Fizik dan Teknologi Reaktor Nuklear

Oleh : Mohamad Hairie Rabir
Pegawai Penyelidik
Pusat Teknologi Reaktor, Agensi Nuklear Malaysia

 

Fizik reaktor samada keseluruhan atau paling tidak pun kebanyakannya membicarakan perilaku secara pukal neutron di dalam suatu sistem pepasangan nuklear (selalunya reaktor nulear walaupun tidak semestinya reaktor nuklear sahaja) di mana fenomena penggandaan neutron berlaku. Ia tidak menyentuh banyak skop fizik nuklear termasuk sifat neutron itu sendiri walaupun ia diperlukan khasnya dalam aspek awal rekabentuk reaktor nuklear. Sebagai sub tajuk dalam kejuruteraan nuklear, pengetahuan dalam fizik reaktor amat penting bagi memastikan setiap rekabentuk, aktiviti kendalian hinggalah kerja-kerja pelupusan reaktor nuklear itu selamat dan optimum. Fizik reaktor juga boleh dikatakan terpisah dari buku teks kejuruteraan nuklear dan memiliki disiplin tersendiri iaitu, dikenali sebagai ‘teori reaktor’ yang lebih menfokus kepada perbincangan pembangunan penyelesaian bermatematik.

 

 

Perbincangan di dalam subjek ini boleh menjadi agak kompleks dan sangat akademik contohnya penyelesaian terbaik bagi persamaan angkutan neutron (neutron transport equation). Ia juga boleh menjadi sangat ringkas dan praktikal seperti penentuan jumlah berat atom Uranium-235 yang habis terbelah dalam kendalian harian sesbuah reaktor nuklear. Kita boleh sebenarnya meringkaskan fizik reaktor kepada dua bab utama iaitu statik dan dinamik reaktor nuklear. Statik reaktor adalah berkenaan pengiraan populasi neutron dalam keadaan semua parameter reaktor adalah malar dengan masa, manakala dinamik reaktor berkisar tentang perubahan populasi neutron bersama perubahan parameter lain dengan masa di dalam reaktor. Pembangunan kaedah penyelesaian bermatematik kebanyakannya bermula di bawah bab statik reaktor. Dalam bab inilah contohnya persamaan sebaran neutron (neutron diffusion equation) dibangunkan dengan menyatakan secara terperinci persamaan imbangan populasi neutron.

 

Bab dinamik reaktor pula boleh dibahagi kepada dua iaitu; (1) kinetik reaktor tanpa proses-suap balik yang lebih menjurus kepada analisa ‘transient‘ reaktor serta aspek kawalan kuasa, dan (2) kinetik reaktor dengan proses-suap balik terhadap perubahan keratan rentas tindakbalas contohya yang menjurus kepada aspek pengurusan bahanapi dan teras reaktor serta perubahan taburan kuasa di dalam teras reaktor. Skala masa di dalam perbincangan fizik reaktor seringkali dibahagikan kepada tiga, iaitu jangka masa pendek (dalam julat masa ~1E-6 saat hingga julat masa beberapa saat), jangka masa sederhana (beberapa jam hingga beberapa hari) dan yang terakhir jangka masa panjang (beberapa bulan hingga beberapa tahun). Dalam bentuk permisalan mudah kita boleh simpulkan neutron yang terhasil dari tindakbalas pembelahan berantai di dalam reaktor sebagai suspek dan reaktor nuklear sebagai lokasi kejadian dengan produk tindakbalas (cahaya biru Cherenkov, tenaga haba dan sinaran mengion) sebagai bukti siasatan utama dalam mahkamah fizik reaktor.

 

Reaktor nuklear selain terkenal sebagai sumber tenaga haba yang kemudian dalam beberapa peringkat menukar tenaga haba ini kepada tenaga mekanikal dan akhirnya tenaga elektrik sebenarnya juga sumber penghasilan neutron terbesar di dunia. Walaupun terdapat sumber neutron dari proses pereputan contohnya dari unsur Californium, Americium/Beryllium atau dari sumber ‘Spallation‘ di mana nuklid pecah (antara produknya adalah neutron) selepas ditembak dengan ion berat yang dipecut, namun jumlah neutron yang terhasil berjuta-juta kali lebih rendah berbanding sumber dari reaktor nuklear. Reaktor nuklear mempunyai banyak komponen dengan pelbagai jenis bahan dan unsur di dalamnya samada terkandung dalam bahanapi nuklearnya, bahan penyederhana neutron, bahan penyejuk atau bahan struktur, semua ini memberi kesan langsung terhadap populasi neutron dan tindakbalas yang akan berlaku contohnya tindakbalas pembelahan, serakan dan serapan. Selain bahan, kepelbagaian dan magnitud tindakbalas ini bergantung kepada tenaga neutron yang berindakbalas, suhu bahan dan komposisinya. Neutron di dalam reaktor ‘lahir’ dari proses pembelahan dan kebanyakan bertenaga tinggi dalam julat 1 MeV hingga 20 MeV. Neutron yang lahir ini kemudiannya akan akan ‘berterbangan’ di dalam medium dan mengalami pelbagai jenis tindakbalas terhadap pelbagai jenis bahan. Akhirnya ada yang menjadi neutron bertenaga rendah, dalam julat kurang dari 1×10^-6 MeV, bagi mengaruh tindakbalas pembelahan seterusnya, atau ada yang hanya diserap tanpa menyebabkan pembelahan berlaku dan ada yang terbebas keluar.

