...

- Digilib BATAN

by user

on
Category: Documents
1

views

Report

Comments

Transcript

- Digilib BATAN
PENGEMBANGAN PROGRAM KOMPUTER PENDAR UNTUK
PENENTUAN FLUKS NEUTRON, DAYA REAKTOR DAN BURNUP
Tegas Sutondo, Syarip, Bambang Sumarsono, Heru Prayitno, Mudjilan*
ABSTRAK
PENGEMBANGAN PROGRAM KOMPUTER “PENDAR” UNTUK PENENTUAN
FLUKS NEUTRON, DAYA REAKTOR DAN BURNUP Telah diselesaikan pembuatan dan pengujian
Progam komputer PENDAR. Program tersebut merupakan versi pertama yang ditulis dalam bahasa
FORTRAN dan dimaksudkan sebagai bagian dari sistem kalibrasi fluks, daya serta pengelolaan bahan
bakar didalam teras reaktor Kartini. Pengujian telah dilakukan dengan membandingkan terhadap hasil
perhitungan program TRIGAP yang telah terverifikasi, untuk beberapa tingkat daya yang mencakup daya
rendah hingga daya nominal yang diinginkan. Hasil pengujian menunjukkan hasil yang sangat
memuaskan dan disimpukan bahwa program tersebut dapat digunakan untuk memperbaiki akurasi hasil
kalibrasi daya menggunakan metoda kalorimetri terutama pada tingkat daya rendah, serta pengelolaan
bahan bakar didalam teras untuk reaktor riset, khususnya reaktor Kartini.
ABSTRACT
DEVELOPMENT OF THE COMPUTER CODE “PENDAR” TO DETERMINE THE
NEUTRON FLUX, REACTOR POWER AND BURNUP. A computer code named as PENDAR, was
developed and tested. The code, first version, was written in FORTRAN, intended as part of flux and
power calibration, and in-core fuel management systems of Kartini Reactor. Verification test has been
performed by mean of benchmarking with a verified TRIGAP code, ranging from the low power to the
postulated nominal power levels. The results show a very good agreement between them and it’s
concluded that the code can be used to improve the accuracy of power calibration obtained by
calorimetrical method particularly at low power levels and the in-core fuel management for research
reactors, especially for Kartini reactor.
PENDAHULUAN
Setting atau penyesuaian skala pada meter daya terhadap daya termal yang
dibangkitkan reaktor, ditetapkan berdasarkan hasil kalibrasi daya reaktor. Dengan
demikian, akurasi data yang ditampilkan oleh meter daya sangat tergantung dari
ketepatan hasil kalibrasi.
Kalibrasi yang lazim digunakan selama ini didasarkan pada metoda kalorimetri
yang dapat dilakukan melalui 2 cara yaitu Stasioner dan non stasioner. Metoda
stasioner didasarkan pada pengamatan laju alir (flow rate) dari pendingin primer serta
•
Pusat Penelitian Pengembangan Teknologi Maju-Badan Tenaga Nuklir Nasional
perbedaan antara suhu masuk dan keluar reaktor dari pendingin, sedang metoda nonstasioner didasarkan pada pengamatan laju perubahan suhu air pendingin didalam
tangki reaktor di mana sistem primer dimatikan.
Pengalaman pada reaktor Kartini selama ini menunjukkan bahwa metoda
stasioner memberikan hasil yang kurang baik dibanding dengan metoda non stasioner,
sekalipun metoda tersebut paling praktis dan cepat. Hal ini terjadi karena akurasi
penunjukan flow meter serta suhu yang kurang baik, yang dimungkinkan karena belum
terkalibrasinya peralatan tersebut secara baik dan perbedaan suhu suhu air yang masuk
dan keluar reaktor yang relatif rendah (sekitar 2 oC) sehingga untuk kalibrasi meter
daya pada reaktor Kartini selalu didasarkan pada metoda non stasioner.
Sekalipun demikian, akurasi dari metoda non-stasioner juga masih diragukan,
mengingat pengulangan pengukuran sering memberikan hasil yang tidak konsisten.
