PANDUAN PENGGUNAAN SRAC

PANDUAN PENGGUNAAN SRAC “sebaik -baik manusia adalah yang paling bermanfaat bagi manusia” (HR. Tirmizi) Ku Persembahkan Tulisan Ini kepada Sahabat Seperjuangan Demi Kemajuan Pengetahuan dan  Teknologi Nuklir di Indonesia Indonesia Standart Thermal reactor Analysis Code System  ), yang dikembangkan Pemograman SRAC ( Standart dikembangkan oleh JAERI (   ) merupakan program yang digunakan untuk perhitungan dan simulasi  Japan Atomic Energy Research Institute  desain neutronik suatu reaktor. SRAC adalah program komputasi neutronik deterministik yang komplit, karena dilengkapi oleh berbagai modul/routine yang disesuaikan dengan tujuan penggunaan program. PIJ adalah modul/routine untuk menghitung neutronik tingkat sel bahan bakar dengan metode matriks probabilitas tumbukan sebagai langkah awal analisa perancangan reaktor nuklir. CITATION merupakan modul/routine untuk menyelesaikan persamaan difusi multigrup. Jenis modul/routine yang lainnya yaitu ANISN,  TWOTRAN, dan TUD. Pustaka nuklida SRAC terdiri dari tiga pustaka cross section (penampang lintang) yaitu pustaka Fast untuk menginstal cross-sections grup Fast, pustaka Thermal untuk menginstal cross-section grup termal, dan pustaka MCROSS untuk menginstal cross-section pada daerah resonansi yang biasa digunakan pada PEACO routine. Salah satu contoh pustaka nuklida adalah JENDL-3.2. Dalam sistem SRAC, semua informasi coding coding seperti cross-section (penampang (penampang lintang) lintang) dan fluks tersimpan dalaam suatu format yang kita sebut dengan PDS (partitioned data set). Coding SRAC menggunakan 10 PDS file: : Pustaka Fast (hanya dibaca) - PFAST PEACO (hanya dibaca) dibaca) - PMCROSS : pustaka MCROSS untuk PEACO PTHERMAL : Pustaka Termal (hanya dibaca) - PTHERMAL : pengguna pustaka Fast - UFAST - UMCROOS : pengguna pustaka MCROSS untuk PEACO : pengguna pustaka Termal - UTHERMAL MICREF : pustaka pengguna yang berisi data penampang lintang mikroskopik mikroskopik MACROWRK MACROWRK : pustaka pengguna yang berisi adta penampang lintang makroskopik MACRO : data penampang lintang makroskopik makroskopik oleh pengguna. FLUX : distribusi fluks pada beberapa grup struktur -

Dibawah ini contoh PIJ untuk Fast Breeder Reactor (FBR), silahkan dilihat dulu  #!/bin/csh # ############################################################### ### # # > # # by Keisuke OKUMURA (E-mail:okumura@mik (E-mail:[email protected] e.tokai.jaeri.go.jp) o.jp) # ############################################################### ### # Cell calculation calculation for Lead-cooled Lead-cooled Fast Reactor Reactor

Sri Oktamuliani

[email protected]

Magister Fisika ITB

############################################################### ### # # 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,CI (ANISN,TWOTRAN,CIATION) ATION) # 2 binary (ANISN,CITATION), (ANISN,CITATION), scratch # 3 binary (SRAC,ANISN,TWOTRAN,CITATION), (SRAC,ANISN,T WOTRAN,CITATION), scratch # 4 binary (PIJ,ANISN,TWOTRAN), (PIJ,ANISN,TWOTRAN), scratch # [ 5] text:80 standard input input # [ 6] text:137 standard standard output, monitoring 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,CIT (ANISN,TWOTRAN,CITATION), ATION), scratch # 11 binary (TWOTRAN,CITATION), Sn constants in 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), (CITATION), scratch (fast (fast I/O device may may be effective) # 16 binary (CITATION), scratch # 17 binary (CITATION), fixed source in CITATION # 18 binary (CITATION), scratch # 19 binary (CITATION), scratch # 20 binary (CITATION), scratch # 21 binary (PIJ), scratch # 22 binary (PIJ,CITATION), (PIJ,CITATION), scratch # 26 binary (CITATION), scratch # 28 binary (CITATION), scratch # 31 text:80 (SRAC-CVMACT,CITATION (SRAC-CVMACT,CITATION), ), macro-XS interface interfac e for CITATION # 32 binary (PIJ,ANISN,TWOTRAN,TUD,CITATION) (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 burnup chain library (SRAC-BURNUP) (SRAC-BURNUP) # 52 binary (SRAC-BURNUP), (SRAC-BURNUP), scratch # 81 binary (PIJ), scratch # 82 binary (PIJ), scratch # 83 binary (PIJ), scratch # 84 binary (PIJ), scratch # 85 binary data table (PIJ), always required in in PIJ # [89] plot file : PostScript PostScript (SRAC-PEACO,PIJ) (SRAC-PEACO,PIJ)