 

 

Boleh dikatakan kewujudan disiplin fizik reaktor bergantung kepada kewujudan neutron dan tindakbalasnya terhadap medium. Ahli fizik nuklear dan usaha mereka untuk merekod setiap data dan menjalankan eksperimen tindakbalas neutron pelbagai tenaga terhadap beribu-ribu jenis bahan menjadikan kerja ahli fizik reaktor sangat-sangat mudah dan lancar. Data-data tindakbalas ini hampir semuanya dikumpulkan dalam bentuk database yang kemudiannya boleh diekstrak semula bagi tujuan analisa oleh ahli fizik reaktor. Contoh data tindakbalas yang terkenal adalah seperti ENDF (USA), JENDL (Jepun), JEFF (Eropah), CENDL (Cina) dan ROSFOND (Russia). Data seperti ini mengandungi pelbagai maklumat seperti ‘keratan rentas tindakbalas’ atau boleh juga disebut ‘kebarangkalian satu-satu tindabalas neutron dengan nuklid sasaran’ pada tenaga neutron yang berbeza dari julat tenaga eV hingga MeV pada suhu bahan sasaran yang berbeza dari suhu bilik hingga 1200 darjah selsius. Atas sumbangan ahli fizik nuklear, kini kita mampu mengenalpasti bahan apa yang sesuai dijadikan bahanapi nuklear, penyederhana neutron (moderator), penyerap neutron, pembalik neutron atau pengesan neutron.

 

Ahli fizik termasuk ahli fizik nuklear dan matematik semenjak zaman Enrico Fermi lagi serta semenjak pembinaan reaktor Chicago Pile, telah memulakan pembangunan perisian atau pengiraan berkomputer fizik reaktor. Pembangunan perisian pengiraan fizik reaktor seiring dengan pembangunan dan perkembangan database tindakbalas neutron seperti yang disebtkan di atas. Ini membolehkan ahli fizik reaktor menganalisa dan merekabentuk pelbagai jenis reaktor nuklear dan bermacam-macam jenis bahanapi nuklear. Perisian ini pada asasnya boleh menggunakan pelbagai sumber database tindakbalas neutron, namun kaedah penyelesaian bagi pelbagai perisian yang dibangunkan di pebagai institut adalah berbeza mengikut kegunaan masing-masing. Contohnya perisian terkenal dari USA iaitu Monte Carlo N-Particle (MCNP) memberikan penyelesaian terhadap persamaan angkutan neutron menggunakan kaedah simulasi Monte Carlo. MCNP boleh dikatakan perisian rujukan yang boleh memberikan keputusan yang sangat terperinci, namun ia memerlukan masa yang agak lama dan komputer berkelajuan tinggi.

 

 

Kebanyakan perisian bagi kegunaan harian di reaktor kuasa nuklear mengaplikasikan kaedah penyelesaian sebaran neutron yang sebenarnya permudahan terhadap persamaan angkutan neutron. Ia ringkasnya mengkelaskan beberapa parameter seperti tenaga neutron, ruang dan sudut yang terdapat didalam persamaan angkutan neutron kepada hanya beberapa kumpulan sedangkan ia asalnya adalah berterusan (continuous). Contohnya julat tenaga neutron dikecilkan kepada hanya beberapa kumpulan di dalam persamaan sebaran neutron hinggakan dalam beberapa analisa yang praktikal ia hanya dikelaskan kepada dua kumpulan tenaga sahaja iaitu neutron perlahan dan neutron cepat. Ini menjadikan perisian berasaskan persamaan sebaran ini sangat diminati kerana lebih mudah dan masa pengiraannya lebih pantas meskipun keupayaan analisa tidak terperinci seperti MCNP. Antara contoh perisian seperti ini yang biasa digunakan dalam reaktor nuklear adalah TRIGLAV, CASMO/MASTER, WIMS, DRAGON dan banyak lagi.