Hal ini terjadi karena pada tingkat daya yang relatif rendah (seperti pada reaktor
Kartini), maka laju kenaikan suhu air pendingin sangat kecil, sehingga kesalahan
dalam pembacaan termometer menjadi besar, selain masalah ketelitian skala
termometer yang digunakan.
Berdasarkan kenyataan tersebut, maka selain perlu dilakukan pembenahan
terhadap alat ukur flow meter dan termometer maka dirasa perlu mengembangkan
metoda kalibrasi daya yang akurasinya tetap baik untuk semua tingkat daya, yaitu
berdasarkan metoda non-kalorimetri, yang diimplemetasikan melalui program
PENDAR.
Makalah ini menyajikan dasar teori, metodologi dan implementasinya pada
program PENDAR beserta hasil pengujian program tersebut.
DASAR TEORI
Laju reaksi fisi yang terjadi di dalam reaktor pada kondisi ajeg (steady state)
secara umum dinyatakan dengan (1)
R
f
= ∑
f
(E )
∫
φ ( E ) dv
vol
atau
Rf = ∑ f
φ
Vteras
(1)
dengan
φ =
∫ φ ( E)dv
v
∫ dv
(2 )
v
Adalah besarnya fluks neutron rerata didalam teras. Untuk teras berbentuk kotak,
maka fluks rerata teras dapat dapat dinyatakan dengan
φ = φ0 k x k y k z
Di mana
kx , ky dan kz masing-masing ratio fluks rerata pada arah x, y dan z terhadap fluks pada
pusat teras (φ 0). sedang untuk teras berbentuk silinder,maka persamaan (2) menjadi
φ = φ 0 k r2 k z
(3)
Σ f = tampang lintang fisi makroskopis dari bahan bakar yang digunakan
φ = fluks neutron sebagai fungsi energi
v = volume
Dalam hal reaktornya jenis reaktor termal, maka φ adalah fluks pada energi termal.
Besarnya daya (watt) yang dibangkitkan didalam reaktor dinyatakan dengan
P=
P=
∑f
φ
Vteras
3.1 * 10
G
NA σ f
3.1 * 1010 * A
Dengan
G
A
NA
σf
(4)
10
= total kandungan bahan fisil (gram) didalam teras reaktor
= Nomor massa dari bahan fisil yang digunakan.
= bilangan Avogadro =6,022045E 23
=tampang lintang fisi mikroskopik (barns) dari bahan fisil yang
digunakan.
(5)
Sehingga dengan mengetahui besarnya core loading dan fluks neutron rerata
didalam teras reaktor, maka besarnya daya yang dibangkitkan dapat diketahui.
Besarnya fluks rerata di dalam teras dalam hal ini dapat ditentukan dari hasil
pemetaan distribusi fluks neutron di dalam teras pada arah radial dan aksial pada suatu
tingkat daya, menggunakan detektor swadaya (Self Powered Detector / SPD) di mana
besarnya arus listrik yang dihasilkan oleh detektor sebanding dengan besarnya fluks
neutron.
Besarnya fluks neutron yang sebenarnya, ditentukan dengan pengukuran
menggunakan cara pengaktivan foil yang dilakukan pada pusat teras pada tingkat daya
tertentu (misal 1 k watt), selanjutnya besarnya arus yang diberikan SPD
dinormalisasikan terhadap besarnya fluks yang dihasilkan dari pengaktivan foil (φabs )
yang ditentukan berdasarkan persamaan berikut ini (1, 4) :
th
φ abs
= Wσ
act
λ A C
ε γ N A (1−e − λ ti ) ( e− λ t d ) (1−e − λ tc )
−F )
∗ (CR
α *CR
(6)
Di mana
A
= berat atom foil
C
= Total cacah gamma terukur dari isotope hasil aktivasi
W
= berat foil (gram)
σact
= tampang lintang aktivasi dari foil yang digunakan (barn)
ε
= efisiensi dari sistem cacah terhadap sinar gamma
γ
= fraksi laju emisi sinar gamma dari radio isotope yangbterbentuk.
λ
= konstanta peluruhan dari radio isotope yang diamati.
ti , td dan tc masing-masing lama waktu irradiasi, waktu tunda dan waktu
cacah.
α
= koreksi faktor serapan diri neutron termal pada foil.