Sri Oktamuliani

[email protected]

Magister Fisika ITB

# 91 text:80 (CITATION), scratch # 92 binary (CITATION), scratch # 93 text:80 (SRAC-BURNUP), (SRAC-BURNUP) , scratch # 95 text:80 (SRAC-DTLIST), scratch scratc h # 96 binary (SRAC-PEACO), scratch # 97 binary (SRAC-BURNUP), (SRAC-BURNUP), scratch # [98] text:137 (SRAC-BURNUP) summary of burnup results # [99] text:137 calculated results results # #============================================================= # alias mkdir mkdir alias cat cat alias cd cd alias rm rm # #============= Set by user =================================== # # LMN : load module name # = SRACsc.30m(Scalar,30M), SRACsc.30m(S calar,30M), SRACvp.50m(Vector,50M), SRACvp.50m(Vecto r,50M), .... # BRN : burnup chain library data # =ucm66fp : U-Np-Pu-Am-Cm & 65+1 FP & B-10 (standar (standard d model) # =thcm66fp : Th-Pa-U-Np-P Th-Pa-U-Np-Pu-Cm u-Cm & 65+1 FP & B-10 (Th model) # =ucm34fp : U-Np-Pu-Am-Cm & 30+4 FP & B-10 (simple FP model) # ODR : directory directory name in which output data will be stored # CASE : case name which which is refered as names of of output files and and PDS # WKDR : directory directory name in which scratch PS files files will will be made made and deleted deleted # PDSD : directory directory name name in which PDS files files will will be be made # set LMN = SRACsc.30m SRACsc.30m {sesaat setelah Instalasi srac kita akan ketahui nama modul yang akan kita gunakan untuk menjalankan coding SRAC, bisa SRACsc.30m( SRACsc.30m(Scalar,30M), Scalar,30M), SRACvp.50m(Vector,50 SRACvp.50m(Vector,50M), M), itu semua bisa di cek di BIN nya) set BRN = ucm66fp {data pustaka burn-up, jika menggunakan bahan bakar uranium, awalnya U, dan  Thorium diawali diawali dengan T, T, itu dapat dilihat dilihat dipenjelasan dipenjelasan BRN diatas} diatas} set ODR = $HOME/SRAC/smpl/sh $HOME/SRAC/smpl/shr/U60/10 r/U60/10 {ini tempat penyimpanan hasil output, jadi sahabat bisa mengatur disini dimana maunya sahabat meletakkan hasil keluarannya} set CASE = U60 {ini nama hasil keluaran untuk kasus sahabat, hak sahabat menamainya  } set PDSD = $HOME/SRAC/smpl/shr/U60/10 {nah ini dimana PDS yang dibuat akan disimpan} # #============= mkdir for PDS ================================ # # PDS_DIR : directory directory name of PDS PDS files # PDS file names must be be identical with those those in input data data # set PDS_DIR = $PDSD/$CASE $PDSD/$CASE

Sri Oktamuliani

[email protected]

