srac exercises

8/11/2019 SRAC Exercises

1/43

Laporan Tugas UAS Reaktor Nuklir

(SRAC Exercises)

Diajukan untuk memenuhi tugas UAS mata kuliah Reaktor Nuklir

Disusun Oleh : Lida Maulida (1211703021)

Jurusan Fisika

Fakultas Sains dan Teknologi

Universitas Islam Negri Sunan Gunung Djati Bandung

2014


2/43


3/43

Daftar Isi

1 PENDAHULUAN 1

1.1 Latar Belakang . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1

1.2 Tujuan . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1

1.3 Rumusan Masalah. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2

1.4 Batasan Masalah . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2

2 TINJAUAN PUSTAKA 3

2.1 Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3

2.2 Pressurized Water Reactor (PWR) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4

2.3 Persamaan Difusi Multigrup . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5

2.4 Perhitungan Termal Hidrolik Teras Reaktor . . . . . . . . . . . . . . . . . 7

2.5 Perhitungan Burn-Up di dalam Sel . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 10

2.6 Cross Section Reaksi Nuklir . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11

3 METODE PENELITIAN 13

3.1 Diagram Alir . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 13

3.2 Prosedur Percobaan . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 14

4 DATA dan ANALISIS 15

4.1 Infinite Unit Pin Cell Calculation by PIJ . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 15

4.2 Cell Burn-up Calculation . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 23

4.3 Core Calculation by CITATION (R-Z) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 31

5 PENUTUP 38

5.1 Kesimpulan . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 38

ii


4/43

Daftar Isi iii

DAFTAR PUSTAKA 39

Lida Maulida (1211703021) SRAC Exercises


5/43

Bab 1

PENDAHULUAN

1.1 Latar Belakang

Listrik merupakan salah satu kebutuhan dalam proses menggerakan pembangunan dalam

hal apapun. Untuk merealisasikan listrik ini maka dibutuhkan energy pembangkit. Energi

pembangkit yang dimaksud dapat berupa energi fosil maupun energy non-fosil. Pengguna-

an energy pembangkit listrik yang saat ini dominan digunakan yakni masih terbatas pada

energy fosil khususnya energy bahan bakar minyak dan batu bara. Sedangkan energy non-

fosil lainnya seperti biofuel, energy bayu/angina, air, geothermal/panas bumi dan nuklir

masih belum banyak digunakan untuk kebutuhan masyarakat.

Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) adalah suatu system yang mengkonversikan pa-

nas hasil reaksi fisi didalam reactor menjadi energy listrik. Panas yang dibangkitkan dida-

lam reator nuklir dipindahkan ke air pendingin yang kemudian dipergunakan untuk mem-

bangkitkan uap dalam stream generator. Uap yang dihasilkan selanjutnya depergunakan

untuk memutar turbin. Perputaran turbin kemudian digunakan untuk menggerakkan gene-

rator sehingga menghasilkan listrik. Komponen-komponen yang umumnya ditemui dalam

PLTN adalah reactor nuklir, steam generator, turbin uap, condenser, generator dan bangunan

pengungkung reactor.

1.2 Tujuan

Tujuan dari penulisan makalah ini antara lain :

1


6/43

1.3. Rumusan Masalah 2

1. Mengoptimasikan PIJ SRAC dan CITATION dengan memanfaatkan data nuklida

JENDL 3.2

2. Menyelesaikan:

Infinite Unit Pin Cell Calculation by PIJ

Cell Burn-up Calculation

Core Calculation by CITATION (R-Z)

dengan menggunakan Program SRAC.

1.3 Rumusan Masalah

Adapun Rumusan masalah yang dibahas dalam makalah ini adalah sebagai berikut :

1. Bagaimana Mencari Metode penyelesaian untuk :

Infinite Unit Pin Cell Calculation by PIJ

Cell Burn-up Calculation

Core Calculation by CITATION (R-Z)

selain menggunakan metode analitik.

1.4 Batasan Masalah

Berdasarkan rumusan masalah diatas, maka dapat disimpulkan bahwa harus dicari metode

lain selain metode analitik untuk mencari solusi dari permasalahan dari persamaan difusimulti group untuk geometri silinder. Untuk melakukan perhitungan ini kita dapat menggu-

nakan metode numurik pada komputer dan bahasa pemrograman Fortan yang dikombina-

sikan dengan program Standard Reactor Analisis Code (SRAC).



