VALIDASI PAKET PROGRAM NODAL3 UNTUK KASUS STATIS BENCHMARK TERAS REAKTOR PWR

Transkripsi

1 J. Iptek Nuklir Ganendra Vol. No. Juli 0: 8-9 ISSN VALIDASI PAKET PROGRAM NODAL UNTUK KASUS STATIS BENCHMARK TERAS REAKTOR PWR Tagor Malem Sembiring dan Surian Pinem Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, BATAN Kawasan PUSPIPTEK Gd. No. 80 Serpong tagorms@batan.go.id Diterima Mei 0, diterima dalam bentuk perbaikan 8 Juni 0, disetujui 9 Juni 0 ABSTRAK VALIDASI PAKET PROGRAM NODAL UNTUK KASUS STATIS TERAS BENCHMARK REAKTOR PWR. Persamaan difusi neutron dengan metode nodal telah menjadi metode standar dalam perhitungan parameter neutronik teras reaktor daya air ringan, seperti reaktor air bertekanan (PWR) atau air mendidih (BWR), karena waktu komputasi yang cepat dan hasilnya akurat. Paket program NODAL telah dikembangkan untuk menyelesaikan persamaan difusi neutron dengan metode nodal polinom (PNM) dalam geometri -dimensi (-D). Validasi hasil perhitungan NODAL untuk kasus statis teras benchmark reaktor PWR (Pressurized Water Reactor), seperti IAEA-D, BIBLIS, KOEBERG dan IAEA-D, disajikan dalam penelitian ini. Teras benchmark yang dipilih mewakili kasus -D dan -D dan mempunyai karaktristik yang berbeda, sehingga dapat menentukan keakuratan NODAL dari aspek neutronik yang luas. Parameter neutronik statis yang dihitung adalah faktor perlipatan efektif, keff, faktor puncak daya (FPD) dan profil distribusi FPD ke arah aksial. Dibandingkan dengan acuan, hasil perhitungan NODAL menunjukkan bahwa untuk nilai keff terdapat perbedaan maksimum sebesar 0,006% (Δk). Sedangkan untuk FPD radial dan FPD aksial maksimum, selisih maksimum dengan acuan masing-masing sebesar -0,006 dan 0,0. Untuk kasus -D, hasil perhitungan NODAL konsisten dengan hasil perhitungan paket program nodal tervalidasi PARCS dan NESTLE. Riset ini menunjukkan bahwa akurasi paket program NODAL dalam menghitung parameter neutronik teras benchmark reaktor PWR, baik kasus -D dan -D, menunjukkan hasil yang sangat memuaskan. Oleh karena itu, paket program NODAL siap untuk diaplikasikan dalam analisis neutronik reaktor PWR yang riil. Kata kunci : metode nodal, reaktor PWR, teras benchmark, faktor perlipatan efektif, faktor puncak daya ABSTRACT THE VALIDATION OF THE NODAL CODE FOR STATIC CASE OF THE PWR BENCHMARK CORES. The neutron diffusion equation with nodal method has become the standard method in the calculation of neutronic parameters of light water power plant reactor, such as pressurized water (PWR) and boiling water (BWR), since the computation is fast and gives the accurate results. The NODAL code has been developed to solve the neutron diffusion equation with polynomial nodal methods (PNM) in -dimensional (-D) geometry. The validation of the NODAL code for static cases of the PWR benchmark cores, such as IAEA-D, BIBLIS, KOEBERG and IAEA-D, are presented in this research work. The selected benchmark cores correspond to the -D and -D cases and have different characteristics so can determine the accuracy of the NODAL code from the broad neutronic aspect. The calculated static neutronic parameters are the effective multiplication factor, keff, the power peaking factor (PPF) and the axial power peaking factor of profile distribution. The NODAL calculation results compared to the references shown that the maximum difference of keff was 0.006% (Δk). As for the radial and axial maximum PPF, the maximum difference was and 0.0, respectively. The calculation results of the -D cases of NODAL are consistent with the calculation results of the validated nodal codes of PARCS and NESTLE. This research shows that the accuracy of the NODAL code in the calculation of static neutronic parameters of the PWR benchmark cores, both the -D and -D cases very satisfactory results. Therefore, the NODAL code is ready to be applied in the neutronic analysis of a real PWR reactor. Key words: nodal method, PWR reactor, benchmark core, effective multiplication factor, power peaking factor PENDAHULUAN P enentuan parameter neutronik dalam kondisi statis untuk reaktor daya air ringan masih relevan untuk dilakukan terutama dalam meningkatkan akurasi hasil perhitungan. Metode perhitungan yang lazim digunakan dalam analisis paremeter neutronik reaktor daya adalah metode nodal karena ukuran perangkat bahan bakar reaktor daya air ringan relatif besar (). Disamping itu, dengan metode nodal, waktu komputasi yang diperlukan sangat efisien dibanding dengan metode beda hingga (finite difference). Hal ini disebabkan karena metode nodal

