PERANCANGAN KODE KOMPUTASI UNTUK ANALISIS BURNUP 3 DIMENSI SATU SIKLUS PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT

Dian Fitriyani

Abstract

Telah dilakukan disain kode komputasi untuk Analisis Burnup pada Reaktor Pembiak Cepat menggunakan bahasa pemograman Delphi 7.0. Disain dirancang untuk geometri teras reaktor 3 dimensi XYZ yang berbentuk kubus (seimbang/balance, x = y = z) dengan menggunakan bahan bakar UN-PuN (Nitrida). Simulasi disain diawali dengan perhitungan densitas awal, dilanjutkan dengan penyelesaian persamaan difusi multigrup untuk mendapatkan faktor multiplikasi, distribusi fluks neutron, dan distribusi daya. Nilai fluks neutron digunakan untuk menghitung perubahan densitas nuklida dalam analisis burnup (susutan bahan bakar). Hasil perubahan densitas nuklida digunakan untuk menghitung nilai Breeding Ratio (BR) dan Burnup (B). Contoh dari hasil simulasi melalui kode komputasi yang didisain memperlihatkan perubahan densitas setiap interval waktu tertentu, selain itu nilai Breeding Ratio (BR) untuk 1 siklus (4 tahun) menurun, tetapi masih dalam rentang nilai BR > 1. Nilai Burnup untuk 1 siklus (4 tahun) meningkat seiring dengan banyaknya nuklida dalam bahan bakar yang berfisi (terjadi penambahan densitas nuklida dalam bahan bakar seperti 234U, 236U, 237Np, 238Np, 239Pu, 240Pu, 241Am, 243Am).

Full Text:

PDF

References

Arisa, D., 2007, Analisis Pembiakan(Breeding) Pu239 pada Reaktor Pembiak Cepat Berpendingin Logam Cair (LMFBR) dengan Variasi Geometri Teras dan Ukuran Teras Reaktor, Skripsi, Jurusan Fisika, UNAND, Padang

Beiser, A., 1987, Konsep Fisika Modern, Erlangga, Jakarta

Duderstadt, J.J. dan Hamilton, L.J., 1976, Nuclear Reactor Analysis, Jhon Wiley & Sons, Inc., Kanada

Fitriyani, D., 2000, Karakteristik Burn-Up pada Disain Reaktor Cepat Berukuran sedang dengan Daur Ulang Aktinida, Tesis Magister, Departemen Fisika, ITB, Bandung

Fitriyani, D., 2006, Studi Disain Reaktor Daya Nuklir Berbasis Kapal, Disertasi, Departemen Fisika, ITB, Bandung

Krane, K.S., 1988, Introductory Nuclear Physics, Jhon Wiley & Sons, Inc., Kanada

Sekimoto, H. dan Udagawa, Y., 2006, Efects of Fuel and Coolant Temperatures and Neutron Fluence on CANDLE Burnup Calculation, Journal of NUCLEAR SCIENCE and TECHNOLOGY, Vol.43 No.2

Su’ud, Z., 1998, FIITB-CHI : A computer Code for Nuclear Reactor Cell

Homogenization Calculation, Proccedings of Computation in Nuclear Science & Technologi VII, Jakarta

Su’ud, Z. dan Fitriyani, D., 2005, Design Study of Ship Based Nuclear Power Reactor (Core Geometry Optimization), Indonesian Journal of Physics, Vol.16 No.4

Su’ud, Z. dan Sita, R., 2007, Design Study of Long Life Pb-Bi Cooled Reactors With Natural Uranium as Fuel Cycle Input Using Radial Fuel Shuffling Strategy, Indonesia Journal of Physics, Vol.18 No.1

Su’ud, Z. dan Yulianti, Y., 2007, Development of Three Dimensional Accident Analysis Code for Pb-Bi Cooled Tank type Fast Reactors, International Conference on Advances in Nuclear Science and Engineering in Conjunction with LKSTN

Wahana, Komputer., 2003, Paduan Praktis Pemograman Borland Delphi 7.0, Andi Yogyakarta, Semarang

Waltar, A.E. dan Reynolds, A.B., 1981, Fast Breeder Reactor, Pergamon Press, New York

World Nuclear Association (WNA), 2009, The Nuclear Fuel Cycle, http://www.worldnuclearassociation, (diakses : 14 Desember 2009)

Refbacks

  • There are currently no refbacks.