah fisikanya panas, intensif radioaktif, dan masih mengandung bahan fissile yang signifikan:

- ~94% U-238 (didepletasi U-235)

- ~1% U-235 (masih fissile)

- ~1% Pu-239, Pu-240, Pu-241 (dibuat oleh penangkapan neutron pada U-238)

- ~4% produk fisi (Cs-137, Sr-90, I-131, dan ~200 lainnya)

- <0.1% minor aktinida (Am, Np, Cm)

Siklus sekali pakai: Kebijakan AS: bahan bakar sisa disimpan di kolam bahan bakar sisa basah (air shield radiation & removes decay heat) selama 5-10 tahun, kemudian diangkut ke penyimpanan kemasan kering. Tidak ada reprocessing. Limbah tingkat tinggi (HLW) direncanakan untuk pengecekan geologis permanen (Yucca Mountain, saat ini tertunda).

PUREX reprocessing (Prancis, Inggris, Jepang, Rusia): Bahan bakar sisa dicampur dalam asam nitrat. Ekstraksi pelarut (tributyl fosfat dalam kerosin) secara selektif mengambil uranium dan plutonium, meninggalkan produk fisi di belakang. Uranium yang diperoleh (uranium yang diperoleh kembali, RepU) dapat di-enrich. Plutonium dicampur dengan uranium yang didepletasi untuk membuat bahan bakar MOX (campuran oksida, ~5-7% PuO2). MOX memperpanjang sumber daya bahan bakar 10-20%.

Plutonium grade senjata vs. reactor-grade:

Uranium alam di reaktor menghasilkan Pu-239. Jika dibiarkan cukup lama di dalam reaktor, penangkapan neutron pada Pu-239 menghasilkan Pu-240. Plutonium reaktor (biasanya >18% Pu-240) tidak dapat digunakan untuk senjata karena Pu-240 memiliki tingkat fisi spontan yang tinggi: itu menyebabkan pre-detonasi (fizzle) pada desain jenis senjata api. Plutonium yang diperlukan untuk senjata membutuhkan waktu iradiasi pendek (<3 bulan) untuk membatasi pembentukan Pu-240. Reaktor tenaga listrik komersial (siklus bahan bakar panjang 18+ bulan) menghasilkan plutonium tidak dapat digunakan untuk senjata, yaitu plutonium reaktor. Ini adalah penghalang proliferasi sengaja dalam siklus bahan bakar sekali melalui.

Nilai Roda Perbedaan dan Integral

Berapa Sebuah Roda Layaknya?

Nilai roda adalah perubahan reaktivitas yang disebabkan oleh penggeseran roda kontrol. Ini tidak konstan: tergantung di mana roda ditempatkan relatif terhadap distribusi neutron flux.

Nilai roda perbedaan (Δρ/Δx): perubahan reaktivitas per satuan penggeseran roda pada posisi tertentu. Ini mencapai puncak di mana neutron flux tertinggi: di tengah-tengah inti. Ini rendah di bagian atas & bawah (daerah rendah flux).

Nilai roda integral: total perubahan reaktivitas dari sepenuhnya ditarik ke kedalaman penggeseran yang diberikan. Ini membentuk huruf S: perubahan lambat di atas (rendah flux), perubahan cepat melalui tengah (peak flux), perubahan lambat di bawah.

Kecelakaan ejection roda: Jika sebuah roda kontrol tiba-tiba dikeluarkan dari inti (misalnya, oleh kegagalan mekanisme penggerak roda), terjadi penambahan reaktivitas positif yang besar dalam milidetik. Besarnya tergantung pada nilai roda (pcm hingga beberapa dolar tergantung posisi roda). Jika nilai roda yang dikeluarkan melebihi ambang batas prompt criticality (1$), terjadi prompt criticality excursion.

Penyumbatan roda / interaksi roda-roda: Menggeser satu roda mengurangi flux lokal, yang mengurangi nilai roda yang dekat. Operator harus mempertimbangkan interaksi ini saat merencanakan pola roda.

Bahan roda kontrol: Boron-10 (σₐ = 3,840 barn pada 0,025 eV), hafnium (σₐ = 102 barn, moderat tetapi menguap perlahan, disukai untuk roda panjang), alloy perak-indium-kadmium (digunakan dalam PWR, Ag memberikan respons cepat, In & Cd mempertahankan nilai saat mereka terbakar).

Pemakaian Xe-135: Pembunuh Tak Terlihat

Xe-135: Absorber Neutron Terkuat yang Dikenal

Xenon-135 memiliki sebaran penangkapan neutron termal sebesar 2,6 juta barn: yang paling besar dari segala nuklida. Bandingkan, U-235 cross-section fisi adalah 585 barn. Xe-135 lebih absorptif per atom ~4,400×.

Produksi: Xe-135 berasal secara primer dari peluruhan I-135 (iodin), yang dihasilkan langsung dari fisi. Hanya ~0,3% Xe-135 yang berasal langsung dari fisi; ~95% berasal melalui rantai peluruhan:

Te-135 → I-135 (setengah waktu 6,6 jam) → Xe-135 (setengah waktu 9,2 jam) → Cs-135

Penghapusan: Xe-135 dihapus oleh dua proses: (1) peluruhan radioaktif (setengah waktu 9,2 jam), & (2) absorbsi neutron (dibakar oleh fluence neutron). Pada operasi dengan daya tinggi, absorbsi neutron adalah mekanisme penghapusan yang dominan.

Lubang iodin (transien xenon):

Pada operasi steady-state, produksi & penghapusan Xe-135 seimbang (xenon sebanding ≈ -2.500 pcm dalam reaktor listrik tenaga nuklir (PWR) yang tipikal).