2 Validasi Paket Program Nodal Untuk Kasus Statis Teras Benchmark Reaktor PWR. (Tagor Malem Sembiring, Surian Pinem) membutuhkan lebih sedikit mesh dibanding metode beda hingga untuk mendapatkan akurasi hasil perhitungan yang relatif sama (). Paket program NODAL merupakan perangkat analitis untuk perhitungan parameter teras reaktor menggunakan persamaan difusi neutron banyak kelompok dengan metode nodal polinom (polynomial nodal method, PNM) dalam geometri -dimensi (). Akurasi perhitungan program ini telah diuji untuk menentukan boron kritis dalam kasus benchmark NEACRP dengan hasil sangat memuaskan jika dibanding dengan hasil paket program nodal lainnya (). Namun demikian uji validitas NODAL untuk perhitungan parameter neutronik yang statis, seperti faktor perlipatan efektif dan faktor puncak daya ke arah radial dan aksial, belum pernah dilakukan. Oleh karena itu, tujuan dari penelitian ini adalah menentukan akurasi paket program NODAL dalam perhitungan kasus statis neutronik untuk teras benchmark reaktor PWR (Pressurized Water Reactor). Teras benchmark yang dipilih dalam penelitian ini mempertimbangkan variasi geometri, -dimensi (-D) dan -dimensi (-D) dan kedekatan dengan kondisi riil reaktor PWR. Disamping itu, teras benchmark harus memiliki karakteristik untuk dapat mengetahui akurasi numerik dalam menangani jumlah kelompok tenaga neutron dan adanya gangguan fluks neutron yang besar akibat batang kendali. Oleh karena itu, teras benchmark yang dipilih adalah teras IAEA-D (), BIBLIS-D (), KOEBERG () dan IAEA-D (). Meskipun teras benchmark tersebut dibuat sudah lama sekali, tahun 977 (,), akan tetapi sangat luas dipakai dalam menguji validitas suatu metode perhitungan parameter neutronik teras sampai saat ini (6-9). Hal ini yang menjadi alasan untuk menggunakan teras benchmark tersebut dalam penelitian ini. Hasil perhitungan yang memuaskan dari penelitian ini akan menentukan langkah berikutnya dalam aplikasi paket program NODAL untuk perhitungan parameter neutronik reaktor daya air ringan yang riil. METODOLOGI Semua perhitungan parameter neutronik teras benchmark PWR kasus -dimensi (-D) dan -dimensi (D) dilakukan dengan paket program NODAL (). Seperti disinggung sebelumnya paket program NODAL menggunakan metode difusi neutron -D dan banyak kelompok tenaga neutron dengan mengaplikasikan metode Nodal. Program ini dioperasikan di dalam Operating System WINDOWS di Personal Computer (PC) dengan memori GB. Perhitungan Parameter Neutronik Kasus -Dimensi Deskripsi teras benchmark -D Teras benchmark yang dipilih untuk kasus -D adalah teras IAEA-D (), BIBLIS () dan KOEBERG (). Teras IAEA-D merupakan teras reaktor air ringan (LWR, light water reactor) yang sangat sederhana dengan model geometri X-Y yang terdiri dari 77 perangkat bahan bakar (fuel assembly, FA) yang homogen dalam (dua) kelompok energi neutron seperti disajikan dalam Gambar dan Tabel (). Ukuran pitch setiap FA adalah 0 cm 0 cm. Gambar. Konfigurasi teras IAEA-D () Teras IAEA-D disusun atas (tiga) jenis FA yang diwakili oleh (tiga) zona, yaitu:. Zona, merupakan FA jenis ke-,. Zona, merupakan FA jenis ke- dan. Zona, merupakan FA jenis ke- yang merupakan homogenisasi antara bahan bakar dan penyerap. 8