Magister Fisika ITB

mkdir $PDS_DIR mkdir $PDS_DIR/UFAST $PDS_DIR/UFAST mkdir $PDS_DIR/UTHERMAL mkdir $PDS_DIR/UMCROSS $PDS_DIR/UMCROSS mkdir $PDS_DIR/MACROWRK mkdir $PDS_DIR/MACRO mkdir $PDS_DIR/FLUX $PDS_DIR/FLUX mkdir $PDS_DIR/MICREF $PDS_DIR/MICREF # #============= Change if you like ============================ # set SRAC_DIR = $HOME/SRAC set LM = $SRAC_DIR/bin/$LMN $SRAC_DIR/b in/$LMN set DATE = `date +%b%d.%H.%M.%S` set WKDR = $HOME/SRACtmp.$CA $HOME/SRACtmp.$CASE.$DATE SE.$DATE mkdir $WKDR # setenv fu50 $SRAC_DIR/lib/burnlibT/$BRN setenv fu85 $SRAC_DIR/lib/kintab.dat # setenv fu89 $ODR/$CASE.SFT89.$DATE setenv fu98 $ODR/$CASE.SFT98.$DATE # setenv fu99 $ODR/$CASE.SFT99.$DATE set OUTLST = $ODR/$CASE.SFT06. {ini semua jenis data yang ingin di keluarkan dari hasil Running coding SRAC, seperti setenv 98 yang tidak ada tanda (kres) # nya, berarti kita menginginkan SFT98 nya keluar, nanti akan dijelaskan apa-apa saja yang dikeluarkan oleh SFT98. Setenv 99 ada # nya sehingga tidak akan keluar hasilnya di ORD nya kita, biasanya berisikan hasil utama perhitungan. Sedangkan SFT06 merupakan file keluaran standar, dimana kita cek apakah telah dapat mengakses rekaman PDS, adanya pesan warning atau error dan coding yang kita masukkan telah terbaca semua, dengan adanya kata “END OF SRAC CALCULATION” }  Takut lupa… hehehee,,,, mari disini disini saja dibahas apa apa aja sich yang dikeluarkan oleh SFT98: SFT98: Nah… keluaran SFT98 ternyata berisikan hal-hal hal -hal sebagai berikut: : akumulasi periode burn-up dalam hari - Days : exposure (MWt*days per metric-ton) - MWD/T : fraksi dari deplesi number density U-235 - UO5-% : faktor multiplikasi neutron efektif - K-eff : factor multiplikasi neutron infinitive - K-inf : rasio konversi instan - INST.C.R : rasio konversi integral {contoh bisa menentukan rasio konversi uranium - INTE.C.R plutonium} : exposure (MWt*days) - MWD POWER(MW)) : daya termal cell - POWER(MW : penemuan logam logam berat dalam metric-ton (=10 (=103 kg) -  TON-HM : 1 grup fluks level (n/cm 2-sec) - FLUX LEVEL - FIS.ABSOR : absorbsi nuklida fisil (n/sec)

Sri Oktamuliani

[email protected]

Magister Fisika ITB

-

FIS.DECAY : peluruha peluruhan n nuklida fisil (n/sec) FER.CAPT : tangkapan nuklida fertile (n/sec) POW (MW/CC) : power density (MWD/cm 3 ) ENERGY/FIS : energy rata-rata per fisi (Joule/fisi) XE-135 YD : fisi rata-rata dari X-135 I-135 YD : fisi rata-rata dari I-135 SM-149 YD : fisi rata-rata dari Sm-149 PM-149 YD : fisi rata-rata dari Pm-149

# #============= Exec SRAC code with the following input data ============= ============= # cd $WKDR cat - & $OUTLST FBR1 {nama kasus} Cell Burnup Calculation by PIJ {keterangan nama kasus} 1 0 1 0 0 0 0 3 -2 0 0 1 1 0 1 0 1 0 0 1 / {SRAC CONTROL} {ket: ada 20 option control: IC1 > 1: routine metode probabilitas tumbukan (CPM) IC2 > 0: none of routine is used (spesifik routine untuk mode eigenvalue dijelaskan oleh IC12) IC3 > 1: routine untuk mendapatkan factor koreksi Dancoff dengan perhitungan CPM IC4 > 0: indicator range energy untuk neutron reaktor cepat IC5 > 0: proses penyerapan resonansi padaa range resonansi menggunakan interpolasi Bondarenko oleh pendekatan NR IC6 > 0: indicator untuk mendapatkan rata-rata volum-fluks cross-section, cross-section, dilakukan proses SKIP IC7 > 0: seleksi proses untuk mendapatkan spasial distribusi fluks pada masing-masing range energy; 0 untuk mode masalah eigen value (IC2=0, IC12≠0) IC8 > 3: seleksi energy range dan mesh, IC8=3 biasanya direkomendasikan direkomendasikan karena memiliki interval perubahan energy 0.00025 IC9 >-2: indicator untuk memanggil HOMOSP dengan pendekatan B 1 IC10> 0: indicator untuk memanggil CONDENSE; SKIP IC11> 0: indicator untuk memasukkan/tidak informasi geometri; 0 untuk membaca geometri baru IC12> 1: seleksi routine untuk mode eigenvalue, PIJ (CPM) IC13> 1: indicator memanggil CONDENSE mode eigenvalue, IC10=0, IC13=1 IC14> 0: tidak digunakan IC15> 1: seleksi proses mengartikan mikroskopik total cross-section, untuk kepentingan analisis FBR gunakan IC15=1 IC16> 0: indicator bagaimana pembentukan cross-sections cross-sections makroskopik transport (tumbukan), 0 untuk aproksimasi transport extended IC17> 1: koefisien difusi dibuat dari inversi grup cross-section transport IC18> 0: SKIP indicator untuk memanggil reaksi perhitungan IC19> 0: pembentukan Cross-section makroskopik; the most brief edit IC20> 1: eksekusi perhitungan BURN-UP 2.77396E-4 / {GEOMETRICAL BUCKLING} $HOME/SRACLIB-JDL32/pds/pfast $HOME/SRACLIB-J DL32/pds/pfast Old File

Sri Oktamuliani

[email protected]