CR
= Cadmium Ratio = perbandingan aktivitas foil telanjang terhadap
aktivitas foil terbungkus cadmium.
F
= Faktor koreksi untuk memperhitungkan fraksi neutron epitermal
yang terserap pada bungkus cadmium.
bare
CD
= Aepi
/ Aepi
Untuk cadmium dengan ketebalan 0.5 hingga 1 mm dengan cut off energy antara 0,45
dan 0,55 ev maka F ≈ 1
Selanjutnya bila perhitungan daya akan didasarkan pada 2 kelompok energi neutron,
maka neutron kelompok cepat dapat ditentukan sebagai:
φepi = φth / (CR-1.0))
di mana CR harus dibagi dengan F dalam hal F ≠ 1.0
(7)
BEBERAPA KRITERIA DALAM PEMILIHAN DETEKTOR/FOIL
Detektor/Foil yang akan digunakan untuk menentukan besarnya fluks neutron,
hendaknya memiliki persyaratan sebagai berikut ini:
1. Tingkat kemurniannya tinggi, sedemikian rupa sehingga aktivitas gangguan yang
ditimbulkan kurang dari 1%.
2. Tingkat gangguan/perturbation dari detektor terhadap fluks neutron termal dibuat
sekecil mungkin (kurang dari 10 %.) dengan mempertimbangkan ukuran dari foil.
3. Untuk pengukuran pada daerah yang mengandung air, maka detektor tidak boleh
rusak akibat kontak dengan air.
4. Detektor sebaiknya dalam bentuk padatan dan stabil secara kimiawi dan tidak
mengganggu keselamatan operasi reaktor..
5. Umur paroh dari detektor yang digunakan tidak terlalu kecil dibanding dengan
waktu tunggu dan waktu cacah..
6. Disarankan menggunakan detektor yang dapat digunakan berulang-ulang.
7. σact dari detektor tidak terlalu menyimpang dari sifat 1/v dan diketahui secara
akurat, sehingga fluks neutron yang terhitung dapat lebih teliti.
Di antara detektor yang memenuhi persyaratan tersebut diatas adalah seperti
pada tabel 1 berikut ini.
Tabel 1. Foil aktivasi untuk neutron Termal dan Resonansi [4]
Energi
Res
(ev)
T1/2
(hari)
98,8
4,91
2,7
Titik
Leleh
(oC)
Jenis
Reaksi
Au
(metal)
1063
197
Co
(metal)
1495
59
Co
(n,γ)
60
Co
100
20,2
132
1920
Cu
(metal)
1083
63
69,1
4,4
580
0,533
β 2,63
100
13,2
337
0,107
5
γ 0,845
(99%)
Au
(n,γ)
198
Au
Kelim
pahan
(%)
100
σath
(barn)
Unsur &
(bentuk)
Energi radiasi
Utama (Mev)
γ 0,412
(95%)
β 0,96
γ
1,173+1,332
(100%)
β 0,312
Mn
(alloy
atau
larutan)
Cu
(n,γ)
64
Cu
55
Mn
(n,γ)
56
Mn
Tabel 2. Foil aktivasi untuk neutron pada energi Threshold [4]
Unsur &
(bentuk)
Titik
Leleh
(oC)
S
(pellet)
Ni
(metal)
120
Ti
(metal)
σaeff
(barn)
Energi
(Mev)
T1/2
(hari)
S (n,p) 32S
95
300
3.0
14,2
β 1,71
58
68
550
3.0
71,3
γ 0,80
(100%)
β 0,312
8,0
230
5,5
83,9
γ 2,01 + 0,89
(100%)
32
1453
1453
Kelimpahan
(%)
Jenis Reaksi
Ni (n,p)
58
Co
463
Ti (n,p)
Sc
46
Energi radiasi
Utama (Mev)
β 0,36
Al
(metal)
27
Al (n,p)
37
Na
100
70
7,5
0,625
γ 2,75 + 1,37
(100%)
β 1,39
BEBERAPA KOREKSI
Koreksi Terhadap Hasil Aktivasi Foil
Koreksi depressi fluks dan Self Shielding
Sampel/foil yang digunakan akan menimbulkan gangguan terhadap fluks
neutron yang sedang diukur (terutama pada kelompok energi rendah/termal) berupa
pengurangan sehingga fluks yang terukur pada permukaan foil (φ S) akan (terdepressi)
menjadi lebih rendah dari yang semestinya (φ 0). Selanjutnya neutron yang terserap