Perisian-perisian di atas (termasuk MCNP) perlu ditentusahkan hasil pengiraanya agar mampu menggambarkan keadaan atau fenomena fizik sebenar yang berlaku di dalam reactor nuklear. Kerja-kerja penentusahan ini dinamakan ‘benchmarking‘ di mana beberapa parameter penting reaktor diukur dan dibandingkan dengan model simulasi daripada perisian tersebut. Jadi apa dia parameter yang perlu diukur di reaktor dan kenapa? Contoh paling mudah adalah lebihan reaktiviti teras. Reaktiviti, ρ adalah nilai lebihan atau kurangan daripada k_eff (dipanggil faktor penggandaan berkesan) bersamaan 1. Ia tidak berdimensi, ρ = 1-(1/ k_eff) di mana k_eff adalah nisbah populasi neutron terhadap populasi sebelumnya. Reaktiviti selalu disebut dengan tafsiran berbeza iaitu samada dalam bentuk %, percent mili (pcm) atau dollar ($). Nilai lebihan reaktiviti membolehkan kita mengetahui adakah paras kuasa reaktor boleh dinaikkan atau tidak, dan jika boleh setinggi mana ia boleh dinaikkan. Nilai semasa reaktiviti juga boleh berubah-ubah serta menggambarkan berapa laju paras kuasa dinaikkan atau diturunkan. Kebanyakan parameter reaktor diukur (dalam eksperimen rutin kendalian reaktor) secara berterusan kerana perubahan nilai sesetengah parameter adalah petunjuk samada tindakan tertentu perlu diambil atau tidak serta mempengaruhi keselamatan atau tidak. Sebagai contoh lebihan reaktiviti teras seperti di atas, ia diukur setiap hari sebelum paras kuasa reaktor dinaikkan, di dalam satu ekperimen yang biasa dipanggil sebagai ‘core excess & shutdown margin measurement‘. Penyusutan nilai parameter ini menunjukkan teras reaktor perlu diubah konfigurasinya (samada penambahan bahanapi atau setidak-tidaknya perubahan posisi bahanapi mengikut nilai ‘burnup‘ dan sebagainya. Aktiviti perubahan konfigurasi teras biasanya dijalankan mengikut jenis dan kaedah kendalian reaktor, ada yang sesingkat bulanan, tahunan atau sekali selang beberapa tahun. Jika pembaca berpeluang melawat ke Reaktor TRIGA PUSPATI di Agensi Nuklear Malaysia, penerangan dan demonstrasi lebih terperinci tentang ini boleh didapati.

 

Contoh parameter lain adalah fluks neutron (fluks adalah nama unit bagi neutron.cm^-2.s^-1) dan taburan neutron di dalam teras reaktor, suhu bahanapi, suhu penyejuk, paras sinaran dan lain-lain. Parameter fizik reaktor semuanya secara langsung atau tidak berkait dengan parameter hiraulik-terma reaktor seperti jumlah fluks neutron dan kadar pembelahan didalam bahanapi nuklear menggambarkan kadar tenaga haba yang dihasilkan seterusnya mempengaruhi suhu bahanapi itu sendiri. Tenaga haba ini kemudiannya akan dipindahkan kepada penyejuk air di sekeliling bahanapi. Suhu air ini pula bergantung kepada kadar alir dan keupayaan penukar haba memindahkan tenaga haba ini. Suhu bahanapi dan air pula boleh mempengaruhi taburan fluks neutron serta taburan tenaganya samada melalui perubahan ketumpatan atau kesan Doppler. Sebagai contoh dalam kebanyakan reaktor air ringan, apabila paras kuasa reaktor ditingkatkan, berlakunya kenaikan suhu air serta rod bahanapi yang menyebabkan kadar percambahan populasi neutron menurun.

 

Dalam analisa yang lebih besar dan kompleks contohnya simulasi kemalangan nuklear, pelbagai parameter, tindakbalas serta proses suap balik perlu diambil kira. Oleh itu perisian-perisian fizik reaktor, hidraulik-termal dan keselamatan nuklear perlu disepadukan bagi memahami realiti dan fenomena sebenar apabila kemalangan nuklear di reaktor berlaku.

Seperti yang disebutkan di atas, sebagai sebahagian dari subjek kejuruteraan nuklear, bidang fizik reaktor saling berinteraksi dengan bidang hidraulik-terma, keselamatan nuklear dan sinaran, kimia nuklear dan sinaran, fizik bahan, pelbagai bidang kejuruteraan, matematik dan statistik malah ekonomi bagi mencapai objektif unggul iaitu memastikan setiap rekabentuk, aktiviti kendalian hinggalah kerja-kerja pelupusan reaktor nuklear itu selamat dan optimum.

 

Rujukan:

[1]. Mohamad Hairie Rabir, Muhammad Rawi Md Zin, Mark Dennis Usang, Abi Muttaqin Jalal Bayar, Na’im Syauqi Bin Hamzah, Neutronics Calculation of RTP Core, AIP Conference Proceedings 1799, 020009 (2017); http://dx.doi.10.1063/1.49729074

2. Mohamad Hairie Rabir, Muhammad Rawi Md Zin, Mark Dennis Usang, Abi Muttaqin Jalal Bayar, Na’im Syauqi Bin Hamzah, Neutron Flux and Power in RTP Core-15, AIP Conference Proceedings 1704, 050018 (2016); http://dx.doi.org/10.1063/1.4940114

[3] Mohamad Hairie Rabir, MEASUREMENT OF THE POWER AND TEMPERATURE REACTIVITY COEFFICIENTS OF THE RTP TRIGA REACTOR, ScienceDirect – Nuclear Engineering and Design Volume 265, December 2013, Pages 269–271

[4] Feature photo credit – https://www.energy.gov/ne/nuclear-reactor-technologies