7/43

Bab 2

TINJAUAN PUSTAKA

2.1 Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN)

Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) adalah suatu system yang mengkonversikan pa-

nas hasil reaksi fisi didalam reactor menjadi energy listrik. Panas yang dibangkitkan dida-

lam reator nuklir dipindahkan ke air pendingin yang kemudian dipergunakan untuk mem-

bangkitkan uap dalam stream generator. Uap yang dihasilkan selanjutnya depergunakan

untuk memutar turbin. Perputaran turbin kemudian digunakan untuk menggerakkan gene-

rator sehingga menghasilkan listrik. Komponen-komponen yang umumnya ditemui dalam

PLTN adalah reactor nuklir, steam generator, turbin uap, condenser, generator dan bangun-

an pengungkung reactor.

Reaktor nuklir adalah tempat terjadinya dimana reaksi inti berantai terkendali, baik pembe-

lahan inti (fisi) atau penggabungan inti (fusi). Fungsi reaktor fisi dibedakan menjadi dua,

yaitu reaktor penelitian dan reaktor daya.

Pada reaktor penelitian, yang diutamakan adalah pemanfaatan netron hasil pembelahan un-

tuk berbagai penelitian dan iradiasi serta produksi radioisotop. Panas yang ditimbulkan

dirancang sekecil mungkin sehingga panas tersebut dapat dibuang ke lingkungan. Pengam-

bilan panas pada reaktor penelitian dilakukan dengan sistem pendingin,yang terdiri dari

sistem pendingin primer dan sistem pendingin sekunder. Panas yang berasal dari teras re-

aktor diangkut oleh air di sekitar teras reaktor (sistem pendingin primer) dan dipompa oleh

pompa primer menuju alat penukar panas. Selanjutnya panas dibuang ke lingkungan mela-

lui menara pendingin (alat penukar panas pada sistem pendingin sekunder). Perlu diketahui

3


8/43


9/43

2.3. Persamaan Difusi Multigrup 5

Reaktor Air Tekan yang beroperasi pada saat ini dapat dibagi menjadi dua, yaitu tipe

reaktor Barat (Amerika - Eropa) dan tipe reaktor Rusia (VVER). Tipe reaktor Barat diwa-

kili oleh tipe Combustion Engineering (CE) dan Bibcock dan Wilcock (B dan W). Kedua

tipe mempunyai bentuk perangkat bahan bakar yang sama dengan tampang lintang potong-

an berbentuk bujur sangkar, dan menggunakan pembangkit uap vertikal. Terdapat sedikit

perbedaan dalam sistem pendingin dan pembangkit uap.

2.3 Persamaan Difusi Multigrup

Diperlukan cara yang tepat untuk mengetahui karakteristik dari populasi neutron. Di dalam

teras Reaktor, neutron mengalami tumbukan sehingga terhambur dan berpindah dari satu

tempat ke tempat lain dan pada akhirnya neutron akan terabsorpsi oleh inti atom atau neu-

tron keluar dari reaktor.

Persamaan difusi satu grup dilakukan berdasarkan dua asumsi yana sangat penting:

1. Diasumsikan bahwa Fluks angular tidak terlalu dipengaruhi variabel sudut, sehingga

efek tranport tidak terlalu berperan dan aproksimasi difusi berlaku valid.

2. Diasumsikan bahwa seluruh neutron didalam teras reaktor memiliki energi yang sama

(satu kecepatan atau grup)

Asumsi pertama diatas biasanya memiliki validitas yang tidak baik untuk kasus teras reak-

tor yang cukup besar. Asumsi yang kedua diatas meripakan kelemahan utama model difusi

satu grup, karena neuron-neuron didalam teras reaktor sebenarnya terdistribusi pada spek-trum energi yang sangat lebar, yaitu sekitar 0.01 eV sampai dengan sekitar 10 eV, suatu

rentang energi yang dengan lebar 8 orde.

untuk mengakomodasi variabel energi ke dalam persamaan difusi neuron, pertama kita akan

mempartisi spektrum kontinyu energi neuron menjadi interval-interval energi yang diskrit,

atau grup energi.

Derdasarkan konsep diatas, maka terdapat dua faktor yang menambah jumlah neutron da-

lam satu grup:



10/43

2.3. Persamaan Difusi Multigrup 6

Gambar 2.2: Konsep Grup Energi

Neutron muncul dalam grup g dari sumber neutron, sumbet neutron ini terutama ada-

lah reaksi fisi nuklir.

Neutron dengan sembarang energi mengalami reaksi hamburan nuklir , sehingga

energinya berubah dan termasuk dalam interval energi grup g.