Magister Fisika ITB

$HOME/SRACLIB-J DL32/pds/pthml O F $HOME/SRACLIB-JDL32/pds/pthml $HOME/SRACLIB-JDL32/pds/pmcrs $HOME/SRACLIB-J DL32/pds/pmcrs O F $PDS_DIR/UFAST $PDS_DIR/UFAS T NEW Core $PDS_DIR/UTHERMAL $PDS_DIR/ UTHERMAL S C $PDS_DIR/UMCROSS $PDS_DIR/UMC ROSS S C $PDS_DIR/MACROWRK $PDS_DIR/ MACROWRK N C $PDS_DIR/MACRO $PDS_DIR/MAC RO NEW C $PDS_DIR/FLUX N C $PDS_DIR/MICREF $PDS_DIR/ MICREF N C {set data spesifikasi untuk file PDS. Berikan keterangan mode PDS file, =New kita menggunakan data baru =Old : old file, =Scratch : Scratch File, berarti filenya hanya dibaca =File : direct I/O access to file =core : I/O access on image PDS file on core memory [core ebih spesifik] *Pemberian karakter hanya dengan huruf capital saja juga bisa..

: new file, berarti

74 0 8 0 / 74 group => 8 group {- number of fast neutron group (NEF≤74) - number of thermal neutron group (NET≤48, NEF+NET≤107), enter 0, jika IC4=0 - number of the fast few-groups (8) - number of the thermal few-groups (0) } 74(1) / {no collaping from pfast ke ufast} 8 8 8 8 8 8 8 18 / {number of the user fast group in each condensed fast group (NECF), jumlah NECF = NEF} & Pij for cylindrical cell with white boundary condition 3 6 6 3 1 0 6 0 0 0 5 0 16 15 0 0 45 0 / Pij Control {PIJ:CPM control: 3 : tipe geometri 1D silinder konsentrat 6 : total number of Sub-region> aturan banyak s-region fix oleh model geometri, S-region untuk ke praktisan, dan tidak ada hubungan langsung dengan akurasi perhitungan fluks 6 : total number of T-region > a unit of spatial division used in thermal flux calculation 3 : total number of R-region > the spatial division in the whole energy range. Material is allocated to each RRegion 1 : total number of X-region > corresponds to whole unit cell of which homogenized cross-section are provided to the core calculation 0 : isotropic reflaction untuk kondisi batas perhitungan cell 6 : NX > number of mesh intervals for R division 0 : tidak perlu karena IGT=3 0 : tidak perlu karena IGT=3 0 : tidak perlu karena IGT=3 5 : minimum number of lattice cells traced by neutron path untuk transparat atau sel kecil 0 : Skip print edit control untuk probabilitas collision 16: order integrasi gauss untuk numerical radial

Sri Oktamuliani

[email protected]

Magister Fisika ITB

15: number of division of the range IBETM 0 : tidak perlu karena IGT=3 0 : tidak perlu karena IGT=3 45: octant simetri square geometri, geometri, sebenarnya efektif untuk untuk IGT=4 - 16 0 : SKIP plotting plotting } 6 50 50 5 5 5 -1 0.0001 0.00001 0.001 1.0 10. 0.5 / {6 : print out makroskopik cross-section dan probabilitas tumbukan 50: maksimum inner iterasi 50: maksimum outer iterasi 5 : minimum iterasi sebelum ekstrapolasi 5 : banyak iterasi untuk percobaan factor relaksasi 5 : minimum delay between extrapolasi -1: print detail record 0.0001 : kriteria konvergen untuk inner iterasi 0.00001: 0.0000 1: kriteria konvergen untuk outer iterasi 0.001 : kriteria ekstapolasi 1.0 : inisial factor relaksasi 10 : maksimum ekstrapolasi 0.5 : factor ekstapolasi bawah 1 1 1 2 3 3 / S-R 3(1) / X-R 123 / M-R 0.00000 0.254 0.5110 0.5422 0.5751 0.658 0.7 / RX {x abscissa, radius atau jarak dari pusat(cm) 3 / NMAT {number of material} FUC1F0XX 0 8 1100.0 1.084 0.00000 /FUEL {- FUC1 identifikasi material, karakter pertama harus alphabet, F menandakan Fast, 0 step burnup - 0 : not used - jumlah komposisi nuklida - temperature material dalam kelvin - mean chord length, untuk 1D silinder dengan radius a, l = 2a - karena IC3≠0} XU050000 2 1 2.45099E-04 XU080000 2 1 3.37883E-02 XPU80000 2 1 0.00000E+00 XPU90000 2 1 0.00000E+00 XPU00000 2 1 0.00000E+00 XPU10000 2 1 0.00000E+00 XPU20000 2 1 0.00000E+00 XN050000 2 0 3.40334E-02 {- identifikasi nuklida, X biasa digunakan, UO symbol nuklida, 5 digit terakhir nomor massa isotope, 0 untuk model gas bebas, 0,0,0 biasa digunakan - 2 indikator menulis cross-section mikroskopik pada file UMCROSS setelah perhitungan PEACO - densitas nuklida (10 24 particle/cm3 )