Ketika sebuah reaktor ditutup, absorbsi neutron Xe-135 berhenti. Namun, I-135 terus mempeluruhi menjadi Xe-135 baru selama beberapa jam. Konsentrasi Xe-135 Meningkat selama 6-8 jam setelah shutdown: lubang iodin.

Ini bisa membuat reaktor sementara tidak mungkin dihidupkan kembali (overide xenon tidak mungkin) jika tidak ada kelebihan eksitasi yang cukup.

Koneksi Chernobyl: Pada 26 April 1986, uji coba Unit 4 Chernobyl ditunda sekitar 9 jam karena permintaan jaringan. Selama waktu ini, xenon meningkat. Untuk melanjutkan uji coba, operator harus menarik sebagian besar batang kontrol untuk mengatasi racun xenon. Ini meninggalkan reaktor dengan hampir tidak ada margin shutdown: kondisi kritis untuk kecelakaan.

Mengapa Xenon Menjadi Berbahaya untuk Reaktor Setelah Shutdown

Pembuangan Samarium

Sm-149: Racun Jangka Panjang

Samarium-149 adalah racun reaktor yang kedua paling penting. Ia memiliki sebaran absorbsi termal sebesar ~41.000 barn.

Rantai produksi: Nd-149 → Pm-149 (setengah waktu 53 jam) → Sm-149 (stabil)

Berbeda dengan xenon, Sm-149 stabil: tidak mengalami degradasi. Hanya dapat dihilangkan melalui absorbsi neutron. Pada power steady-state, Sm-149 mencapai konsentrasi keseimbangan yang mewakili sekitar -700 pcm reaktivitas.

Pada shutdown: pembakaran neutron berhenti, tetapi Pm-149 terus mengalami degradasi menjadi Sm-149. Karena Sm-149 stabil, hal ini menumpuk selama ~100 jam pasca-shutdown: menambahkan sekitar -600 pcm reaktivitas negatif lebih lanjut.

Pada restart: fluks neutron membakar Sm-149 berlebih. Racun samarium lebih ringan daripada xenon (tidak ada lubang iodine yang setara) tetapi harus diperhitungkan dalam manajemen reaktivitas jangka panjang.

Kombinasi xenon & samarium mewakili sekitar -3,000 hingga -3,500 pcm beban reaktivitas pada puncak shutdown: ini harus ditekan melalui pengunduhan stick kontrol atau shim kimia (asam borat pada PWR) saat memulai kembali.

Apa Itu Koefisien Reactivity?

Perbedaan Antara Reaktor Aman dan Tidak Aman

Koefisien reaktivitas adalah perubahan reaktivitas per satuan perubahan parameter fisik (suhu, fraksi hampa, power).

Koefisien negatif: saat power meningkat, reaktivitas menurun: reaktor aman secara intrinsik. Desain aman secara inheren.

Koefisien positif: saat power meningkat, reaktivitas meningkat: reaktor memperkuat gangguan. Desain potensial tidak stabil.

Tanda koefisien reaktivitas menentukan apakah sebuah reaktor aman secara inheren atau memerlukan intervensi aktif untuk mencegah kejadian berlebih. Ini adalah parameter keamanan terpenting dalam desain reaktor.

Pengembangan Doppler: Mekanisme Keamanan Terpenting

Koefisien Doppler Reactivity

Pengembangan Doppler adalah efek mekanika kuantum: saat suhu bahan bakar naik, gerakan termal inti U-238 memperlebar puncak resonansi absorbasi neutron.

Dalam rentang energi epithermal (1 eV hingga 10 keV), U-238 memiliki puncak resonansi absorbasi yang luar biasa besar. Pada suhu rendah, puncak-puncak ini sempit: sebuah neutron harus memiliki energi sangat tepat untuk diserap. Saat suhu naik, puncak yang diperlebar menyerap neutron dari rentang energi yang lebih luas.

Pengaruh p (probabilitas lolos resonansi): saat suhu bahan bakar naik → puncak resonansi U-238 memperlebar → lebih banyak neutron diserap selama thermalization → p menurun → k menurun → power menurun.

Koefisien Doppler (α_D) biasanya -1 hingga -3 pcm/°C untuk bahan bakar U-235/U-238. Ini sangat negatif.

Mengapa ini adalah mekanisme keamanan utama: Ini bertindak secara instan (perubahan suhu terjadi dengan kecepatan aliran panas: milidetik hingga detik). Ini selalu ada asalkan ada U-238 dalam bahan bakar. Ini tidak tergantung pada sistem aktif atau tindakan operator. Ini tidak bisa gagal.

Dalam setiap eksitasi reaktivitas (naik kekuatan tiba-tiba), efek Doppler langsung beraksi & memberikan umpan balik negatif sebelum sistem mekanik dapat merespons. Ini menjelaskan mengapa bahan bakar LWR modern (dengan 95%+ U-238 dalam matriks bahan bakar) secara inheren memiliki batas diri sendiri.

Catatan senjata: Logam U-235 murni atau Pu-239 hampir tidak memiliki umpan balik Doppler. Ini adalah satu alasan mengapa senjata menggunakan bahan yang kaya: mekanisme keamanan Doppler yang membuat reaktor keamanan aman juga akan batasi hasil ledakan.

Koefisien Kosong: Yang Membedakan LWR dari RBMK

Koefisien Kosong & Fisika Chernobyl

Koefisien kosong (α_v) adalah perubahan reaktivitas per unit perubahan fraksi kosong (fraksi pendingin yang telah mendidih menjadi uap busa).