Terdapat 3 faktor yang mengurangi jumlah meutron dalam satu group:

1. Kebocoran neutron, yaitu neutron keluar dari teras reaktor

2. Absorpsi, yaitu neutron diserap oleh material didalam teras reaktor.

3. Neutron dalam grup g mengalami reaksi hamburan nuklir sehingga energinya beru-

bah dan keluar dari interfal energi grup g,

1

v

= .Dgg agg+ Sg sgg+ gisggigi

dengan seku sumbernya:

Sg = g

keffgivg

ifgigi



11/43

2.4. Perhitungan Termal Hidrolik Teras Reaktor 7

2.4 Perhitungan Termal Hidrolik Teras Reaktor

Bila distribusi fluks neutron(r)dalam teras reaktor telah diketahui, maka distribusi kera-

patan daya dala teras reaktor dapat dihitung menggunakan persamaan :

q

(r) =Eff(r)

q

(r) kerapatan daya volumetrik (wattcm3

)

Ef

energi yang dilepaskan pada satu reaksi fisi (joule)

f cross section makroskopik fisi (cm3)Teras reaktor [ada umumnya berbentuk silinder, karena bila ditinjau dari faktor kebocoran

neutron dan aliran coolant maka geometri silinder adalah yang paling optimal dan reliable.

Berdasarkan gambar diatas, maka volume teras reaktor adalah:

Gambar 2.3: geometri silinder teras reaktor

Vcore = (R2)H



12/43


Macam-macam komponen yang ada didalam reaktor:

Batang bahan bakar (fuel rod)

Batang kendali (control rod)

Fuel Assembly

Moderator

Dan lain-lain

Contoh bentuk gambar penampang lintang Fuel Rod atau Batang bahan bakar:

Gambar 2.4: Penampang Lintang Fuel Rod

1. Fuel pellet merupakan bahan bakar reaktor

2. Gap celah antara fuel pellet dan clad, biasanya diisi dengan gas inert

3. Clad selubung logam biasanya terbuat dari Zirconium Alloy

Fuel Rod pada fuel assembly didalam teras reaktor disusun dalam 2 jenis formasi:

1. formasi segiempat (rectangular lattice geometry)

2. formasi segi tiga (triangular lattice geometry)



13/43


Berikut merupakan gambar rectangular lattice geometry:

Gambar 2.5: Formasi Segi Empat

Berikut merupakan gambar triangular lattice geometry:

Gambar 2.6: Formasi Segi Tiga

Area penampang lintang coolant channel tidak berbentuk lingkaran, sedangkan untuk

keperluan analisis termal hidrolik, akan lebih mudah bila coolant channel berbentuk pipa

silinder. Hal ini dapat teratasi dengan mendefinisikan diameter hidrolik ekuivalent Dh

Persamaan Dh untukrectangular lattice geometry:

Dh= df[

4

(

p

df)2

1]



14/43

2.5. Perhitungan Burn-Up di dalam Sel 10

Persamaan Dh untuktriangular lattice geometry:

Dh= df[2

3

(p

df)2 1]

2.5 Perhitungan Burn-Up di dalam Sel

Perhitungan untuk deplensi bahan bakar akan melibatkan beberapa jenis proses nuklir, di-

antaranya yaitu perhitungan untuk menyelesaikan terlebih dahulu persamaan difusi multi

grup untuk mendapatkan fluks neutron. kemudian baru dapat menyelesaikan persamaan

burn-up, yaitu proses pemecahan densitas inti sebagai fungsi waktu dan posisi. Persamaan

kecepatan reaksi menggambarkan densitas jumlah inti. AndaikanNA (r,t) adalah densitas

untuk nuklida jenis A , maka persamaan kecepatan secara umum dapat digambarkan dalam

skema berikut:

dengan persamaannya adalah:

Gambar 2.7: Burn-Up

dNA

dt = ANA[gAagg]NA+ BNB+ [gCgg]NC



15/43

2.6. Cross Section Reaksi Nuklir 11

dengan:

ANA = hilang dari peluruhan radioaktif dari A

[gAagg]NA = hilang karena tangkapan neutron oleh A

BNB = masuk karena peluruhan dari B ke A

[gCgg]NC= masuk karena perpindahan dari C ke A melalui tangkapan neutron

Sehingga persamaan Burn-Up untuk setiap material adalah:

dNi

dt = (i+ a,i)Ni+ mSm,i

Ni = densitas atom inti ke-i.

i= konstanta peluruhan.

a,i= penampang lintang absorbsi mikroskopik.

= fluks neutron.

Sm,i= kecepatan produksi inti ke-i dari inti ke-m.

2.6 Cross Section Reaksi Nuklir

Cross Section adalah besaran fisis yang sangat penting dalam analisis reaktor nuklir. Karena

besaran ini sangat sering dipakai dalam persamaan-persamaan reaksi nuklir dan transport

neutron didalam teras reaktor. Cross Section dibedakan menjadi dua:

1. Cross section mikroskopik () adalah probabilitas bahwa suatu reaksi atau interaksi

akan terjadi pada satu inti atom tunggal.