Sri Oktamuliani

[email protected]

Magister Fisika ITB

CLD1F02X 0 7 800.0 0.1673 0.00000 /CLADDING {- untuk material cladding mean chord length, untuk 1D hollow silinder dengan radius inner a dan radius outer, l = 2b(1-(a/b) 2 ) } XNIN0000 0 0 5.72300E-02 XCRN0000 0 0 1.66488E-02 XMON0000 0 0 1.92383E-03 XFEN0000 0 0 5.49916E-03 XC020000 0 0 2.62639E-05 XSIN0000 0 0 2.74565E-03 XCUN0000 0 0 1.95228E-03 COO1F0XX 0 4 700 0.4200 0.00000 /COOLANT XBI90000 0 0 1.56678E-02 XPB60000 0 0 3.53343E-03 XPB70000 0 0 3.24020E-03 XPB80000 0 0 7.88791E-03 & burnup unit 50 3 1 3 0 2 0 0 0 0 10(0) / {50: banyak step burnup (mxstep=50) 3 : integrated burn-up by day 1 : normal burn-up calculation 3 : detailed information for debugging 0 : use defaulted definition of conversion ratio 2 : write cross-section of whole depleting nuclides 0 : update at each burnup step (disarankan) 0 : defaulted of maximum length of decay chain 0 : hitung nomor densiti semua nuklida 0 : depletion material 10: periode refueling 1.561125E-05 2.015966E-05 2.449020E-05 2.857210E-05 3.239722E-05 1.166945E-06 1.290916E-06 1.435000E-06 1.603144E-06 1.798623E-06 2.606665E-06 2.945495E-06 3.342239E-06 3.805650E-06 4.346000E-06 7.203309E-06 8.289792E-06 9.560521E-06 1.104343E-05 1.277111E-05 2.134484E-05 2.490931E-05 2.902122E-05 3.373318E-05 3.909767E-05 6.381900E-05 7.391972E-05 8.480563E-05 9.633913E-05 1.083587E-04 1.645763E-04 1.803162E-04 1.944360E-04 2.066601E-04 2.168318E-04 2.891414E-04 2.896307E-04 2.868889E-04 2.816346E-04 2.744955E-04 3.064137E-04 2.864596E-04 2.676302E-04 2.500194E-04 2.336195E-04 1.970177E-04 1.809809E-04 1.672920E-04 1.554909E-04 1.451860E-04 {termal power(MWt/cm), rancangan awal untuk modul PIJ ini dilakukan tebakan untuk 50 nilai daya distribusi (50 tahun periode burn-up ~ 100 tahun operasi reaktor)} 720 1440 2160 2880 3600 4320 5040 5760 6480 7200 7920 8640 9360 10080 10800 11520 12240 12960 13680 14400 15120 15840 16560 17280 18000 18720 19440 20160 20880 21600 22320 23040 23760 24480 25200 25920 26640 27360 28080 28800 29520 30240 30960 31680 32400 33120 33840 34560 35280 36000 {burnup periode}

Sri Oktamuliani

[email protected]

Magister Fisika ITB

/ 0 / peaco plot END_DATA # #======== Remove scratch PS files =========================================== # cd $HOME rm -r $WKDR # #======== Remove PDS files if you don't keep them =========================== # # rm -r $PDS_DIR # # # rm -r $PDS_DIR/UFAST $PDS_DIR/UF AST # rm -r $PDS_DIR/UTHERMAL $PDS_DIR/UTHER MAL # rm -r $PDS_DIR/UMCROSS $PDS_DIR/UMCROSS # rm -r $PDS_DIR/MACROWRK $PDS_DIR/MACRO WRK # rm -r $PDS_DIR/MACRO # rm -r $PDS_DIR/FLUX # rm -r $PDS_DIR/MICREF $PDS_DIR/MICREF  Terkadang, pada file file Makro Makro tidak terdapat file file untuk untuk reflektor, reflektor, oleh sebab itu perlu di di running running juga coding coding untuk reflektor pada program SRAC. SRAC. PIJ untuk reflektor tidak berbeda jauh dari rancangan PIJ untuk 1 pin pin bahan bakar, diantaranya yang biasa diubah adalah: - set CASE {berikan nama yang berbeda dengan nama PIJ awal misalnya set CASE=U60R} - case name { berikan nama yang berbeda dengan nama PIJ awal misalnya REFL} - PIJ control, blok pertama bagian 5 yang merupakan total number X-region biasa diisi dengan 2 blok 5 akan menjadai menjadai 1 1 2 - Dengan begitu, blok Persamaan difusi multigrup dapat diselesaikan dengan menggunakan routine CITATION. Bahasan neutronik untuk reaktor secara keseluruhan yang telah mencangkup teras reaktor dapat dianalisis menggunakan routine citation ini. set LMN = SRACsc.30m set BRN BRN = ucm66fp ucm66fp set ODR = $HOME/SRAC/smpl/s $HOME/SRAC/smpl/shr/U60/10 hr/U60/10 set CASE = cit_U60 set PDSD = $HOME/SRAC/smpl/shr/U60/10 # #============= mkdir for PDS ================================ # # PDS_DIR : directory directory name of PDS PDS files # PDS file names must be be identical with those those in input data data

