STUDI DISTRIBUSI NEUTRONIK FLUKS PADA REAKTOR NUKLIR SEDERHANA

Materi dasar teknologi reaktor nuklir telah dipelajari pada kuliah fisika reaktor di jurusan fisika fakultas sains dan teknologi Universitas Islam Negeri Bandung. Tujuan utama pada penelitian ini adalah untuk mempelajari sistem perhitungan neutronik berdasarkan persamaan difusi satu dimensi serta menentukan distribusi neutron pada reaktor satu dimensi dengan menggunakan model matematika. Perhitungan ini penting dilakukan untuk menjaga kekritisan reaktor yang didasarkan kepada pengendalian reaksi fisi berantai dalam reaktor, meskipun demikian kegiatan ini tidak dapat dilakukan secara eksperimen di laboratorium. Analisis distribusi fluks neutronik dengan menggunakan Metode numerik untuk persamaan difusi satu grup dapat diaplikasikan pada reaktor nuklir sederhana. Simulasi reaktor telah dilakukan pada model reaktor satu dimensi menggunakan GUI software dan Octave. Perhitungan dilakukan dengan memvariasikan ukuran mesh atau interval dari panjang teras (dx). Grafik distribusi fluks neutron sepanjang diameter teras diperoleh berbentuk parabola terbalik yang dapat dikatakan cukup baik dengan menggunakan tebakan fluks awal 1,25E+05 n/cm2 .s, dan k-eff 1,025. The basic science technology of nuclear reactor has been used in physics courses at the Faculty of Science and Technology, State Islamic University of Bandung. The main objective of this to study the neutron calculation system based on onedimensional diffusion equations and determine the distribution of neutron in onedimensional reactors using mathematical models. This calculation is important to maintain the criticality of the reactor based on controlling chain fission reactions in the reactor, however this activity cannot be carried out experimentally in the laboratory. Analysis of neutron flux distribution using a numerical method for the diffusion equation of one group can be applied to a simple nuclear reactor. The reactor simulation was carried out on the one-dimensional reactor model using numerical calculation of GUI and Octave software. The calculation is done by varying the mesh size or interval from the core length (dx). The neutron flux distribution calculation along core diameter which is obtained inverted parabolic curve have performed by using GUI and octave software with an initial flux of 1.25E + 05 n/cm2 .s, and k-eff 1,025.