3 J. Iptek Nuklir Ganendra Vol. No. Juli 0: 8-9 ISSN Zona merupakan daerah reflektor H O. Keunikan teras benchmark ini adalah dapat menguji akurasi paket program perhitungan teras dalam menangani adanya ganguan (perturbation) yang besar di teras akibat adanya serapan neutron termal yang besar di Zona (). Tabel. Data tampang lintang teras IAEA-D () Zone Kelompok D g,cm Σ ag, cm - νσ fg, cm - Σ sg, cm -, 0,, 0,, 0,,0 0, 0,000 0,0800 0,000 0,080 0,000 0, ,000 0, 0, 0, 0,00 0,00 0,00 0,00 Kasus BIBLIS-D adalah persoalan -D yang realistis dan higly nonseparable -group, sehingga mewakili operasi aktual reaktor PWR dangan checker-board-loaded core (). Seperti terlihat di Gambar, teras dibagi atas 7 (tujuh) jenis FA yang homogen dan masing-masing memiliki komposisi berbeda (Zona,,,,6, 7 dan 8) dengan dimensi sebesar,6 cm,6 cm. Perangkat bahan bakar dikelilingi oleh reflektor H O (Zona ) dengan dimensi yang sama. Data tampang lintang penyusun teras BIBLIS-D disajikan pada Tabel Gambar. Konfigurasi teras BIBLIS-D () Tabel. Data tampang lintang teras BIBLIS-D () Zone Kelompok Dg,cm Σag, cm - νσfg, cm - Σsg, cm ,60 0,6,66 0,66,00,89,89 0,68,8 0,66,8 0,66,89 0,679,9 0,680 0,0090 0,0708 0, , ,0066 0, ,0060 0, , , ,000 0,0870 0,0060 0, ,0090 0, , , , ,0800 0,0077 0,600 0, ,0800 0,0068 0,0900 0, ,0800 0,0068 0,0900 0,077 0,076 0,006 0,070 0,0790 0,079 0,07 0,0707 8

4 Validasi Paket Program Nodal Untuk Kasus Statis Teras Benchmark Reaktor PWR. (Tagor Malem Sembiring, Surian Pinem) Teras benchmark KOEBERG ini diperuntukkan untuk menguji akurasi suatu paket program dalam menangani tampang lintang makroskopis hamburan neutron. Oleh karena itu data tampang lintang neutronnya sebanyak (empat) kelompok tenaga neutron. Teras benchmark ini diadopsi dari teras reaktor PWR Koeberg Unit pada awal siklus, sehingga merupakan kondisi yang riil (). Seperti ditunjukkan dalam Gambar, teras KOEBERG terdiri dari 7 perangkat bahan bakar yang homogen yang terdiri dari (tiga) jenis pengkayaan dan (tiga) jenis pemuatan penyerap yang dinyatakan oleh Zona -6. Sedangkan Zona 7 merupakan homogenisasi reflektor (H O + boron) dengan baffle. Tiap perangkat berukuran,608 cm,608 cm. Data tampang lintang tiap zona dalam (empat) kelompok tenaga neutron ditunjukkan di Tabel Gambar. Konfigurasi teras KOEBERG () Tabel. Data tampang lintang untuk teras KOEBERG () Zone Kelom-pok Dg, cm Σag, cm - νσfg, cm - Σsg, cm - Σsg, cm - Σsg, cm - Σsg, cm - 6 7,9869,0 0, ,79,96,098 0, ,79,9978,090 0, ,8,9, 098 0,6768 0,70,99,09 0,6768 0,80606,9,009 0, ,8,977 0, ,6,0809 0,006 0,00 0, , ,0068 0,00 0,00 0,080 0,0068 0,00 0,00 0, ,0070 0,0099 0,06 0, ,0070 0,00 0,08 0,006 0,0070 0,00 0,096 0, ,008 0,698 0, , ,0890 0, ,0090 0,08 0, ,009 0, , ,07 0,600 0, ,067 0,8 0, ,06 0,97 0, , , , , , ,00 0, , , , , , ,089 0,0089 0,080 0,079 0,098 0,0689 0,0600 0,06 0,00 0,00 0,0098 0,0060 0, ,