Sri Oktamuliani

[email protected]

Magister Fisika ITB

# # set PDS_DIR = $PDSD/$CASE set PDS_DIR = $PDSD/U60 {karena kita memisahkan antara PIJ dan CITATION, dan kita masih memerlukan data Makro yang keluarkan oleh PIJ, oleh sebab itu, kita harus kembali memanggil data PDS yang telah dikeluarkan oleh PIJ sebelumnya} # mkdir $PDS_DIR # mkdir $PDS_DIR/UFAST $PDS_DIR/UF AST # mkdir $PDS_DIR/UTHERMAL # mkdir $PDS_DIR/UMCROSS $PDS_DIR/UMCROSS # mkdir $PDS_DIR/MACROWR $PDS_DIR/MACROWRK K # mkdir $PDS_DIR/MACRO # mkdir $PDS_DIR/FLUX # mkdir $PDS_DIR/MICREF $PDS_DIR/MICR EF # #============= Change if you like ============================ # set SRAC_DIR = $HOME/SRAC set LM = $SRAC_DIR/bin/$LMN $SRAC_DIR/b in/$LMN set DATE = `date +%b%d.%H.%M.%S` set WKDR = $HOME/SRACtmp.$CAS $HOME/SRACtmp.$CASE.$DATE E.$DATE mkdir $WKDR # setenv fu50 $SRAC_DIR/lib/burnlibT/$BRN setenv fu85 $SRAC_DIR/lib/kintab.dat # setenv fu89 $ODR/$CASE.SFT89.$DATE # setenv fu98 $ODR/$CASE.SFT98.$DATE setenv fu99 $ODR/$CASE set OUTLST = $ODR/$CASE.SFT06 # #============= Exec SRAC code with the following input data ============= # cd $WKDR cat - & $OUTLST CORE { name case untuk teras reaktor} SAMPLE FOR CITATION-2D(R-Z), 1/4 CORE 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 5 0 0 1 0 1 0 0 0 / SRAC CONTROL {1 = collapse before the eigenvalue mode calculation 5 = mode eigenvalue CITATION (multi-dimension diffusion) 1 = untuk analisis FBR 1 = koefisien difusi dibuat dari inversi grup cross-section transport} 1.0000E-20 / BUCKLING (NOT EFFECTIVE) $HOME/SRACLIB-JDL32/pds/pfast $HOME/SRACLIB-J DL32/pds/pfast Old File $HOME/SRACLIB-JDL32/pds/pthml $HOME/SRACLIB-J DL32/pds/pthml O F $HOME/SRACLIB-JDL32/pds/pmcrs $HOME/SRACLIB-J DL32/pds/pmcrs O F $PDS_DIR/UFAST $PDS_DIR/UFAST O Core

Sri Oktamuliani

[email protected]