Dalam Reaktor Air Ringan (PWR atau BWR):

Air berfungsi sebagai PENYALUR DAN MODERATOR. Jika air mendidih (kosong terbentuk), moderasi berkurang. Moderasi kurang → neutron panas lebih sedikit → lebih sedikit fisi → daya menurun. Selain itu, air menyerap beberapa neutron: lebih sedikit air berarti lebih sedikit absorbs parasit, yang sedikit positif, tetapi kerugian moderasi mendominasi.

Hasil: koefisien kosong negatif dalam LWR (biasanya -100 hingga -200 pcm/% kosong). Kehilangan pendingin mengurangi daya secara otomatis.

Dalam RBMK-1000 (reaktor Chernobyl):

RBMK menggunakan grafit sebagai moderator & air hanya sebagai pendingin. Jika air mendidih:

- Moderasi TETAP (moderator grafit tidak berubah)

- Absorpsi neutron dalam air MENURUNN (kurang absorbs parasit)

- Efek net: koefisien kosong positif pada daya rendah

- Sejalan dengan naiknya daya, air lebih banyak mendidih, koefisien kosong positif menambah reaktivitas, yang meningkatkan daya lebih lanjut: sebuah pola balik positif.

Magnitudo koefisien kosong positif di RBMK: Pada daya rendah dengan sedikit rod kontrol disisihkan, α_v ≈ +4 hingga +5 pcm/% kosong. Ini diketahui oleh desainer Soviet tetapi disembunyikan dari operator reaktor.

26 April 1986: Chernobyl Unit 4 sedang beroperasi dengan tenaga rendah (~200 MWt, dibanding nominal 3.200 MWt) dengan sebagian besar batang pengontrol ditarik keluar untuk mengatasi racun xenon. Dalam konfigurasi ini: koefisien hampa maksimum positif, nilai batang pengontrol minimal, daya xenon-ditekan. Ketika urutan uji menyebabkan peningkatan daya reaktor, pembakaran meningkat, koefisien hampa menambah reaktivitas, daya naik lebih cepat, lebih banyak pembakaran: umpan balik positif tidak stabil. Reaktor mencapai kritis segera & menghancurkan diri dalam ~3 detik.

Mengapa RBMK Beroperasi Tidak Stabil pada Tenaga Rendah

Koefisien Suhu Moderator dan Koefisien Daya

Kriteria Kunci Lainnya

Koefisien suhu moderator (MTC): perubahan reaktivitas per derajat perubahan suhu moderator. Dalam PWR: ketika suhu air naik, kepadatannya menurun → lebih sedikit moderator per satuan volume → kurang thermalisasi → lebih sedikit neutron panas → k menurun. MTC negatif dalam LWR (biasanya -20 hingga -80 pcm/°C). Ini adalah spesifikasi keamanan yang diperlukan: peraturan NRC Amerika Serikat meminta MTC ≤ 0 pada semua waktu.

Koefisien suhu bahan bakar (FTC): ditenagai terutama oleh pembesaran Doppler (dibahas di atas). Selalu sangat negatif dalam bahan bakar LWR.

Koefisien daya: umpan balik reaktivitas total dari semua sumber per unit perubahan daya. Dalam LWR yang baik: sangat negatif. Daya naik → suhu bahan bakar naik (umpan balik Doppler) → moderator panas dan mengembangkan ruang hampa (MTC & umpan balik hampa) → reaktivitas menurun → daya stabil.

Efek kombinasi: reaktor LWR dirancang secara inheren untuk mengatur diri sendiri. Seorang operator yang tidak melakukan apa-apa akan menemukan reaktor menetap pada level daya di mana umpan balik membuat k = 1.000. Ini tidak terjadi secara kebetulan: ini adalah persyaratan desain sengaja.

Sebuah reaktor dengan koefisien negatif semua akan tidak pernah mencapai kritis prompt dari peristiwa balik panas. Kritisitas prompt dalam LWR membutuhkan penginsertan reaktivitas positif eksternal yang lebih besar dari ambang batas kritisitas prompt (> β ≈ 0.0065). Dalam praktiknya, ini berarti pengeluaran batang kontrol atau pengenceran boron cepat: kedua hal ini dianalisis secara eksplisit dalam basis desain.

Pengeluaran Panas: Dari Bahan Bakar ke Kalorifel

Menjaga Bahan Bakar Dingin

Fisi menghasilkan panas utamanya sebagai energi kinetik fragmen fisi (~83%) & sinar gamma prompt (~3%), yang hampir seluruhnya disimpan dalam inti butiran bahan bakar. Penguraian beta dari produk fisi (~4%) & decay sinar gamma (~4%) menambah panas secara berkala: ini adalah panas decay, yang terus setelah shutdown.

Panas decay mengikuti aturan sekitar-12: 1 menit setelah shutdown, panas decay ≈ 1% dari daya operasional. Setelah 1 jam: ~0,4%. Setelah 1 hari: ~0,2%. Setelah 1 minggu: ~0,07%. Panas decay dari reaktor 3.000 MWt 1 menit setelah shutdown adalah ~30 MWt: cukup untuk melelehkan inti jika pendinginan hilang. Ini menjelaskan mengapa sistem pendinginan inti darurat (ECCS) sangat kritis.

Rute aliran panas: Butiran bahan bakar → pelapis tabung bahan bakar (Zircaloy) → air pendingin → generator uap (PWR) atau langsung ke uap (BWR)

Profil suhu: Suhu pusat bahan bakar dalam PWR mencapai ~900-1,200°C pada daya penuh. Permukaan cladding Zircaloy: ~300-350°C. Bulk air pendingin: ~290-325°C. Gradien curam dari inti butiran ke pendingin berarti peningkatan kecil daya menyebabkan peningkatan suhu bahan bakar yang besar: & feedback Doppler yang besar.