didalam foil akan mengalami atenuasi sehingga menambah efek depresi yang disebut
dengan efek serapan diri atau self shielding didalam foil, sehingga intensitas / jumlah
neutron yang mengalami reaksi dengan atom foil menjadi berkurang, seperti
diilustrasikan berikut ini:
moderator
φ 0 (bebas gangguan)
Fluks rerata didalam foil
Efek depressi
φS
Self Shielding
Gambar 1: Efek Depresi Fluks dan Serapan Diri
tebal foil
Faktor koreksi untuk faktor depresi dan self shielding masing-masing adalah :
Fdep = φS / φ0
Fss = φ / φ S
Koreksi terhadap faktor depressi dapat ditentukan dari persamaan berikut [2]:
F dep = 1 . 0 +
0 . 34 β R
λ tr
Fdep = 1.0 + 0.5 β [
untuk
3.0 R L
− 1.0 ];
2.0 λtr ( R + L )
(8)
R << λ tr
untuk R >> λtr
(9)
Faktor koreksi serapan diri / Self Shielding untuk fluks yang isotropik adalah:
FSS = (1.0 – T) / 2.x
Dengan
R = Radius Foil yang digunakan
β = 1.0 – T;
T = Transmission probability
T = e − x ( 1 . 0 − x ) + x 2 [ E 1 ( x )]
(10)
x = Σa d;
Σa = tampang lintang makroskopik dari foil,
E1 (x)= Integral logaritmic
= ∞ e −t
dt
∫
t
x
λtr = Transport Mean Free Path
d = tebal foil (cm)
Koreksi FILTER
Pada pengukuran neutron epitermal menggunakan foil yang dibungkus
kadmium ada kemungkinan bahwa sebagian neutron epitermal terserap oleh cover
cadmium yang digunakan. Untuk itu diperlukan koreksi terhadap Cadmium Ratio (CR)
yang terukur yaitu dengan membagi dengan faktor faktor koreksi Fcd untuk
memperhitungkan fraksi neutron epitermal yang terserap pada bungkus cadmium.
bare
CD
Fcd = Aepi
/ Aepi
(11)
Bila scattering dan self shielding didalam foil dapat diabaikan, maka
Fcd =
bare
Aepi
(1.0 − α ) A
CD
epi
=
1.0
2 E 3 (Γc )
(12)
Di mana :
α = 1.0 – 2E3(Γc)
Γc = Cadmiumthickness = d.Σ a CD
d = m/ρA
m = massa (gram)
ρ = densitas (gr/cm3)
A = luas (cm2)
Untuk filter yang ideal, maka Fcd = 1.0
Cadmium dengan tebal antara 0,5 hingga 1.0 mm (masing-masing memiliki cut off
energy 0,45 ev dan 0,55 ev) cukup mendekati ideal (4).
Koreksi Pergeseran Spektrum
Keberadaan penyerap neutron yang kuat seperti bahan bakar, batang kendali, dsb.,
akan menggeser spektrum energi neutron didalam teras ke arah yang lebih tinggi.
Untuk itu, besarnya tampang lintang dari material/foil yang digunakan harus
dievaluasi berdasarkan temperatur neutron (Tn) efektif. Menurut Coveyou besarnya Tn
dapat ditentukan dari temperatur moderator (Tm) berdasarkan persamaan berikut ini:
Tn
Tm
= 1 + 0.46∆
(13)
1. Untuk model homogen, maka
Σ (E )  E 
∆ = 2A a


Σ s  kTm 
1/ 2
4Σ ma (kTm )
ξ Σ ms
≈
(14)
Dengan ξ adalah penurunan energi logaritmis rerata per tumbukan
1. Untuk sistem heterogen dengan moderator air ringan,
Σ (E )  E 
∆ = 2A a


Σ s  kTm 
1/ 2
≈
4Σ ma (kTm )
ξ Σ ms
(15)
Di mana
m dan abs masing masing index untuk moderator dan absorber
N = jumlah macam inti moderator atau absorber
FI = rasio rapat neutron rerata di dalam material penyerap i dan moderator
Σa dan Σs masing-masing tampang lintang makroskopis serapan dan hamburan.