= R

INA

adalah cross section mikroskopik

Radalah laju reaksi

Iadalah intensitas proyektil

NAadalah kerapatan target



16/43

2.6. Cross Section Reaksi Nuklir 12

2. Cross section makroskopik () adalah probabilitas suatu reaksi atau interaksi nuklir

yang akan terjadi pada sebongkahan material.

= N

adalah cross section makroskopik



17/43

Bab 3

METODE PENELITIAN

3.1 Diagram Alir

Gambar 3.1: Diagram Alir Percobaan

13


18/43

3.2. Prosedur Percobaan 14

3.2 Prosedur Percobaan

Dalam memecahkan persoalan mengenai karakteristik neutronik reaktor termal jenis Pres-

surized Water Reactor(PWR) yang dibagi dalam beberapa tahapan yaitu menemukan pe-

nyelesaian untuk problem:

1. Infinite Unit Pin Cell Calculation by PIJ

2. Cell Burn-up Calculation

3. Core Calculation by CITATION (R-Z)



19/43

Bab 4

DATA dan ANALISIS

4.1 Infinite Unit Pin Cell Calculation by PIJ

Dengan menggunakan program SRAC kita akan menentukan besar k-infinnite spesifikasi

sel bahan bakar untuk masing-masing metode berikut:

NR (Narrow Resonance)

IR (Intermediate Resonance)

PEACO

Spesifikasi sel bahan bakar yang digunakan adalah:

Parameter Spesifikasi

Tipe Pin Sel Hexagonal cellBahan Bakar Uranium Oxide

Material struktur Zr

Moderator H2O

Enrichement U-235 3,7

Pin Pitch (cm) 1,275

Geometri sel bahan bakar memiliki tipe yang berbeda dan untuk kasus pertama ini bentuk

sel nya merupakanhexagonal cell. Sel bahan bakar yang berbentukhexagonal cell dibagi

6 region, tiga region pertama merupaka region bahan bakar, dan region keempat kerupakan

15


20/43

4.1. Infinite Unit Pin Cell Calculation by PIJ 16

Gambar 4.1: cell geometry

regioncladdingdan region kelima serta ke enam merupakan region Moderator

Dengan diketahui data sebagai berikut:

Material Nuklide Number Density

U-235 8.6264E-4

3.7 w/o UO2 Fuel (1025K) U-238 2.2168E-2

O-16 4.6063E-2

Cladding (575K) Zr-nat 4.259E-2

H2O Coolant (575K) H-1 4.843E-2

o-16 2.422E-2

Kita dapat menentukan besar k-infinnite dengan menggunakan program SRAC. untuk step

awal kita akan memasukan data yang diketahui sebagai bahan inputan dalam program. De-

ngan menggunakan template file Tesh.sh. Tampilan inputan akan seperti:

INPUT FOR PROGRAM PROBLEM - 1

#!/bin/csh

#

##################################################################

#

# >

#



21/43


# by Keisuke OKUMURA (E-mail:[email protected])

#

##################################################################

# test problem : Simple Cell Calculation by Pij

##################################################################

#

# Fortran logical unit usage (allocate if you need)

#

# The meaning of each file depends on sub-programs used in SRAC.

# [ ]:important files for users.

#

# 1 binary (ANISN,TWOTRAN,CIATION)

# 2 binary (ANISN,CITATION), scratch

# 3 binary (SRAC,ANISN,TWOTRAN,CITATION), scratch

# 4 binary (PIJ,ANISN,TWOTRAN), scratch

# [ 5] text:80 standard input

# [ 6] text:137 standard output, monitoring message

# 8 binary (ANISN,TWOTRAN), angular flux in TWOTRAN

# 9 binary (TWOTRAN,CITATION)

# flux map in CITATION, angular flux in TWOTRAN

# 10 binary (ANISN,TWOTRAN,CITATION), scratch

# 11 binary (TWOTRAN,CITATION), Sn constants in TWOTRAN

# 12 binary (TWOTRAN), restart file for TWOTRAN

# 13 binary (TWOTRAN,CITATION), restart file for TWOTRAN & CITATION

# 14 binary (TWOTRAN,CITATION), scratch

# 15 binary (CITATION), scratch (fast I/O device may be effective)

# 16 binary (CITATION), scratch

# 17 binary (CITATION), fixed source in CITATION




# 21 binary (PIJ), scratch



22/43


# 22 binary (PIJ,CITATION), scratch



# 31 text:80 (SRAC-CVMACT,CITATION), macro-XS interface for CITATION

# 32 binary (PIJ,ANISN,TWOTRAN,TUD,CITATION)

# fixed source for TWOTRAN, power density map in CITATION

# 33 binary (PIJ,TWOTRAN,TUD), total flux in TWOTRAN & TUD

# 49 device internally used to access PDS file

# [50] text:80 burnup chain library (SRAC-BURNUP)

# 52 binary (SRAC-BURNUP), scratch





# 85 binary data table (PIJ), always required in PIJ

# [89] plot file : PostScript (SRAC-PEACO,PIJ)

# 91 text:80 (CITATION), scratch


# 93 text:80 (SRAC-BURNUP), scratch

# 95 text:80 (SRAC-DTLIST), scratch

# 96 binary (SRAC-PEACO), scratch


# [98] text:137 (SRAC-BURNUP) summary of burnup results

# [99] text:137 calculated results

#

#=============================================================

#

alias mkdir mkdir

alias cat cat

alias cd cd

alias rm rm

#



23/43


#============= Set by user ===================================

#

# LMN : load module name (SRAC/bin/*)

# BRN : burnup chain library data (SRAC/lib/burnlibT/*)

# ODR : directory name in which output data will be stored

# CASE : case name which is refered as names of output files and PDS

# WKDR : directory name in which scratch PS files will be made and del

# PDSD : directory name in which PDS files will be made

#

set LMN = SRACsc.30m

set BRN = ucm66fp

set ODR = $HOME/SRAC/smpl/outp

set CASE = TestPEACO2.1

set PDSD = $HOME/SRAC/tmp

#

#============= mkdir for PDS ================================

#

# PDS_DIR : directory name of PDS files

# PDS file names must be identical with those in input data

#

set PDS_DIR = $PDSD/$CASE

mkdir $PDS_DIR

mkdir $PDS_DIR/UFAST

mkdir $PDS_DIR/UTHERMAL

mkdir $PDS_DIR/UMCROSS

mkdir $PDS_DIR/MACROWRK

mkdir $PDS_DIR/MACRO

mkdir $PDS_DIR/FLUX

mkdir $PDS_DIR/MICREF

#

#============= Change if you like ============================

#



24/43


set SRAC_DIR = $HOME/SRAC

set LM = $SRAC_DIR/bin/$LMN

set DATE = date +%b%d.%H.%M.%S

set WKDR = $HOME/SRACtmp.$CASE.$DATE

mkdir $WKDR

#

setenv fu50 $SRAC_DIR/lib/burnlibT/$BRN

setenv fu85 $SRAC_DIR/lib/kintab.dat

# setenv fu89 $ODR/$CASE.SFT89.$DATE


setenv fu99 $ODR/$CASE.SFT99.$DATE

set OUTLST = $ODR/$CASE.SFT06.$DATE

#

#============= Exec SRAC code with the following input data ============

#

cd $WKDR

cat - & $OUTLST

TEST

Cell Calculation by Pij (PEACO Approx)

1 1 1 1 2 1 4 3 -2 1 0 0 0 0 2 0 1 0 0 0 / SRAC CONTROL

2.77396E-4 / GEOMETRICAL BUCKLING

$HOME/SRACLIB-JDL32/pds/pfast Old File

$HOME/SRACLIB-JDL32/pds/pthml O F

$HOME/SRACLIB-JDL32/pds/pmcrs O F

$PDS_DIR/UFAST Scratch Core

$PDS_DIR/UTHERMAL S C

$PDS_DIR/UMCROSS S C

$PDS_DIR/MACROWRK S C

$PDS_DIR/MACRO N C

$PDS_DIR/FLUX N C

$PDS_DIR/MICREF S C

61 46 2 1 / 107 group => 3 group



25/43


61(1) /

46(1) /

28 33 /

46 /

& Pij for cylindrical cell with white boundary condition

6 6 6 3 1 0 6 0 0 0 5 0 6 15 0 0 30 0 / Pij Control

3 200 50 5 5 5 -1 0.0001 0.00001 0.001 1.0 10. 0.5 /

1 1 1 2 3 3 / R-S

3(1) / X-R

1 2 3 / M-R

0.0 0.2413 0.3413 0.386 0.4582 0.570 1.275 / RX

3 / NMAT

FUE1X01X 0 3 1025. 0.772 0.0 / 1 : FUEL

XU050009 2 0 8.6264E-4 /1

XU080009 2 0 2.2168E-2 /2

XO060009 0 0 4.6063E-2 /3

CLD1X02X 0 1 575. 0.1444 0.0 / 2 : CLADDING

XZRN0008 0 0 4.259E-2 /1

MOD1X03X 0 2 575. 1.6336 0.0 / 3 : MODERATOR

XH01H008 0 0 4.843E-2 /1

XO060008 0 0 2.422E-2 /2

&

0 / PEACO PLOT

END_DATA

#

#======== Remove scratch PS files ======================================

#

cd $HOME

rm -r $WKDR

#



26/43


27/43

4.2. Cell Burn-up Calculation 23

4.2 Cell Burn-up Calculation

Untuk kasus di problem-2 ini kita akan menentukan besar nilai untuk k-inf dan no densitas

aton untuk Uranium (U) dan Plutoniun (Pu) dengan diketahui data sebagai berikut terlebih

dahulu:

Linear heat rating (q

) = 160.0 Wt/cm

Burn-up step points (GWd/t) = (0.0) , 1.0 , 5.0 , 10.0 , 15.0 , 20.0 , 30.0 , 40.0 (kosong)

Dengan memanfaatkan bentuk sel geometri pada problem 1, maka kita dapat menggunakan

sampel template file PijBurn.sh untuk menyelesaikan kasus ini, dengan mengganti be-

berapa data yang telah di ketahuinya maka nanti kita akan mendapatkan besar untuk k-inf

dan no densitas aton untuk Uranium (U) dan Plutoniun (Pu). Bentuk INPUT an yang kami

kerjakan adalah sebegai berikut:

INPUT FOR PROGRAM PROBLEM - 2

#!/bin/csh

#

##################################################################

#

# >

#


#

##################################################################

# sample problem PijBurn : Cell Burnup by Pij

##################################################################

#


#





28/43


#


































29/43
















#

#=============================================================

#

alias mkdir mkdir

alias cat cat

alias cd cd

alias rm rm

#

#============= Set by user ===================================

#

# LMN : load module name

# = SRACsc.30m(Scalar,30M), SRACvp.50m(Vector,50M), ....

# BRN : burnup chain library data

# =ucm66fp : U-Np-Pu-Am-Cm & 65+1 FP & B-10 (standard model)

# =thcm66fp : Th-Pa-U-Np-Pu-Cm & 65+1 FP & B-10 (Th model)

# =ucm34fp : U-Np-Pu-Am-Cm & 30+4 FP & B-10 (simple FP model)


# CASE : case name which is refered as names of output files and PDS



30/43


# WKDR : directory name in which scratch PS files will be made and del

# PDSD : directory name in which PDS files will be made

#

set LMN = SRACsc.30m

set BRN = ucm66fp

set ODR = $HOME/SRAC/smpl/Lida

set CASE = PijBurn2

set PDSD = $HOME/SRAC/smpl/outp

#

#============= mkdir for PDS ================================

#

# PDS_DIR : directory name of PDS files

# PDS file names must be identical with those in input data

#

set PDS_DIR = $PDSD/$CASE

mkdir $PDS_DIR

mkdir $PDS_DIR/UFAST

mkdir $PDS_DIR/UTHERMAL

mkdir $PDS_DIR/UMCROSS

mkdir $PDS_DIR/MACROWRK

mkdir $PDS_DIR/MACRO

mkdir $PDS_DIR/FLUX

mkdir $PDS_DIR/MICREF

#

#============= Change if you like ============================

#

set SRAC_DIR = $HOME/SRAC

set LM = $SRAC_DIR/bin/$LMN

set DATE = date +%b%d.%H.%M.%S

set WKDR = $HOME/SRACtmp.$CASE.$DATE

mkdir $WKDR

#



31/43








#


#

cd $WKDR

cat - & $OUTLST

PIJB

Cell Burnup Calculation by Pij with Cooling option

1 1 1 1 2 1 4 3 -2 1 0 0 0 0 2 0 1 0 0 1 / SRAC CONTROL

2.77396E-4 / GEOMETRICAL BUCKLING








$PDS_DIR/MACRO New C

$PDS_DIR/FLUX N C

$PDS_DIR/MICREF S C

& Caution : Directory for PDS will not be made or deleted in program.

& If you set Scratch, members will be deleted.