Kunci batas termal: Suhu inti bahan bakar harus tetap di bawah titik lebur UO₂ (~2,865°C). Suhu cladding harus tetap di bawah ambang batas oksidasi Zircaloy (~1,200°C), di atasnya zirkonium bereaksi eksoterm dengan uap air: Zr + 2H₂O → ZrO₂ + 2H₂. Reaksi ini menghasilkan hidrogen yang meledak di Unit 1, 3, & 4 Fukushima.

Keluaran dari Pembubaran Nukleat (DNB)

Batas Aliran Panas Kritis

Dalam PWR, pendingin tetap cair pada tekanan ~155 bar (titik didih ~345°C). Terbentuknya gelembung uap kecil pada permukaan cladding & diangkut oleh aliran, pembubaran nukleat, yang sebenarnya adalah pengaliran panas yang bagus.

Jika fluks panas lokal melebihi nilai kritis (fluks panas kritis, CHF), busa-busa tersebut menumpuk menjadi lapisan uap terus menerus di sekitar batang bahan bakar. Lapisan uap ini adalah isolator. Fluks panas dari bahan bakar tidak dapat dihilangkan oleh uap: suhu pelat meledak dengan cepat. Ini adalah keluaran dari pembakaran nuklir (DNB) atau kelampaahan fluks panas kritis.

Konsekuensi DNB: Tanpa restorasi aliran cepat, suhu pelat meningkat menuju 1,200°C di mana oksidasi Zircaloy dimulai, kemudian menuju meleleh (~1,850°C). Partikel bahan bakar terpisah, produk fisi dilepaskan ke pendingin.

MDNBR (rasio minimum DNB): Perbandingan antara fluks panas kritis lokal dan fluks panas aktual, dihitung di lokasi yang paling terbatas di dalam inti. Batas keamanan MDNBR ≥ 1,3 dipertahankan selama ini (1,3× margin ke DNB). Batas ini mengendalikan kondisi daya dan aliran reaktor maksimum.

Aliran dua fase: Dalam BWR, pembakaran massal sengaja: inti beroperasi dalam aliran dua fase (air + uap). Batasan yang setara dalam BWR adalah rasio daya kritis (CPR) atau rasio daya kritis minimum (MCPR) ≥ 1,2.

Profil suhu inti: Fluks panas axial mengikuti profil neutron axial (sekitar cosinus dipotong di inti segar). Puncak flux (& risiko DNB tertinggi) adalah di midplane inti. Puncak radial adalah di assembly pusat. Faktor saluran panas (Fq atau F∆H) mengukur seberapa tinggi daya lokal puncak dibanding rata-rata inti: biasanya 2,5-3,0 dalam PWR.

Mengapa DNB Menetapkan Batas Keamanan Kritis

PWR dan BWR: Desain Dominan

Reaktor Air Ringan

Reaktor air laut (LWR) mencakup ~85% dari kapasitas nuklir komersial dunia.

Reaktor Air Laut Tekan (PWR)

- Loop primer: air pada ~155 bar (15,5 MPa), ~290-325°C: ditekan di atas titik didih, tetap cair

- Penukar panas: penghasil uap mentransfer panas dari loop primer ke loop sekunder

- Loop sekunder: air pada ~60 bar, menghasilkan uap pada ~280°C untuk menggerakkan turbin

- Kelebihan: air radioaktif primer tidak pernah mengontak turbin. Perawatan lebih mudah.

- Daya: 900-1.700 MWe per unit. Efisiensi termal ~33%.

- Contoh: Westinghouse AP1000, Prancis EPR, Rusia VVER

Reaktor Air Laut Didih (BWR)

- Siklus langsung: air didih DI DALAM tabung reaktor pada ~75 bar (~290°C). Uap pergi langsung ke turbin.

- Tidak diperlukan penghasil uap: lebih sederhana, persyaratan tekanan tabung lebih rendah

- Turbin sedikit radioaktif (gas fisi terbungkus dalam uap): membutuhkan pelindung & perawatan jarak jauh

- Kontrol daya dengan laju aliran kembali (aliran lebih banyak → lebih sedikit void → lebih banyak pengurangan → daya lebih tinggi) di tambah dengan batang kontrol

- Keselamatan pasif: tekanan lebih rendah berarti lebih sedikit energi yang disimpan, desain ECCS lebih sederhana

- Efisiensi termal ~33%, sama dengan PWR

- Contoh: GE BWR/6, ABWR, ESBWR

VVER (Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reaktor): Desain PWR Rusia/Soviet. Penghasil uap horizontal vs. vertical pada PWR Barat. Geometri kerangka bahan bakar heksagonal vs. persegi. VVER modern (VVER-1200) memenuhi standar keamanan Barat.

CANDU dan RBMK: Desain Tabung Tekanan

Alternatif dari Tabung Tekanan

CANDU (Canada Deuterium Uranium)

- Tabung tekanan horizontal yang mengandung bahan bakar & pendingin (D₂O pada tekanan tinggi), diapit oleh moderator D₂O pada tekanan rendah di dalam tabung kalandria

- Penyusunan online: bahan bakar diganti saat reaktor beroperasi dengan daya penuh, tanpa shutdown. Setiap tabung tekanan diakses individu oleh mesin pengisian bahan bakar. Ini memungkinkan 100% kapasitas faktor tanpa outages pengeboran (PWR harus mati turun ~18 bulan untuk pengeboran)

- Bahan bakar uranium alam (UO₂): tidak diperlukan pengayaan. Neutron CANDU memungkinkannya.

