Articles

Found 3 Documents
Search

Solution methods of neutron transport equation in nuclear reactors Shafii, Mohamad Ali
Jurnal ILMU DASAR Vol 14, No 2 (2013)
Publisher : Fakultas MIPA Universitas Jember

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (201.737 KB)

Abstract

A few numerical methods that usually used to solve neutron transport equation in nuclear reactor are SN dan PN method, Monte Carlo, Collision Probability and Methods of Characteristics . First two methods have been developed using diffusion approach, and last three methods suitable are applicated for transport approximation. Those of three methods have important role in the desain of nuclear reactors. In addition to follow the development of advanced reactor designs, the three methods were chosen because they do not use diffusion approach these are more accurate methods, as well as less need considerable computer memory. Of all the existing methods, the CP method has several advantages among the others. Keywords : Neutron transport, SN, PN, CP, MOC, MC
Analisis Laju Reaksi Neutron Dalam Sel Bahan Bakar Nuklir Pada Reaktor Cepat Martha, Reni; Shafii, Mohamad Ali; Afdal, Afdal
Jurnal Ilmu Fisika Vol 8, No 2 (2016): JURNAL ILMU FISIKA
Publisher : Jurnal Ilmu Fisika

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (325.129 KB)

Abstract

Analisis laju reaksi neutron dalam sel bahan bakar nuklir pada reaktor cepat sangat penting dilakukan, karena laju reaksi fisi, serapan dan total yang merata dapat mengurangi pemuncakan daya (power peaking) yang tidak diinginkan. Penelitian ini menggunakan metode collision probability (CP) dengan pendekatan flat flux yang melibatkan proses homogenisasi sel bahan bakar nuklir. Dari hasil homogenisasi sel dapat diperoleh distribusi fluks neutron sebagai fungsi energi grup. Selanjutnya dihitung laju reaksi fisi, serapan dan total pada setiap region sel. Laju reaksi fisi mengalami penurunan di daerah energi tinggi akibat adanya peristiwa tumbukan elastik yang menyebabkan neutron lebih mudah kehilangan energy. Laju reaksi serapan berfluktuasi pada bahan bakar, sedangkan pada kelongsong dan pendingin nilainya sangat rendah yaitu kurang dari reaksi/cm3s. Laju reaksi total mempunyai nilai yang tinggi pada daerah energi tinggi yaitu rentang antara   sampai dengan  reaksi/cm3s sedangkan pada daerah energi rendah nilainya sangat kecil yaitu kurang dari  reaksi/cm3s. Kata kunci : fluks neutron, laju reaksi, reaktor cepat
POLA PENAMPANG LINTANG MAKROSKOPIK TOTAL DALAM SEL BAHAN BAKAR NUKLIR Aini, Nurul; Shafii, Mohamad Ali; Putra, Ardian
Jurnal Ilmu Fisika Vol 6, No 1 (2014): JURNAL ILMU FISIKA
Publisher : Jurnal Ilmu Fisika

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (469.758 KB)

Abstract

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 menampilkan nilai penampang lintang makroskopik total 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 komputer 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 total untuk 70 grup energi. Hasil analisis menunjukan bahwa pola penampang lintang makroskopik total untuk nuklida uranium dan plutonium pada energi tinggi (unresolved resonance) mengalami tumpang tindih (overlap) dalam sel bahan bakar nuklir.