panduan penggunaan srac

Sri Oktamuliani [email protected] Magister Fisika ITB

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

Pemograman SRAC (Standart Thermal reactor Analysis Code System), yang dikembangkan oleh JAERI

(Japan Atomic Energy Research Institute) merupakan program yang digunakan untuk perhitungan dan simulasi

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 seperti cross-section (penampang lintang) dan fluks

tersimpan dalaam suatu format yang kita sebut dengan PDS (partitioned data set). Coding SRAC menggunakan

10 PDS file:

- PFAST : Pustaka Fast (hanya dibaca)

- PMCROSS : pustaka MCROSS untuk PEACO (hanya dibaca)

- PTHERMAL : Pustaka Termal (hanya dibaca)

- UFAST : pengguna pustaka Fast

- UMCROOS : pengguna pustaka MCROSS untuk PEACO

- UTHERMAL : pengguna pustaka Termal

- MICREF : pustaka pengguna yang berisi data penampang lintang mikroskopik

- MACROWRK : pustaka pengguna yang berisi adta penampang lintang makroskopik

- MACRO : data penampang lintang makroskopik oleh pengguna.

- FLUX : distribusi fluks pada beberapa grup struktur

Dibawah ini contoh PIJ untuk Fast Breeder Reactor (FBR), silahkan dilihat dulu

#!/bin/csh

#

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

###

#

# << run SRAC >>

#

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

#

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

###

# Cell calculation for Lead-cooled Fast Reactor


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

###

#

# 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 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

# 97 binary (SRAC-BURNUP), 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

#

#============= 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)

# 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 deleted

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

#

set LMN = SRACsc.30m {sesaat setelah Instalasi srac kita akan ketahui nama modul yang akan kita gunakan

untuk menjalankan coding SRAC, bisa SRACsc.30m(Scalar,30M), SRACvp.50m(Vector,50M), 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 dengan T, itu dapat dilihat dipenjelasan BRN diatas}

set ODR = $HOME/SRAC/smpl/shr/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 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

#

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


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 saja dibahas apa aja sich yang dikeluarkan oleh SFT98:

Nah… keluaran SFT98 ternyata berisikan hal-hal sebagai berikut:

- Days : akumulasi periode burn-up dalam hari

- MWD/T : exposure (MWt*days per metric-ton)

- UO5-% : fraksi dari deplesi number density U-235

- K-eff : faktor multiplikasi neutron efektif

- K-inf : factor multiplikasi neutron infinitive

- INST.C.R : rasio konversi instan

- INTE.C.R : rasio konversi integral {contoh bisa menentukan rasio konversi uranium -

plutonium}

- MWD : exposure (MWt*days)

- POWER(MW) : daya termal cell

- TON-HM : penemuan logam berat dalam metric-ton (=103 kg)

- FLUX LEVEL : 1 grup fluks level (n/cm2-sec)

- FIS.ABSOR : absorbsi nuklida fisil (n/sec)


- FIS.DECAY : peluruhan nuklida fisil (n/sec)

- FER.CAPT : tangkapan nuklida fertile (n/sec)

- POW (MW/CC) : power density (MWD/cm3)

- 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 - << END_DATA | $LM >& $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, 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 karena memiliki interval

perubahan energy 0.00025

IC9 >-2: indicator untuk memanggil HOMOSP dengan pendekatan B1

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 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 Old File


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

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

$PDS_DIR/UFAST NEW Core

$PDS_DIR/UTHERMAL S C

$PDS_DIR/UMCROSS S C

$PDS_DIR/MACROWRK N C

$PDS_DIR/MACRO NEW C

$PDS_DIR/FLUX N C

$PDS_DIR/MICREF N C

{set data spesifikasi untuk file PDS. Berikan keterangan mode PDS file, =New : new file, berarti

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..

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 R-

Region

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



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


15: number of division of the range IBETM



45: octant simetri square geometri, sebenarnya efektif untuk IGT=4 - 16

0 : SKIP 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: kriteria konvergen untuk outer iterasi

0.001 : kriteria ekstapolasi

1.0 : inisial factor relaksasi <1.2>

10 : maksimum ekstrapolasi <100>

0.5 : factor ekstapolasi bawah <0.8>

1 1 1 2 3 3 / S-R

3(1) / X-R

1 2 3 / 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 (1024 particle/cm3)


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}


/

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

# 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

Terkadang, pada file Makro tidak terdapat file untuk reflektor, oleh sebab itu perlu di running juga coding untuk

reflektor pada program SRAC. PIJ untuk reflektor tidak berbeda jauh dari rancangan PIJ untuk 1 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

- Dengan begitu, blok 5 akan menjadai 1 1 2

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 = ucm66fp

set ODR = $HOME/SRAC/smpl/shr/U60/10

set CASE = cit_U60

set PDSD = $HOME/SRAC/smpl/shr/U60/10

#

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

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

# 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

#

setenv fu50 $SRAC_DIR/lib/burnlibT/$BRN

setenv fu85 $SRAC_DIR/lib/kintab.dat



setenv fu99 $ODR/$CASE

set OUTLST = $ODR/$CASE.SFT06

#

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

#

cd $WKDR

cat - << END_DATA | $LM >& $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 Old File

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

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

$PDS_DIR/UFAST O Core


$PDS_DIR/UTHERMAL O C

$PDS_DIR/UMCROSS O C

$PDS_DIR/MACROWRK O C

$PDS_DIR/MACRO O C

$PDS_DIR/FLUX O C

$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)

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


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 informasi iterasi

IEDG2 = 0 suppressed

IEDG3 = print cross-sections makroskopik scattering, 0=tidak print

IEDG4 = print cross-sections makroskopik reaksi, 0=tidak print

IEDG5 = print gross neutron balance oleh grup

IEDG6 = print gross neutron balance



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 = reflected kondisi batas kiri

NUAC12 = reflected 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


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 ekstrapolasi

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 wilayah vertical, susunan diatas biasa digunakan untuk

modified candle, dimana 11 menyatakan bahwa itu reflektor, sedangkan 1 – 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


FBR1F510 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL

FBR1FA10 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL

FBR1FF10 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL

FBR1FK10 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL

FBR1FP10 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL

FBR1FU10 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL

FBR1FZ10 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL

FBR1Fe10 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL

FBR1Fj10 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL

REFLF020 0 0 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 $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


𝑉𝑓𝑝𝑒𝑙𝑙𝑒𝑡 = 0,5𝜋(𝑟𝑝𝑒𝑙𝑙𝑒𝑡

2 )

𝑃2 34

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: 62 10 rPP citPIJ

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:

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 Fitriyani 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.

mailto:[email protected]

masih banyak kekurangan…. Dan mohon penyempurnaannya dari sahabat semua,…. Mari kita

saling berbagi ilmu…. insyaAllah barokah.. aminnn

𝑉𝑓𝑐𝑙𝑎𝑑 = 0,5𝜋(𝑟𝑝𝑖𝑛

2 − 𝑟𝑝𝑒𝑙𝑙𝑒𝑡2 )

𝑃2 34

𝑉𝑓𝑐𝑜𝑜𝑙 = 1 −0,5𝜋(𝑟𝑝𝑖𝑛

2 )

𝑃2 34

mailto:[email protected]

panduan penggunaan srac

Documents