- Juga menerima bahan bakar MOX, bahan bakar torium, & bahan bakar sisa LWR (recycling)

- Semua koefisien reaktivitas negatif: stabil secara intrinsik

- Contoh: CANDU-6 (700 MWe), ACR-1000 (desain maju dengan pendingin air ringan)

RBMK-1000 (Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalnyy: High-Power Channel Reactor)

- Desain Soviet: moderator grafit, pendingin air ringan di tabung tekanan vertical

- Besar (1.000-1.500 MWe), uranium yang sedikit dikayaan, refueling online

- Flaw fisika fatal: koefisien hampa positif pada daya rendah dengan batang ditarik keluar (dibahas secara rinci dalam bagian koefisien reaktivitas)

- Flaw desain tambahan: efek ujung grafit, batang kendali memiliki ujung grafit. Menarik batang dari posisi ditarik pertama MENGGANTIKAN air dari bagian bawah inti (menghapus absorbsi parasit) sebelum bagian absorbsor masuk zona aktif. Menggunakan batang untuk SCRAM pada awalnya menambah pulsa reaktivitas positif singkat, yang berlawanan dengan efek yang diinginkan.

- Kedua kerugian ini bersama-sama menyebabkan bencana Chernobyl.

- Semua pabrik RBMK yang selamat telah diubah untuk mengurangi koefisien hampa positif & merancang ulang batang. Mereka tetap menjadi desain Soviet yang unik tanpa persamaan Barat.

Konsep Reaktor Generasi IV

Jauh dari Fleet Sekarang

Generasi IV International Forum (GIF) mengidentifikasi enam konsep reaktor untuk pengembangan yang mengincar penyaluran tahun 2030+:

Reaktor Larutan Molten (MSR): bahan bakar terlarut dalam larutan molten fluoride (LiF-BeF₂ atau NaF-ZrF₄). Tidak ada bahan bakar padat, tidak ada pelapis bahan bakar untuk meleleh. Bekerja pada tekanan atmosfer (~650°C). Dapat menghasilkan thorium.

Reaktor Larutan Fluoride Thorium (LFTR): desain MSR khusus menggunakan siklus breeding Th-232/U-233. Thorium adalah ~3× lebih melimpah dari uranium. U-233 yang dihasilkan dari Th-232 (Th + n → Pa-233 → U-233). LFTR menghasilkan sedikit limbah aktinida yang lama. Komunitas penganut sangat antusias; tantangan teknik (korosi pada suhu tinggi, kontrol kimia garam) tetap signifikan.

Reaktor Cepat yang Dikendalikan Dengan Sodium (SFR): pendingin sodium cair, spektrum neutron cepat, potensial untuk breeding atau transmutasi aktinida. Tantangan: sodium bereaksi dengan air dan udara (membutuhkan atmosfer inert). Contoh yang ada: BN-800 (Rusia), Superphénix (Prancis, ditiadakan), Monju (Jepang, ditutup setelah kecelakaan). EBR-II (AS) menunjukkan keamanan pasif pada 1986 dengan kehilangan aliran yang disengaja, reaktor secara aman mati sendiri tanpa SCRAM.

Reaktor Cepat yang Dikendalikan Dengan Timbal (LFR): timbal atau timbal-bismut sebagai pendingin. Timbal tidak bereaksi dengan air atau udara (beda dengan sodium). Titik didih tinggi (1.740°C), tidak perlu tekanan. Pendinginan aliran natural mungkin mungkin. Tantangan: timbal sangat berat dan korosif terhadap baja pada suhu tinggi. Reaktor submarine Rusia menggunakan pendingin Pb-Bi.

Reaktor Air Water Kritis (SCWR): air yang di atas titik kritisnya (374°C, 221 bar), fase tunggal, entalpi sangat tinggi. Efisiensi termal potensial ~44% dibanding ~33% untuk reaktor LWR saat ini. Kombinasi sederhana BWR dengan efisiensi tinggi. Tantangan material signifikan pada kondisi superkritis.

Reaktor Temperatur Tinggi Sangat Tinggi (VHTR): dijalankan oleh helium, moderasi grafit, suhu outlet 700–950°C. Memungkinkan produksi hidrogen melalui siklus termokimia. Partikel bahan bakar TRISO (keramik lapisan bola mikro) menahan produk fisi bahkan tanpa pendinginan aktif. Contoh: HTR-PM (Tiongkok, operasional 2023).

Memilih Tipe Reaktor

Rankine Cycle

Mengkonversi Panas ke Kerja

Pabrik nuklir adalah pabrik uap. Teorema efisiensi Carnot menentukan batas atas:

η_Carnot = 1 - T_cold/T_hot (suhu dalam Kelvin)

Kondisi uap PWR: T_hot ≈ 280–290°C (553–563 K), T_cold ≈ 30–40°C (303–313 K)

η_Carnot = 1 - 308/558 ≈ 0.45 (45%)

Efisiensi termal sebenarnya ≈ 33%: kesenjangan ini adalah irreversibilitas dalam siklus nyata (kerugian turbin, kerja pompa, perbedaan suhu transfer panas, kelembapan dalam uap).