Setelah temperatur neutron (Tn) diketahui, maka besarnya tampang lintang serapan
dari foil terkoreksi temperatur pada daerah Maxwellian ditentukan sebagai berikut:
Untuk foil dengan sifat 1/v, yaitu di mana besar tampang lintang serapannya
berbanding terbalik dengan kecepatan atau energi neutron, maka
 πT 
Σa =  0 
 4Tn 
1/ 2
Σ a (E0 )
(16 )
Sedang untuk foil dengan sifat non 1/v, maka :
πT 
Σa =  0 
 4Tn 
1/ 2
g a (T n )
Σ a ( E0 )
(17 )
Dalam hal ini T0 = temperatur kamar = 293,6 0 K dan E0 = 0.025 eV
ga(Tn) = faktor non 1/v untuk foil yang digunakan, sebagai fungsi temperatur, yang
secara matematis dinyatakan sebagai berikut:
∞
g (Tn ) =
∫ σ (v) v n(v) dv
0
∞
(18)
σ 0 v0 ∫ n(v) dv
0
di mana
 mv 2 
n (v) = v 2 exp −

 2kTn 
= rapat neutron sebagai fungsi kecepatan
(19)
Untuk beberapa material, parameter g a(Tn) telah ditabelkan. Bila spektrum neutron
yang ditinjau juga mencakup daerah Non Maxwellian hingga cut off energy Ecd maka
koreksi terhadap tampang lintang aktivasi foil menjadi:
 πT 
Σa =  0 
 4Tn 
1/ 2
Σ a ( E0 ) [ g a (Tn ) + r s (Tn )]
(20)
dengan s(Tn ) = faktor non 1/v pada daerah non Maxwellian (untuk beberapa matei
yang telah ditabelkan) dan r = spectralindek yang menyatakan ukuran besarnya
komponen nonMaxwellian. Harga r dapat ditentukan dari persamaan :
r Tn / T0 =
1
4 Rcd
πE cd
kT0
;.....kT0 = 0.025ev
(21)
Untuk aktivasi pada daerah Epitermal, φ(E) = φepi/E maka untuk foil yang sangat tipis
A∞= N φepi I0
(22)
I0 =
∞
σ act ( E )
∫E E dE
cd
(23)
=infinite dilution Resonance Integral, untuk beberapa material telah
ditabelkan.
METODOLOGI
Implementasi metode tersebut kedalam program komputer PENDAR dilakukan
dengan pendekatan sebagai berikut:
1. Data distribusi fluks neutron yang diperoleh dari hasil pemetaan didalam teras
reaktor baik pada arah vertikal maupun radial dikonversi kebentuk fungsi
polinomial, untuk selanjutnya digunakan untuk mencari reratanya dan
perbandingannya terhadap fluks pada pusat teras (kx, ky, kz). Proses konversi
tersebut dilakukan secara otomatis melalui Subroutine POLFIT yang ada didalam
Program PENDAR.
2. Berdasarkan fungsi polinomial hasil fitting tersebut, selanjutnya juga dapat
ditentukan besarnya fluks dan daya pada tiap zone, dengan cara menormalisasikan
terhadap fluks rerata teras dan daya teras yang telah dihitung. Secara ringkas,
besarnya daya pada tiap zone ditentukan berdasarkan persamaan berikut:
P(z) =φ(z) /φ&&&*w(z)/ w(teras) *P(teras)
(24)
Di mana w(z) dan w(teras) masing-masing = berat U235 pada zone dan teras.
3. Besarnya fluks absolut dapat dilakukan pada sembarang lokasi di dalam teras
(misal bagian terluar), selanjutnya harga fluks pada pusat teras dan tempat lainnya
dapat dilakukan dengan menormalisasikan berdasarkan hasil pemetaan distribusi
didalam teras (yang bisa dilakukan antara lain dengan detektor swadaya ).
