Analisis Distribusi Fluks Neutron pada Reaktor Berbentuk Slab Menggunakan Persamaan Difusi Multigrup Satu Dimensi dengan Metode Gauss-Seidel

Imra Zakyia, Mohammad Ali Shafii

Abstract


Telah dilakukan penelitian mengenai distribusi fluks neutron dalam persamaan difusi neutron multigrup satu dimensi.  Jenis reaktor yang digunakan adalah reaktor cepat dengan teras berbentuk slab dan bahan bakar yang digunakan yaitu U-PuN. Penelitian ini menggunakan penampang lintang makroskopik di level sel bahan bakar sebagai masukan awal untuk 70 grup energi.  Data library yang digunakan adalah JFS-3-J33 70 grup energi neutron yang merupakan data dari kode komputer SLAROM dari JAEA Jepang.  Rentang energi dibagi ke dalam tiga daerah grup energi yaitu grup energi cepat, grup energi menengah dan grup energi termal.  Metode iterasi yang digunakan dalam penelitian ini adalah metode iterasi Gauss-Seidel.  Hasil penelitian menunjukkan bahwa distribusi fluks neutron pada grup energi cepat untuk bahan bakar U-235 dan Pu-239 berkisar antara 32,96 n/s cm2  sampai 121,95  n/s cm2, sedangkan pada grup energi menengah terjadi tumpang tindih antar grup energi dan pada grup energi termal distribusi fluks neutron untuk U-238 lebih rendah dibandingkan dengan U-235 dan Pu-239. Perbedaan nilai ini terjadi karena U-238 merupakan bahan fertil. Distribusi fluks neutron pada grup energi cepat memiliki nilai lebih akurat dibandingkan dengan grup energi menengah dan termalkarena penelitian ini didesain untuk reaktor cepat.

 

Research on the distribution of the neutron flux in the one-dimensional multigroup neutron diffusion equation has been done. The type of reactor used is a fast reactor with a slab-shaped reactor core, and the fuel used is U-PuN. The study used macroscopic cross-sections at the fuel cell level as initial input for 70 neutron energy groups. The data library used is JFS-3-J33 70 energy groups, the library data of SLAROM computer codes from JAEA Japan. The energy range is divided into three regions of neutron energy groups, namely fast, medium, and thermal energy groups. The iteration method used in this study is the Gauss-Seidel iteration method. The results showed that the flux distribution in the fast energy group for U-235 and Pu-239 fuels ranged from 32.96 n/s cm2 to 121.95 n/s cm2, whereas in the intermediate neutron energy group overlaps each other and in the thermal energy group the U-238 neutron flux distribution is lower than U-235 and Pu-239. This difference in value occurs because U-238 is fertile material. The distribution of neutron flux in the fast energy group has a more accurate value compared to the medium and thermal energy groups because this study is designed for fast reactors.


Full Text:

PDF

References


Aini, N., Shafii. M. A., dan Putra, A., Pola Penampang Lintang Makroskopik Total Dalam Sel Bahan Bakar Nuklir, Jurnal Ilmu Fisika, 6(1), 25-29 (2014).

Duderstadt, J.J. dan Hamilton,L.J., Nuclear Reactor Analysis (John Wiley and Sons.Inc., New York, 1976) hal. 285-311.

Shafii, M.A., Su’ud, Z., Waris, A., dan Kurniasih, N., Nuclear Fuel Cell Calculation Using Collision Probability Method with Linear Non Flat Flux Approach, World Journal of Nuclear Science and Technology, 2(1), 49-53 (2012).

Shafii, M.A., Yunanda, W.W., Fitriyani, D., dan Pramuditya, S., Neutron Flux Distribution calculation spatial mesh of finite slab Geometry using one-dimensional diffusion equation, AIP Conference Procedings, 2019.

Taufiq, I., Komputasi Paralel Persamaan Difusi Neutron Pada Reaktor Cepat Dengan Menggunakan Intel Threading Building Blocks, Jurnal Ilmu Fisika, 3(1), 38-47 (2011).

Usman, J. dan Shafii,M.A., Perhitungan Matriks Pij dan Distribusi Fluks Neutron pada Sel Bahan Bakar Nuklir U-235 dan U-238 berbentuk slab menggunakan MOC, Jurnal Fisika UNAND, 6(1), 77-80 (2017).

Wau, F.M.B., Taufiq, I., dan Afdal, Solusi Numerik Persamaan Difusi Neutron Pada Teras Reaktor Nuklir Dengan Metode Iterasi Jacobi Paralel Menggunakan Openmp, Jurnal Ilmu Fisika, 6(1), 8-17 ( 2014).

Yulianti, Y., Su’ud, Z., Waris, A., dan Khotimah, S.N., Analisis Persamaan Difusi Ruang-Waktu Silinder 1-Dimensi Pada Kecelakaan Reaktor Utop (Unprotected Transient Over Power) Untuk Jenis Reaktor Cepat, Jurnal Sains MIPA, 15(2), 100-110 (2009).

Yunanda, W.W. dan Shafii.M.A, Analisis Koefisien Difusi Neutron terhadap Jarak Ekstrapolasi dalam Persamaan Difusi Multigrup Satu Dimensi, Jurnal Fisika Unand, 8(4), 362-367 (2019).




DOI: https://doi.org/10.25077/jfu.9.3.388-393.2020

Refbacks

  • There are currently no refbacks.


Copyright (c) 2020 Jurnal Fisika Unand

Creative Commons License
This work is licensed under a Creative Commons Attribution-NonCommercial 4.0 International License

Published by:

Jurusan Fisika, FMIPA Universitas Andalas

Kampus Unand Limau Manis Padang Sumatera Barat 25163

Telepon 0751-73307

Email:jfu@sci.unand.ac.id