Siklus Rankine tahap:

1. Pompa pakan: cairan air yang tidak menguap dinaikkan tekanannya ke boiler (kecil kerja input)

2. Pembangun uap / boiler: panas dari reaktor mengubah air menjadi uap (besar input panas)

3. Turbine tekanan tinggi (HP): uap mengembang, memutar poros turbin, kehilangan tekanan & suhu

4. Pemisah kelembapan / pemanas ulang: uap basah kering & dihangatkan antara tahap turbin

5. Turbine tekanan rendah (LP): uap mengembang lebih lanjut hingga tekanan kondensat

6. Kondensor: uap dikondensasi kembali menjadi cairan dengan mengalirkan air pendingin (sungai, laut, kolam pendingin)

7. Pompa air bahan bakar: uap yang diambil dari turbin digunakan untuk memanaskan air bahan bakar (regenerasi: meningkatkan efisiensi siklus dengan mengurangi input panas boiler & pengeluaran panas kondensor)

Mengapa nuklir berjalan ~33% vs. batu bara/CCGT pada 40-43%: Uap nuklir jauh lebih rendah suhu & tekanannya dibandingkan pabrik batu bara modern. Pabrik batu bara dapat mencapai uap 600°C (supercritical); PWR terbatas pada ~280°C oleh batasan penekan dan batasan suhu bahan bakar. Uap lebih rendah → batas Carnot lebih rendah → efisiensi yang dapat dicapai lebih rendah.

Mengapa nuklir berjalan baseload: Biaya bahan bakar hampir seluruhnya di depan (enrichment + fabrikasi). Biaya operasional variabel (biaya bahan bakar per MWh) sangat rendah (~$7/MWh vs ~$30/MWh untuk gas). Biaya modal sangat tinggi. Ini memberikan biaya operasional marginal terendah untuk generator siap sambung: ekonomis untuk beroperasi pada 100% output secara terus-menerus. Nuklir biasanya dijadwalkan pertama dalam urutan prioritas.

Efisiensi Nuklir vs. Gas Turbin Gabungan

Persamaan Kinetik Titik

Bagaimana Daya Berubah dalam Waktu

Persamaan kinetik titik menggambarkan perilaku waktu-dependent populasi neutron (& oleh karena itu daya reaktor) sebagai fungsi dari reaktivitas:

dN/dt = [(ρ - β)/ℓ]·N + Σᵢ λᵢ·Cᵢ + S

dCᵢ/dt = (βᵢ/ℓ)·N - λᵢ·Cᵢ

Dimana N = populasi neutron, ϱ = reaktivitas, β = fraksi neutron keterlambatan total, δ = waktu hidup neutron prompt, Cí = konsentrasi neutron keterlambatan tertunda untuk grup i, λí = konstanta peluruhan untuk grup i, S = sumber neutron eksternal.

Untuk inserti reaktivitas kecil ( ϱ << β ), solusi memberikan periode stabil:

T ≈ β / (ϱ †2λ̃)

Dimana λ̃ adalah konstanta peluruhan efektif untuk neutron keterlambatan (~ 0,08 s⁻¹). Untuk ϱ = 0,01$ = 0,0001 (1 senti):

T ≈ 0,0065 / (0,0001 †0,08) ≈ 813 detik: sangat stabil.

Untuk ϱ = 0,50$ = 0,00325:

T ≈ 0,0065 / (0,00325 †0,08) ≈ 25 detik: masih dapat dikendalikan.

Aproximasi loncat prompt: Untuk inserti reaktivitas tiba-tiba, populasi neutron langsung loncat ke tingkat baru (pada skala waktu prompt sekitar ~ 10 µs) sebelum dinamika neutron keterlambatan yang lebih lambat mengambil alih. Faktor loncat prompt adalah 1/(1-ϱ/β). Untuk ϱ = 0,50$, kelebihan daya loncat oleh faktor 1/(1-0,5) = 2 secara instan, kemudian meningkat pada periode 25 detik. Hal ini menjelaskan mengapa bahkan inserti reaktivitas kecil menyebabkan tanggapan daya yang segera terlihat.

Uji Mulai Reaktor dan Rod Drop

Mendekati Kritis

Prosedur mulai: Reaktor dimulai di bawah kritis. Rod kontrol ditarik perlahan. Saat rod ditarik, k mendekati 1.000 dari bawah.

Plot 1/M (multiplikasi subkritis): Sebelum kritis, laju hitungan neutron dari sumber mulai diawasi. Dalam reaktor subkritis dengan sumber eksternal S & multiplikasi M = 1/(1-k):

Laju hitungan ∖ M = 1/(1-k)

Menggunakan 1/(laju hitungan) vs. posisi rod memberikan kurva yang mengambang ke nol pada kritisitas. Operator mengplot 1/M selama pendekatan ke kritisitas & mengambang untuk memprediksi posisi rod kritis. Jika 1/M menurun lebih cepat dari yang diharapkan, kritisitas lebih dekat dari yang diprediksi: operator harus perlahan.

Uji jatuh rod: Rod kontrol ditebalkan ke dalam inti dari posisi yang diketahui. Inserti negatif reaktivitas tiba-tiba menyebabkan penurunan eksponensial daya. Dengan mengukur laju penurunan, nilai rod dapat dihitung.

Awal penurunan mengikuti: P(t) = Pµ•exp(-t/T_negatif)

Dimana T_negatif tergantung pada nilai rod. Nilai lebih = penurunan lebih cepat.

Meter periode balik: Ruang kontrol menampilkan periode reaktor (positif = meningkatnya daya, negatif = menurunnya daya). Selama mulai normal, periode dipegang pada 30-60 detik. Alarm menyalakan jika periode jatuh di bawah 20 detik. SCRAM otomatis jika periode jatuh di bawah ~ 10 detik.