4. Dalam hal pengukuran fluks absolut dilakukan dengan foil, maka selain
menggunakan foil standar yang baik, juga ketebalannya yang cukup tipis dan
ukurannya relatif kecil, sehingga efek gangguannya dapat diabaikan.
5. Perhitungan didasarkan pada dua kelompok energi neutron (termal dan cepat), di
mana kelompok cepat dimulai dari batas cutt off energy untuk standar bungkus
cadmium setebal antara 0.5 – 1 mm (tebal ideal). Dalam hal ini besarnya
Cadmium Ratio rerata teras diambil dari rerata seluruh daerah / zone.
Secara ringkas, proses perhitungan ditunjukkan seperti pada diagram (gambar 2):
6. Data masukan disiapkan melalui file masukan (nama file bebas) dengan format
bebas, yang memuat antara lain pilihan problem yang diinginkan (perhitungan
fluks atau daya) dan data lain yang bersangkutan seperti konfigurasi teras dan opsi
untuk perhitungan Burnup (dalam hal dipilih perhitungan daya).
7. Apabila dipilih perhitungan fluks maka program akan membaca data konstanta
unsur/foil yang digunakan melalui file pustaka “UNSUR.LIB” untuk selanjutnya
diproses melalui subroutine CASE1 sedang untuk perhitungan daya maka
PROGRAM akan berkomunikasi dengan file ELEM.DAT yang memuat informasi
nomor identifikas dan burnup/kandungan U235 dari tiap elemen yang menyusun
teras, sesuai dengan data konfigurasi yang diberikan pada file masukan, dan
selanjutnya dilakukan pemrosesan melalui subroutine utama CASE2.
8. Apabila diinginkan perhitungan BURNUP, maka harga burnup dari tiap elemen
bakar didalam teras akan dihitung dan dilakukan pembaharuan (update) data
burnup dari tiap elemen bakar pada file ELEM.DAT
START
INPUT
FILE
IDENTIFIKASI
DATA
ELEM.DAT
CASE 1
(FLUKS)
UNSUR.LIB
CASE 2
(DAYA)
CETAK HASIL
STOP
Gambar 2. Diagram Alir Program PENDAR
HASIL DAN PEMBAHASAN
Berikut ini diberikan contoh hasil pengujian program PENDAR baik untuk
perhitungan fluks maupun daya reaktor. Tabel 2 adalah contoh dari bentuk file
masukan untuk perhitungan fluks dan daya.
Baris pertama pada file masukan (‘FLUKS’ atau ‘DAYA’) menunjukkan
masalah yang dipilih. Pada file masukan pertama, dievaluasi sebanyak 5 data
pengukuran yang sama dengan variasi temperatur moderator. Dari kasus tersebut,
maka diperkirakan besarnya fluks neutron akan semakin tinggi seiring dengan
kenaikan temperatur moderator sebagai akibat penurunan tampang lintang aktivasi.
Hasil perhitungan untuk kasus tersebut diberikan pada tabel 3, di mana terlihat adanya
kenaikan besarnya fluks dengan kenaikan temperatur moderator, sesuai yang
diharapkan.
Selanjutnya untuk perhitungan daya reaktor telah dilakukan pembandingan
dengan hasil perhitungan program TRIGAP. Program TRIGAP adalah program difusi
1 dimensi, dengan 2 kelompok energi neutron yang dirancang untuk perhitungan
kekritisan dan pengelolaan bahan bakar didalam teras, untuk reaktor TRIGA (250 kw).
Program tersebut telah terverifikasi dan telah digunakan pada reaktor Kartini kegiatan
pengelolaan teras. Salah satu kekhususan dari program TRIGAP adalah bahwa
besarnya tingkat daya reaktor harus ditetapkan kemudian menghitung keff nya serta
distribusi fluks/daya pada setiap zone.
Sebagai langkah pembading, maka dievaluasi distribusi fluks yang dihasilkan
dari perhitungan TRIGAP untuk beberapa tingkat daya, mulai dari daya rendah hingga
100 KW. Selanjutnya dilakukan perhitungan dengan program PENDAR,
menggunakan data kandungan U235 pada file ELEM.DAT dan konfigurasi teras yang
sama dengan pada perhitungan dengan program TRIGAP untuk beberapa tingkat daya
tersebut.