Magister Fisika ITB

$PDS_DIR/UTHERMAL $PDS_DIR/ UTHERMAL O C $PDS_DIR/UMCROSS $PDS_DIR/UMCROSS O C $PDS_DIR/MACROWRK $PDS_DIR/ MACROWRK O C $PDS_DIR/MACRO $PDS_DIR/MACRO O C $PDS_DIR/FLUX O C $PDS_DIR/MICREF $PDS_DIR/ MICREF O C {semua data PDF bertanda Old, yang berarti menggunakan PDS yang telah ada yang telah dibuat oleh PIJ sebelumnya} & Caution : Directory for PDS will not be made or deleted in program. & If you set Scratch, members will be deleted. 74 0 8 0 / 74 group => 8 group 74(1) / 8 8 8 8 8 8 8 18 / 11 0 -1 / NM NXR ID {NM = number of zone, atau dengan kata lain, pembagian wilayah untuk bahan bakar NXR= jumlah x-region untuk homogeny fluks ID = pilihan koefisien difusi; -1 menyatakan pemilihan D1 pada makroskopik SRAC untuk Citation } 1 1 / IXKI IDELAY (CALCULATE KINETICS PARAMETERS) {IXKI = spectrum material digunakan untuk material yang tergantung spectrum fisi neutron IDELAY = pilihan untuk menghitung parameter kinetic} 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 {NGC1 = pilihan deplesi; 0 (suppressed) NGC2 = restart option; 0 (no restart) NGC3 = SKIP NGC4 = not used NGC5 = pilihan untuk menyimpan cross-section makroskopik; 0(suppressed) 0(suppressed) NGC6 = pilihan untuk menulis map fluks neutron; 0 skip NGC7 = pilihan untuk informasi mesh dan distribusi power density NGC8 = SKIP NGC9 = not used NGC10= jenis masalah, 0 untuk perhitungan Keff NGC11= suppressed NGC12= 1; opsi untuk menghitung adjoint fluks NGC13= 0: SKIP untuk pilihan input adjoint fluks; 1: adjoin fluks NGC14= not used NGC15= terminate calculation dan proses jika konvergen NGC16= not used NGC17= not used NGC18= nilai factor multiplikasi NGC19= 0 internaly set NGC20= not used NGC21= 0 suppressed

Sri Oktamuliani

[email protected]

Magister Fisika ITB

NGC22= 0 suppressed NGC23= 0 inefektif NGC24= 0 not used} 1 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 1 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 {IEDG1 = print print informasi iterasi IEDG2 = 0 suppressed IEDG3 = print cross-sections makroskopik makroskopik scattering, 0=tidak print IEDG4 = print cross-sections makroskopik makroskopik reaksi, 0=tidak print IEDG5 = print gross neutron balance oleh grup IEDG6 = print gross neutron balance IEDG7 = 0 suppressed IEDG8 = 0 suppressed IEDG9 = print zone fluks rata-rata, 0 = tidak print IEDG10= print nilai fluks, 0= tidak print IEDG11= not used IEDG12= print zone average power density IEDG13= print relative power density di wilayah hotspot atau peak IEDG14= print mesh-wise power density IEDG15= suppressed IEDG16= print mesh-wise neutron over energy IEDG17= suppressed IEDG18-23 = tidak aktif IEDG24= suppress printing of zone placement on fine mesh} 900 0. 003 0 0 0 0 7 0 0 0 0 0 1 1 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 {NUAC1 = 0 not used NUAC2 = 0 use available flux, multiplication factor and acceleration parameters from the previous problem NUAC3 = not used NUAC4 = not used NUAC5 = two-dimensional silinder (R,Z) NUAC6 = not used NUAC7 = not used NUAC8 = SKIP NUAC9 = SKIP NUAC10 = not used NUAC11 = reflecte reflected d kondisi batas kiri NUAC12 = reflecte reflected d kondisi batas atas NUAC13 = extrapolasi kondisi batas kanan NUAC14 = extrapolasi kondisi batas bawah NUAC15 = extrapolasi kondisi batas depan NUAC16 = extrapolasi kondisi batas belakang NUAC17 = no internal black absorber NUAC18 = negative fluk is allowed

Sri Oktamuliani

[email protected]

Magister Fisika ITB

NUAC19 = menggunakan polynomial chebychev NUAC20 = for the problem involving up-scattering NUAC21 = not used NUAC22 = not used NUAC23 = use defaulted value NUAC24 = not used 0.0001 0.00001 {EPSI1 = maksimum perubahan fluks relative EPSI2 = maksimum eigen value } 0.0 0.0 550.0 1.0 1.0 {XMIS1 = batas ekstrapolas ekstrapolasii XMIS2 = konstan ekstrapolasi XMIS3 = power level teras dalam MWt XMIS4 = fission to power conversion factor XMIS5 = core simetri faktor 004 12 60.00000 12 60.0000 20 100.00000 0 {pembagian region width, lebar = 220 cm} 4 17.50000 4 17.50000 4 17.50000 4 17.50000 4 17.50000 4 17.50000 4 17.50000 4 17.50000 4 17.50000 4 17.50000 20 100.00000 0 {pembagian region height, tinggi = 270 cm} 005 1 1 11 10 10 11 9 9 11 8 8 11 7 7 11 6 6 11 5 5 11 4 4 11 3 3 11 2 2 11 11 11 11 {angka alokasi zona identifikasi masing-masing masing-masing wilayah vertical, susunan diatas biasa digunakan untuk modified candle, dimana 11 menyatakan bahwa itu reflektor, sedangkan 1 –  1 –  10  10 adalah bahan bakar. Penggunaan bahan bakar pada modified candle adalah untuk 10 tahun pertama digunakan bahan bakar 1, setelah itu bahan bakar 10 naik, dan digunakan, sedangkan bahan bakar 1 akan turun ke bawah} 008 -2 1 1 {KMAX = gunakan cross section oleh SRAC IX28 = number of groups for down-scatter IX29 = number of groups for up-scatter} 999 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 / { MATTERIAL NO. BY ZONE} 11 / NMAT FOR CORE FBR1F010 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL

Sri Oktamuliani

[email protected]

Magister Fisika ITB

FBR1F510 0 0 FBR1FA10 0 0 FBR1FF10 0 0 FBR1FK10 0 0 FBR1FP10 0 0 FBR1FU10 0 0 FBR1FZ10 0 0 FBR1Fe10 0 0 FBR1Fj10 0 0 REFLF020 0 0

0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL 0.0 0.0 0.0 0. 0 / HOMOGENIZED INNER FUEL 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED reflektor

END_DATA # #======== Remove scratch PS files =========================================== # cd $HOME rm -r $WKDR # #======== Remove PDS files if you don't keep them =========================== =========================== # # rm -r -r $PDS_DIR $PDS_DIR # # rm -r $PDS_DIR/UFAST $PDS_DIR/U FAST # rm -r $PDS_DIR/UTHERMAL $PDS_DIR/U THERMAL # rm -r $PDS_DIR/UMCROSS $PDS_DIR/UMCROSS # rm -r $PDS_DIR/MACROWRK $PDS_DIR/MACR OWRK # rm -r $PDS_DIR/MACRO $PDS_DIR/MACR O # rm -r $PDS_DIR/FLUX $PDS_DIR/FLUX # rm -r $PDS_DIR/MICREF $PDS_DIR/MICREF

Sri Oktamuliani

[email protected]

Magister Fisika ITB

Satu modul CITATION menghasilkan 10 daya distribusi (10 tahun periode burn up ~ 20 tahun operasi reaktor) baru yang nantinya akan digunakan kembali pada modul PIJ. Untuk desain reaktor ini terdapat 5 modul CITATION karena reaktor yang didesain berumur 100 tahun operasi ~50 tahun periode burn up. Daya distribusi rata-rata baru yang didapatkan dari modul CITATION yang nantinya akan dijadikan input PIJ, dimana satuannya harus dikonversi terlebih dahulu dari Wd/cc menjadi MWd/cm dengan cara:  P  PIJ 

  P 

cit 

2

    r 

 10

6

PPIJ = power density masukkan ke PIJ Pcit = power density yang diperoleh pada modul CITATION r = jari-jari pin (cm) Dari perhitungan menggunakan sistem kode SRAC, didapatkan hasil untuk rancangan reaktor yang diinginkan. Perhitungan dilakukan dengan cara melakukan iterasi 10 kali sehingga data yang diperoleh konvergen dengan error < 10-5. Nah error ini biasa dipantau pada nilai Keff nya, jika tidak ada perubahan lagi pada 3 digit setelah koma untuk nilai Keff nya, maka itu bisa dikatakan telah konvergen, dan data dapat digunakan dalam penelitian sahabat . Dibawah ini ada contoh bagaimana cara menentukan fraksi volume bahan bakar, cladding, dan pendingin. Awalnya tentukan dulu berapa fraksi yang sahabat inginkan, truz atur berapa pitch.. tau apa tuch pitch ? picth itu jarak dari pusat pin fuel ke pin yang satunya lagii ….. nah caranya adalah untuk FBR dapat di hitung dari: 2 − 2 2 2 ) 0,5( ) 0,5(  0,5(  )   =   =   = 1 −   2 3  2 3  2 3 4 4 4 Begitu lah,,,, mudah bukan  Alhamdulillah  atas rahmatnya tulisan ini rampung, semoga bisa memberikan kemudahan bagi sahabat semuanya.. terimakasih kepada bapak Fiber dan teuh Nunu yang dengan ikhlas menyambut segala pertanyaan yang melarva di benak saia,,  teruntuk pembimbingku yang sabar terhadap segala tingkahku, terimakasih pak zaki  ..pak Novitrian hahahaha.. bu Dian Dian Fitriyani yang yang telah mengenalkan aku dengan kekasih Nuklir hehhee…. Apaan ini… di cukupkanlah dengan terimakasih kepada DIKTI ^_^. Lebih dari kata terimakasih, I LOVE U papa & mama, ayang, abang . Untuk menentukan atomic density, dapat di download di SCRIBD saya, SRI OKTAMULIANI. OKTAMULIANI. mailto:[email protected] masih banyak kekurangan…. Dan mohon penyempurnaannya dari sahabat semua,…. Mari kita saling berbagi ilmu…. insyaAllah barokah.. aminnn 

Sri Oktamuliani

[email protected]

Magister Fisika ITB