Kecelakaan Kritis (sejarah): Dalam program nuklir dini, kecelakaan kritis (eksperimen Naga Los Alamos, reaktor SL-1, Tokaimura di Jepang), faktor umum adalah penambahan reaktivitas yang tidak terkendali melebihi ambang batas kritis prompt. Di Los Alamos, fisikawan menggunakan setengah lingkaran plutonium: apabila terjadi kesalahan yang membawanya terlalu dekat, akan menyebabkan kritis prompt. Louis Slotin selamat dalam satu kecelakaan semacam itu secara singkat pada tahun 1946; Harry Daghlian tidak selamat pada tahun 1945.

SL-1: Kritis Prompt dari Ekspektasi Rod (1961)

SL-1: Kecelakaan Reaktor Pertama yang Mematikan di Dunia

SL-1 (Stasiun Reaktor Ringan Nomor Satu) adalah reaktor kecil eksperimental Angkatan Darat AS di Idaho National Laboratory. Pada tanggal 3 Januari 1961, tiga operator sedang melakukan perawatan: menghubung kembali manual batang kontrol.

Kecelakaan: Batang kontrol sentral ditarik manual sekitar 67 cm (26 inci) dalam sekitar 0,5 detik. Pengunduran diri batang kontrol ini menambah sekitar 3-4 dolar (3-4 dolar) reaktivitas positif: jauh di atas ambang batas kritis prompt sebesar 1$.

Fisika: Pada ρ > β = 1$ kritis prompt dicapai. Persamaan kinetika titik menunjukkan bahwa pada kritis prompt, periode stabil mengalami kolaps menjadi waktu hidup sinar prompt (~ 10 µs). Daya naik sekitar 10.000 kali dalam sekitar 4 milidetik.

Peluruhan Energi: Sekitar 1,3 × 10¹⁷ fisi terjadi dalam 4 ms pertama. Pendinginan meledak menjadi uap. Ledakan uap mendorong gelombang air naik dengan kecepatan ~160 km/h, mengangkut penutup tabung reaktor dan batang kontrol yang terpasang. Satu operator terkena batang kontrol dan terpaku di langit-langit.

Penyebab: Mengapa sebatang rodang berharga 3-4 dolar? Pada SL-1, tiga batang mengendalikan seluruh reaktor, setiap batang memiliki nilai yang sangat tinggi. Batang kontrol sentral sendiri berharga sekitar ~5$. Selain itu, reaktor tersebut sangat terisi dengan bahan bakar segar pada awal kehidupan dengan kondisi xenon gratis, keadaan reaktivitas maksimum.

Pengajaran: Rancangan reaktor harus memastikan tidak ada pengeluaran satu batang yang dapat menyebabkan kritis prompt. Batas nilai batang sekarang menjadi persyaratan desain standar. Kecelakaan SL-1 secara langsung mengarah pada persyaratan sistem shutdown independen dan batas pada nilai batang individu.

Three Mile Island: LOCA + Kebingungan Operator (1979)

TMI-2: Kecelakaan Sistem

Unit 2 Three Mile Island (PWR, 906 MWe, Pennsylvania) mengalami kebocoran pendingin dan kebocoran pada tanggal 28 Maret 1979. Tidak terjadi kritis prompt: reaktor itu sendiri SCRAMed dengan sukses. Kecelakaan ini adalah kecelakaan kehilangan pendingin (LOCA) yang dicampur dengan kesalahan operator.

Peristiwa awal: Katup relief pilot yang dioperasikan (PORV) pada pressurizer terbuka tahan. Katup terbuka dengan benar saat tekanan naik, lalu gagal menutup kembali. Pendinginan primer mengalir terus-menerus melalui katup yang terbuka.

Kesulitan kunci: Lampu di panel kontrol menunjukkan bahwa PORV telah menerima sinyal untuk menutup, tetapi itu adalah indikator sinyal, bukan indikator posisi. Katup terbuka; operator percaya bahwa itu tertutup. Mereka melihat 'tekanan pressurizer naik' (tingkat air naik karena ruang uap terisi, gejala kehilangan tekanan, bukan inventaris air yang tinggi) & menyimpulkan sistem terlalu penuh. Mereka mengurangi kecepatan injeksi pendingin inti darurat.

Inti: Selama sekitar 2 jam & 20 menit, inti terbuka sebagian. Tanpa pendinginan, panas peluruhan (ingat: ~1% daya penuh bahkan pada shutdown) meningkatkan suhu bahan bakar di atas 1.200°C. Zircaloy oksidasi oleh uap (Zr + 2H₂O → ZrO₂ + 2H₂). Sekitar 45% dari bahan bakar meleleh & beralih ke bagian bawah tabung.

Sukses penahanan: Meskipun kerusakan inti parah, bangunan penahanan mencegah rilis produk fisi yang signifikan. Sekitar 17 curie radioiodine & 2,5 juta curie gas mulia dirilis: signifikan, tetapi jauh di bawah level katasstrofik. Tidak ada kematian radiasi.

Pelajaran: Pengendalian faktor manusia menjadi pertimbangan wajib dalam keamanan nuklir. Ruang kontrol dirancang kembali. Indikator posisi menggantikan indikator sinyal untuk katup kritis. Prosedur operasional darurat ditulis kembali untuk respons berdasarkan gejala (bukan respons berdasarkan acara). Komisi Regulasi Nuklir direstrukturisasi.

Chernobyl: Koefisien Hampa Positif + Pengaturan Operator (1986)

Chernobyl: Badai Fisika yang Perfect

Unit 4 dari Chernobyl Nuclear Power Plant (RBMK-1000, 3.200 MWt) merusak dirinya sendiri pada April 26, 1986, selama tes keamanan. Kejadian tersebut adalah konfluensi dari desain reaktor yang bermasalah & serangkaian keputusan operator yang menempatkan reaktor dalam konfigurasi yang paling berbahaya.