61 46 1 1 / 107 group => 2 group

61(1) /

46(1) /

61 /

46 /



32/43


4 6 6 3 1 1 6 0 0 0 5 0 6 15 0 0 30 0 / Pij Control

3 200 50 5 5 5 -1 0.0001 0.00001 0.001 1.0 10. 0.5 /

1 1 1 2 3 3 / R-S

3(1) / X-R

1 2 3 / M-R

0.0 0.2413 0.3413 0.386 0.4582 0.570 1.275 / RX

3 / NMAT

FUE1X01X 0 3 1025. 0.772 0.0 / 1 : FUEL

XU050009 2 0 8.6264E-4 /1

XU080009 2 0 2.2168E-2 /2

XO060009 0 0 4.6063E-2 /3

CLD1X02X 0 1 575. 0.1444 0.0 / 2 : CLADDING

XZRN0008 2 0 4.259E-2 /1

MOD1X03X 0 7 581. 1.0 0.0 / 3 : MODERATOR

XH01H008 0 0 4.843E-2 /1

XO060008 0 0 2.422E-2 /2

XZRN0008 0 0 8.7989E-4 /3

XNIN0008 0 0 9.6919E-4 /4

XCRN0008 0 0 3.8407E-4 /5

XFEN0008 0 0 3.5563E-4 /6

XNB30008 0 0 5.7770E-5 /7

& Burnup Input

7 1 1 1 0 0 0 0 0 0 10(0) / IBC

7(1.800E-04) 0.0 0.0 / POWER LEVEL MW/CM

1.0000E+2 1.000E+3 2.5000E+3 5.000E+3 7.5000E+3 1.0000E+4 1.500E+4 2.0000

0 / PEACO PLOT

END_DATA

#




33/43


#

cd $HOME

rm -r $WKDR

#

#======== Remove PDS files if you dont keep them ======================

#

# rm -r $PDS_DIR

#

rm -r $PDS_DIR/UFAST

rm -r $PDS_DIR/UTHERMAL

rm -r $PDS_DIR/UMCROSS

rm -r $PDS_DIR/MACROWRK

# rm -r $PDS_DIR/MACRO

# rm -r $PDS_DIR/FLUX

rm -r $PDS_DIR/MICREF



34/43


Dari hasil outputan yang dimunculkan dari inputan tersebut maka kita akan mendapatk-

an data-data dibawah ini:

GW d/t (b-tag) 0.0 (0) 1.0 (1) 5.0 (2) 10.0 (3) 15.0 (4) 20.0 (5) 30.0 (6)

k(s)

M 1.3431 1.2794 1.2267 1.1683 1.1191 1.0755 1.0062

S/M

U-235 (S) 8.6264E-4 8.384E-4 7.275E-4 6.016E-4 4.845E-4 3.763E-4 1.933E-4

M 8.6264E-4 8.353E-4 7.357E-4 6.278E-4 5.343E-4 4.529E-4 3.207E-4

S/M 1.000 0.999 0.988 0.958 0.907 0.801 0.603

U-238(S) 2.2168E-2 2.216E-2 2.214E-2 2.210E-2 2.206E-2 2.202E-2 2.191E-2

M 2.2168E-2 2.215E-2 2.209E-2 2.202E-2 2.193E-2 2.185E-2 2.166E-2

S/M 1.000 1.000 1.002 1.004 1.006 1.008 1.012

Pu-239(S) 0.000 4.61E-06 2.22E-05 3.69E-05 4.58E-05 5.05E-05 5.31E-05

M 0.000 1.08E-05 5.02E-05 8.41E-05 1 .08E-04 1 .25E-04 1 .44E-04

S/M 1.000 0.426 0.441 0.439 0.424 0.404 0.368

Pu-240(S) 0.000 7.16E-08 1.91E-06 6.65E-06 1.30E-05 2.01E-05 3.41E-05

M 0.000 2.04E-07 1.18E-06 1.18E-05 2 .00E-05 2 .82E-05 4 .25E-05

S/M 1.000 3.51E-01 1.63E+00 5.65E-01 6.47E-01 7.12E-01 8.03E-01

Pu-241(S) 0.000 1.08E-09 1.54E-07 1.02E-06 2.71E-06 4.96E-06 1.04E-05

M 0.000 9.65E-09 1.05E-06 5.37E-06 1 .15E-05 1 .83E-05 3 .12E-05

S/M 1.000 1.12E-01 1.46E-01 1.90E-01 2 .35E-01 2 .72E-01 3 .32E-01

Pu-242(S) 0.000 6.86E-12 5.10E-09 7.61E-08 3.54E-07 1.02E-06 4.48E-06

M 0.000 5.68E-11 3.35E-08 3.63E-07 1 .25E-06 2 .77E-06 7 .64E-06

S/M 1.000 1.21E-01 1.52E-01 2.10E-01 2 .83E-01 3 .69E-01 5 .85E-01



35/43

4.3. Core Calculation by CITATION (R-Z) 31

4.3 Core Calculation by CITATION (R-Z)

Pada Problem ke -3 ini kita akan menentukan besar keff , effdan Peak Power Dencity

(W/cm3) Dengan data yang diketahui sebagai berikut:

Gambar 4.2: core calculation model

Dengan menggunakan Program SRAC kita akan mudah mendapatkan nilai yang akan

kita cari. Sample template file yang dapat kita gunakan adalah formatan file CitXYZ.sh

maka setelah kita memasukan data pada Inputan ini maka akan menjadi seperti:

#!/bin/csh

#

##################################################################

#

# >

#


#

##################################################################

# sample problem CitXYZ : 3-Dimensional CITATION (X-Y-Z)

##################################################################

#


#




36/43



#

































37/43

















#

#=============================================================

#

alias mkdir mkdir

alias cat cat

alias cd cd

alias rm rm

#

#============= Set by user ===================================

#

# LMN : load module name

# = SRACsc.30m(Scalar,30M), SRACvp.50m(Vector,50M), ....

# BRN : burnup chain library data

# =ucm66fp : U-Np-Pu-Am-Cm & 65+1 FP & B-10 (standard model)

# =thcm66fp : Th-Pa-U-Np-Pu-Cm & 65+1 FP & B-10 (Th model)

# =ucm34fp : U-Np-Pu-Am-Cm & 30+4 FP & B-10 (simple FP model)




38/43


39/43


#







#


#

cd $WKDR

cat - & $OUTLST

CORE

CITATION PWR WITH R-Z GEOMETRY

0 0 0 1 0 0 0 0 0 1 0 5 0 0 2 0 1 0 0 0 / SRAC CONTROL

1.0000E-20 / BUCKLING








$HOME/SRAC/tmp/PijBurn1/MACRO Old C

$PDS_DIR/FLUX S C

$PDS_DIR/MICREF S C

& Caution : Directory for PDS will not be made or deleted in program.

& If you set Scratch, members will be deleted.

61 46 1 1 /

61(1) /

46(1) /

61 /



40/43


46 /

4 0 -1 / NM NXR ID

1 1 / IXKY IDELAY (CALCULATE KINETICS PARAMETERS)

5.0CM MESH SIZE IN EACH DIRECTION

EPS(FLUX) < 1.0E-4, EPS(KEFF) < 1.0E-5, ZONE 4:BLACKNESS

001

0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0

0 0 0 0 0 0 0 0 1 1 0 1 1 1 0 1 0 0 0 0 0 0 0 1

900

0.

003

0 0 0 0 7 0 0 0 0 0 1 1 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0

0.0001 0.00001

0.0 0.0 1145.0000 1.0000 0.50

004

25 86.6030 25 35.8670 25 27.5300 10 20.0000 0

45150.0000 10 20.0000 0

005

1 2 3 4

4 4 4 4

008

-2 1 1

999

1 2 3 4 / MATTERIAL NO. BY ZONE

4 / NMAT FOR CORE

PIJBA610 0 0 0.0 0.0 0.0 / M1

PIJBA510 0 0 0.0 0.0 0.0 / M2

PIJBA310 0 0 0.0 0.0 0.0 / M3

REFLX01X 0 2 0.0 0.0 0.0 / M4

XH01H000 0 0 4.843E-2 /1



41/43


XO060000 0 0 2.422E-2 /2

END_DATA

#


#

cd $HOME

rm -r $WKDR

#

#======== Remove PDS files if you dont keep them ======================

#

rm -r $PDS_DIR

#

# rm -r $PDS_DIR/UFAST

# rm -r $PDS_DIR/UTHERMAL

# rm -r $PDS_DIR/UMCROSS

# rm -r $PDS_DIR/MACROWRK

# rm -r $PDS_DIR/MACRO

# rm -r $PDS_DIR/FLUX

# rm -r $PDS_DIR/MICREF

Dengan begitu maka akan kita dapatkan hasilnya jika benar. Untuk problem ke3 ini,

saya tidak berhasil mendapat kan nilai untuk keff ,effdan Peak Power Dencity (W/cm3)

karena adanya beberapa kesalahan dalam memasukkan data inputan. Jika kita benar maka

untuk besar masing-masing nilai akan :

keff 9.799134e-01

eff 0.000999239

Peak Power Dencity 1.534499e+02



42/43

Bab 5

PENUTUP

5.1 Kesimpulan

Pada pencarian solusi untuk memecahkan beberapa kasus dalam pembuatan Reaktor Nu-

klir metode analitik biasa jelas akan terasa sulit untuk mendapatkan beberapa nilai yang

akan kita cari, maka itu, dengan menggunakan metode numerik yang biasa digunakan da-

lam komputer akan sangat dapat memudahkan kita untuk menentukan atau mencari solusi

dari persoalan-persoalan yang cukup dianggap sulit, Maka dengan menggunakan Progran

SRAC kita dapat menyelesaikannya. Untuk pencarian solusi problem 1 dan 2 telah berhasil

didapatkan nilai untuk K infinnite dan K infinnite serta densitas nomer aton. sedangkan

untuk problem 3 belum berhasil menemukan nilai yang diminta. Dikarenakan adanya bebe-

rapa kesalahan dalam menganalisis data inputan pada program SRAC, maka dari itu untuk

perbaikan laporan berikutnya akan lebih teliti dan hati-hati dapam pemasukan INPUT-an

data kedalan program SRAC.

38


43/43

srac exercises

Documents