Studi Distribusi Neutronik Fluks pada Reaktor Nuklir Sederhana

Isnaini Nur Islami; Hilma Tismawati; M. Nurul Subkhi

doi:10.17509/wafi.v4i1.15565

Authors

Isnaini Nur Islami Program Sarjana Fisika, Universitas Islam Negeri Sunan Gunung Djati Bandung, Indonesia
Hilma Tismawati Program Sarjana Fisika, Universitas Islam Negeri Sunan Gunung Djati Bandung, Indonesia
M. Nurul Subkhi Laboratorium Fisika Nuklir, Universitas Islam Negeri Sunan Gunung Djati Bandung, Indonesia

DOI:

https://doi.org/10.17509/wafi.v4i1.15565

Keywords:

simulasi, distribusi fluks neutron, k-eff, ukuran mesh dx

Abstract

Materi dasar teknologi reaktor nuklir telah dipelajari pada kuliah fisika reaktor di jurusan fisika fakultas sains dan teknologi Universitas Islam Negeri Bandung. Tujuan utama pada penelitian ini adalah untuk mempelajari sistem perhitungan neutronik berdasarkan persamaan difusi satu dimensi serta menentukan distribusi neutron pada reaktor satu dimensi dengan menggunakan model matematika. Perhitungan ini penting dilakukan untuk menjaga kekritisan reaktor yang didasarkan kepada pengendalian reaksi fisi berantai dalam reaktor, meskipun demikian kegiatan ini tidak dapat dilakukan secara eksperimen di laboratorium. Analisis distribusi fluks neutronik dengan menggunakan Metode numerik untuk persamaan difusi satu grup dapat diaplikasikan pada reaktor nuklir sederhana. Simulasi reaktor telah dilakukan pada model reaktor satu dimensi menggunakan GUI software dan Octave. Perhitungan dilakukan dengan memvariasikan ukuran mesh atau interval dari panjang teras (dx). Grafik distribusi fluks neutron sepanjang diameter teras diperoleh berbentuk parabola terbalik yang dapat dikatakan cukup baik dengan menggunakan tebakan fluks awal 1,25E+05 n/cm².s, dan k-eff 1,025.

References

Shafii, M. A. (2015). Perhitungan Penampang Lintang Mikroskopik dalam Sel Bahan Bakar Nuklir. Spektra: Jurnal Fisika dan Aplikasinya, Vol. 16, No. 1, hal. 23-27.

Sunarto, R. U. (2013). Desain Reaktor Air Superkritis (Supercritical Water Reactor) dengan Bahan Bakar Thorium.

Duderstadt, J. J., & J.Hamilton, a. L. (1976). Nuclear Reactor Analysis. United State America: John Willey & Sons Inc.

Tahara, Y., & Sekimoto, H. (2002). Transport equivalent diffusion constants for reflector region in PWRs. Journal of nuclear science and technology, Vol. 39, No. 7, pp. 716-728

Shafii, M. A. (2013). Solution method of neutron transport equation in nuclear reactors. Jurnal Ilmu Dasar, Vol. 14, No. 2, pp. 59-65.

Vidal-Ferràndiz, A., Carlos, S., & Verdú, G. (2017). Estudio del flujo neutrónico en un reactor cilíndrico. Modelling in Science Education and Learning, Vol. 10, No. 2, pp. 5-20.

Hansen, W., & Wolf, T. (2009). Complete refurbishment of the AKR training reactor of the Technical University Dresden. Modernization

and Refurbishment, 61.

Stacey, W. M. (2007). Nuclear reactor physics (Vol. 2). Berlin: Wiley-Vch.