Tes: Tes turbin coastdown bertujuan menunjukkan bahwa turbin yang berjalan kendor dapat memberikan cukup daya untuk menjalankan pompa pendingin darurat untuk ~75 detik yang diperlukan hingga generator diesel mulai beroperasi. Tes telah dicoba tiga kali sebelumnya & gagal. Ini adalah upaya keempat.

Persyaratan sebelumnya (setiap satu berbahaya sendiri; fatal bersama-sama):

1. Pengarsipan Xenon: Keterlambatan 9 jam (permintaan jaringan) menyebabkan pembentukan xenon. Untuk melanjutkan tes, operator menarik hampir semua batang kontrol. Spesifikasi Operasional Teknis membutuhkan setidaknya 15 batang kontrol di inti; pada waktu kecelakaan, 6-8 telah dimasukkan.

2. Daya rendah: Reaktor berada pada ~200 MWt (~6% dari nominal). Dalam rentang daya ini, koefisien hampa udara RBMK paling kuat positif.

3. Pompa pendingin pada aliran penuh: Pompa tambahan berjalan untuk tes, menyebabkan aliran air subkondensasi: mengurangi pembubaran dan membutuhkan penarikan batang kontrol lebih banyak untuk menjaga daya.

4. Kesalahan desain batang AZ-5: Dari penuh dimasukkan dari sepenuhnya ditarik, batang grafit-tips akan secara singkat menambah reaktivitas positif sebelum bagian absorbsor masuk ke inti.

Rantai kecelakaan:

- Tes dimulai. Throttle turbin menutup. Aliran pendingin menurun. Air mulai mendidih.

- Koefisien hampa udara positif menambah reaktivitas. Daya mulai naik.

- Operator menyadari situasi & menekan AZ-5 (SCRAM darurat: semua batang kontrol).

- Ujung grafit dari semua 211 batang kontrol masuk ke inti secara bersamaan, secara singkat menambah ~3$ reaktivitas positif: lawan dari efek yang diinginkan.

- Dalam ~3 detik, daya mencapai perkiraan 30.000 MWt (~10× daya yang diratifikasi), mungkin hingga 30.000× di beberapa saluran bahan bakar.

- Ekspresi kritis instan. Fragmentasi bahan bakar menyebabkan ledakan uap. Ledakan yang lebih besar (mungkin kritis instan lebih lanjut dalam lebih banyak bahan bakar) mengikuti 2-3 detik kemudian.

- Atap reaktor berat 1.000 ton ditiup. Grafit & bahan bakar terbakar menyebar di situs.

Mengapa ini terjadi pada RBMK & tidak bisa terjadi pada LWR:

- Koefisien hampa udara negatif pada LWR berarti pembubaran mengurangi daya, bukan meningkatkan.

- Batang kontrol LWR tidak memiliki ujung grafit: SCRAM selalu menambah reaktivitas negatif

- Bahan bakar LWR yang kaya: tidak memerlukan pengurangan batang kontrol sangat rendah untuk menjaga daya

Analisis Kecelakaan Banding

Pertahanan dalam Kedalaman

Mengapa Reaktor Memiliki Beberapa Penghalang Keselamatan Independen

Keselamatan nuklir modern didasarkan pada pertahanan dalam kedalaman: beberapa penghalang independen, masing-masing dirancang untuk mencegah atau mengurangi kecelakaan bahkan jika penghalang sebelumnya gagal.

Lima penghalang dalam LWR:

1. Matriks bahan bakar: keramik UO₂ menahan ~97% produk fisi bahkan pada suhu tinggi

2. Klasifikasi bahan bakar: tabung Zircaloy mengandung butir bahan bakar & mencegah rilis produk fisi ke pendingin

3. Penghalang tekanan primer: tabung reaktor, tekanan, & pipa pendingin primer: 15 cm baja

4. Gedung pengandar: beton bertulang + pelindung baja, dirancang untuk tahan ledakan uap internal & dampak pesawat terbang eksternal

5. Zona eksklusi: penggunaan lahan di sekitar lokasi

Sistem darurat (aktif):

- ECCS (Sistem Pendingin Inti Darurat): sistem injeksi tekanan tinggi & rendah yang menggenangi inti jika pendingin primer hilang

- SCRAM (Kontrol Rod Keman: istilah asli adalah literal): semua rod kontrol dimasukkan dalam <2 detik

- Semburan pengandar: awan air mendinginkan & menurunkan tekanan pengandar pasca-kecelakaan

Keselamatan pasif (desain Gen III+: AP1000, ESBWR):

- Wadah air gravitasi di atas reaktor: tidak membutuhkan pompa atau daya listrik AC

- Pendinginan aliran natural menggunakan perbedaan kepadatan air: tidak membutuhkan pompa

- Recombiner autokatalitik pasif (PARs) di pengandar: mengkonversi H₂ + O₂ → H₂O tanpa ledakan, mencegah ledakan hydrogen

- AP1000 dirancang untuk jangka waktu 72 jam dengan tidak ada tindakan operator

Pelajaran Fukushima: Sistem keselamatan pasif AP1000 dirancang khususnya dalam tanggapan terhadap mode kegagalan Fukushima. Sistem ECCS aktif Fukushima kehilangan daya AC (tsunami menggenangi generator). Sistem pasif tidak membutuhkan daya eksternal.

Rancang Reaktor Aman

Menggabungkan Semua Hal

Sekarang Anda memiliki alat fisika yang lengkap untuk keahlian nuklir: rumus empat faktor, kritisitas, neutron keterlambatan, moderasi, siklus bahan bakar, koefisien reaktivitas, termohidraulika, dan analisis kecelakaan.