Aini, Nurul
(2014)
PERHITUNGAN PENAMPANG LINTANG MAKROSKOPIK
DALAM SEL BAHAN BAKAR NUKLIR
PADA REAKTOR CEPAT.
Other thesis, ANDALAS UNIVERSITY.
Abstract
9
PERHITUNGAN PENAMPANG LINTANG MAKROSKOPIK
DALAM SEL BAHAN BAKAR NUKLIR PADA REAKTOR CEPAT
ABSTRAK
Penampang lintang makroskopik memiliki peranan penting dalam menghitung
transport neutron yang terjadi pada reaktor nuklir. Hasil penampang lintang
digunakan untuk menghitung nilai distribusi fluks neutron yang terjadi di teras
reaktor. Penelitian ini menyajikan nilai penampang lintang makroskopik dari sebuah
sel bahan bakar nuklir. Tahap awal dilakukan dengan menentukan bahan bakar yang
digunakan yaitu uranium-plutonium nitride, kemudian fraksi massa dan fraksi
volume, cladding, dan pendingin. Perhitungan penampang lintang makroskopik ini
dilakukan dengan metode simulasi komputasi menggunakan bahasa pemrograman
Borland Delphi 7.0. Program yang digunakan adalah program homogenisasi sel
dengan data library JFS-3-J33 dari JAEA (Japan Atomic Energy Agency) yang
menghasilkan nilai penampang lintang makroskopik untuk 70 grup energi. Hasil
analisis menunjukan nilai reaksi penampang lintang makroskopik hamburan dan
serapan untuk nuklida uranium pada energi 1 MeV memiliki nilai yang hampir sama
dengan referensi yaitu U-235 dengan nilai a = 5,29.10-3 cm-1, t = 3,27.10-1 cm-1
dan U-238 dengan nilai a = 5,55.10-3 cm-1, t = 3,38.10-1cm-1, sedangkan plutonium
mengalami sedikit penyimpangan karena kurang dominan dibandingkan uranium
dalam kapasitas sel bahan bakar nuklir.
Kata kunci: penampang lintang makroskopik, sel bahan bakar nuklir, reaktor cepat
10
CALCULATION OF MACROSCOPIC CROSS SECTION
IN NUCLEAR FUEL CELL AT FAST REACTOR
ABSTRACT
Macroscopic cross section has an important role in the neutron transport calculation
that occurs in a nuclear reactor. The result of the cross section is used to calculate the
neutron flux distribution in the reactor core. This study presents the quantity of
macroscopic cross section of a nuclear fuel cell. The initial work is the selection of
uranium-plutonium nitride as fuel, followed by mass fraction, volume fraction,
cladding and coolant. The macroscopic cross section calculations is performed with
computer simulation method using Borland Delphi 7.0. The program is used a cell
homogenization code with a library data JFS-3J33 from JAEA (Japan Atomic Energy
Agency) that generates of the macroscopic cross section for 70 groups of energy. The
analysis showed that the macroscopic cross section of the scattering and absorption of
uranium nuclides in energy of 1 MeV gives results in accordance with refrence, that
are U-235 has a value a = 5,29.10-3 cm-1, t = 3,27.10-1 cm-1 and U-238 with a
value of a = 5,55.10-3 cm-1, t = 3,38.10-1 cm-1, except for plutonium because the
one is not dominan than uranium in the capasition of nuclear fuel cell.
Keyword : macroscopic cross section, nuclear fuel cell, fast reactor
Actions (login required)
 |
View Item |