Hasil perhitungan menunjukkan tingkat kesamaan yang sangat baik, seperti
ditunjukkan pada tabel 4.
Tabel 4. Hasil Perhitungan Fluks Dengan PENDAR (Temperatur divariasi)
Nomor
Sampel
1
2
3
4
5
Cacah
Total
1018
1018
1018
1018
1018
Cacah
Epitermal
299
299
299
299
299
Cadmium
Ratio
3.405
3.405
3.405
3.405
3.405
T- Mod
(o C)
50
70
90
110
130
φTh
( x 10 10 )
6.3375
6.4929
6.6394
6.7775
6.9076
φ Epi
( x 1010 )
2.6355
2.7001
2.7610
2.8184
2.8726
Tabel 5. Verifikasi Program PENDAR Terhadap program TRIGAP
Daya (KW)
TRIGAP
1.0
10
25
50
75
90
100
φ (0,0)
( x 10 12 )
0.02976
0.2979
0.74589
1.4458
2.2501
2.7048
3.0089
φ1 rerata
( x 10 12 )
0.01067
0.10679
0.26753
0.53687
0.80800
0.97150
1.08090
φ2 rerata
( x 10 12 )
0.01831
0.18331
0.45923
0.92156
1.38700
1.66760
1.85540
Daya (KW)
PENDAR
1.0245
9.8978
24.796
49.758
74.888
90.042
100.18
KESIMPULAN
Dari hasil pengujian disimpulkan bahwa program PENDAR telah dapat
berfungsi sebagaimana diharapkan. Verifikasi menggunakan program TRIGAP
menunjukkan bahwa model perhitungan yang digunakan pada program PENDAR
cukup baik, dan karenanya dapat digunakan sebagai kalibrator terhadap meter daya,
dan diharapkan dapat memperbaiki kalibrasi dengan metoda Kalorimetri pada reaktor
riset dan pengelolaan bahan bakar selama didalam teras, serta pengembangan lebih
lanjut pada sistem monitor daya, khususnya untuk reaktor Kartini.
DAFTAR PUSTAKA
1. ANL-6410, Reactor Laboratory Experiments, August (1961)
2. ANL-5800, Reactor Physics Constants
3. EDWARD PROFIO, Experimental Reactor Phisics, John Wiley and Sons, New
York (1976)
4. H. BOECK, Neutron Activation Foil Manual, Course Manual of the regional
training course, on the use of PC in research reactor operation and management,
Bandung, Indonesia, January (1992)
5.
S.D. CONTE and CARL DE BOOR, Elementary Numerical Analysis, Mc. GrawHill Book Company (1972)
Tabel 3. Contoh data pada file masukan untuk program PENDAR
Contoh data pada file masukan untuk perhitungan FLUKS
'FLUKS' / PERHITUNGAN FLUKS ABSOLUT
197, 5 / NOMOR MASSA DAN JUMLAH DATA YANG AKAN DIPROSES
1, 0.011, 5.0, 23.934, 5.0, 1018.0, 23.834, 5.0, 299.0, 6.0e-3, 50.0/ DATA 1
2, 0.011, 5.0, 23.934, 5.0, 1018.0, 23.834, 5.0, 299.0, 6.0e-3, 70.0/ DATA 1
3, 0.011, 5.0, 23.934, 5.0, 1018.0, 23.834, 5.0, 299.0, 6.0e-3, 90.0/ DATA 1
4, 0.011, 5.0, 23.934, 5.0, 1018.0, 23.834, 5.0, 299.0, 6.0e-3, 110.0/ DATA 1
5, 0.011, 5.0, 23.934, 5.0, 1018.0, 23.834, 5.0, 299.0, 6.0e-3, 130.0/ DATA 1
Keterangan
Baris pertama identifikasi masalah ='fluks'
Baris kedua = nomor massa foil (197=emas) dan jumlah data yang diproses (5)
Baris ketiga dan seterusnya memuat parameter yang sama yaitu:
Kolom 1 = nomor foil
Kolom 2 s/d 10 adalah sebagai berikut:
BERAT FOIL (GRAM)
LAMA IRRADIASI (MENIT)
WAKTU TUNGGU FOIL TELANJANG (JAM)
WAKTU CACAH FOIL TELANJANG (MENIT)
TOTAL CACAH FOIL TELANJANG
WAKTU TUNGGU FOIL DIBUNGKUS CD (JAM)
WAKTU CACAH FOIL DIBUNGKUS CD (MENIT)
TOTAL CACAH FOIL DENGAN BUNGKUS CADMIUM
EFISIENSI DETEKTOR
TEMPERATUR MODERATOR (o C)
Contoh data pada file masukan untuk perhitungan DAYA REAKTOR
'POWER' / à PERHITUNGAN DAYA REAKTOR
9 17 17 / à JUMLAH PASANGAN DATA DISTRIBUSI FLUKS PADA ARAH AKSIAL DAN RADIAL(X,Y)
0.0 5.0 10.0 15.0 20.0 25.0 30.0 35.0 40.0/ à JARAK ANTAR TITIK PADA ARAH AKSIAL
2.0 4.0 5.0 8.0 10.0 10.0 8.0 6.0 4.0 / à HARGA PADA TIAP TITIK ARAH AKSIAL
.14 1.5 2.86 4.22 5.58 6.94 8.3 9.66 11.02 12.38 13.74 15.1 16.46 17.82 19.18 20.54 21.9 / à JARAK ANTAR TITIK(X)
.29790 .27417 .21759 .19319 .18615 .18505 .17877 .16722 .15209 .13989 .12894 .11848 .10800 .099929
.093858 .082744 .068078 / à DATA NILAI PADA MASING-MASING TITIK PENGAMATAN ARAH X
.14 1.5 2.86 4.22 5.58 6.94 8.3 9.66 11.02 12.38 13.74 15.1 16.46 17.82 19.18 20.54 21.9/ à JARAK ANTAR TITIK(Y)
. 29790 .27417 .21759 .19319 .18615 .18505 .17877 .16722 .15209 .13989 .12894 .11848 .10800 .099929
.093858 .082744 .068078 / à DATA NILAI PADA MASING-MASING TITIK PENGAMATAN ARAH Y
0.2979E12 60. 0.0 38.0/ à FLUKS PADA PUSAT TERAS, SUHU MODERATOR, LAMA OPR, TINGGI TERAS
0/ à PILIHAN PERHITUNGAN BURNUP : 1= BURNUP DIHITUNG, 0= BURNUP TIDAK DIHITUNG
6 / à JUMLAH ZONE DIDALAM TERAS
1 6 12 18 24 30 / à MAKSIMUM JUMLAH LOKASI ELEMEN PADA TIAP ZONE
2.3125 6.1183 10.0800 14.0660 18.0610 22.0600/ à JARI-JARI TIAP ZONE
1.829075 1.522626 1.524665 1.479919 1.506481 1.63262 / à CADMIUM RATIO PADA TIAP ZONE
4 / à NOMOR IDENTIFIKASI ELEMEN PADA PUSAT TERAS
9883 9636 9637 9639 9640 9641 à NOMOR IDENTIFIKASI ELEMEN PADA RING - B
9887 9886 9875 9869
4 9870 à NOMOR IDENTIFIKASI ELEMEN PADA RING - C
9873 9874
4 9872 9871 9998
9978 9879 9980 9878 9879 9876 à NOMOR IDENTIFIKASI ELEMEN PADA RING - D
9877 9985 9986 9987 9885 9882
9881 9880 9981 9982 9983 9984
4 9977 9994 9598 9542 9592 à NOMOR IDENTIFIKASI ELEMEN PADA RING - E
9976 9975 9892 9995 9594 9596
9891 9597 9595 9996 9890 9889
9997 9593 9888 9635 9988 9540
9350 9539 9353 9354 9538 9541
à NOMOR IDENTIFIKASI ELEMEN PADA RING - F
6
8
6 9537 9536
6
8
6
6
6
7
11
6
6 9535
6 9352
6
9349
6
6
6
6
6
HOME
KOMPUTASI DALAM SAINS DAN TEKNOLOGI NUKLIR XII
Fly UP