5 J. Iptek Nuklir Ganendra Vol. No. Juli 0: 8-9 ISSN Penyelesaian kasus -D Parameter neutronik kasus statis yang dihitung dalam teras benchmark untuk kasus -D adalah: - faktor perlipatan efektif, k eff, yang merupakan parameter global teras akibat populasi neutron di seluruh teras. - distribusi faktor puncak daya radial (radial power peaking factor), FPD R, merupakan parameter teras yang menunjukkan kerataan pembangkitan panas yang merupakan efek dari perbedaan pembangkitan panas di suatu perangkat bahan bakar dibanding dengan pembangkitan panas rerata seluruh teras ke arah radial. Dalam kasus -D, efek jumlah node di setiap perangkat perangkat divariasi dalam menentukan parameter teras dilakukan, yaitu:. Penggunaan node untuk setiap perangkat,. Penggunaan node untuk setiap perangkat. Karena dalam kasus ini, seluruh teras benchmark dalam bentuk ¼-teras simetris, maka syarat batas ke arah depan dan samping kiri adalah reflective, ( r ) dan syarat batas ke arah belakang dan kanan adalah r vacuum, ( r = r + r r + = 0). Nilai konvergensi untuk k eff dan fluks neutron adalah 0 -. Perhitungan Parameter Neutronik Kasus -Dimensi Deskripsi teras benchmark -D Dalam penelitian ini, kasus -D yang dipilih hanya satu teras yaitu teras benchmark IAEA-D (). Teras IAEA-D mewakili teras PWR dengan data tampang lintang yang tipikal untuk 77 perangkat bahan bakar, termasuk 9 perangkat batang kendalinya yang masuk penuh (fully inserted) dan perangkat batang kendali yang masuk sebagian (partially inserted). Seperti ditunjukkan Gambar dan, ukuran tiap perangkat bahan bakar 0 cm 0 cm dengan tinggi aktif 0 cm. Tinggi reflektor air (H O) untuk daerah di atas dan di bawah teras aktif masing-masing 0 cm. Teras IAEA-D terdiri dari (tiga) zona perangkat bahan bakar, yaitu:. Zona adalah FA jenis pertama (Fuel ),. Zona adalah FA jenis pertama dan batang kendali (Fuel + Absorber), dan. Zona adalah FA jenis kedua (Fuel ). Zona adalah reflektor H O dan Zona adalah daerah homogenisasi reflektor dan batang kendali. Tabel menyajikan data tampang lintang -kelompok tiap zona penyusun teras IAEA-D. Gambar. Konfigurasi radial teras IAEA-D () 86

6 Validasi Paket Program Nodal Untuk Kasus Statis Teras Benchmark Reaktor PWR. (Tagor Malem Sembiring, Surian Pinem) 0 cm 80 cm 60 cm 0 cm Gambar. Konfigurasi aksial teras IAEA-D () Tabel. Data tampang lintang teras IAEA-D () Zona Material Kelompok Dg, cm Σag,cm - νσfg,cm - Σsg,cm - Fuel Fuel + Absorber Fuel Reflektor Reflektor + Absorber, 0,, 0,, 0,,0 0,,0 0, 0,0 0,08 0,0 0, 0,0 0,08 0,0 0,0 0, 0, 0, 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 Penyelesaian kasus -D Dalam kasus -D dengan teras IAEA-D, seluruh syarat batas dan pembagian node ke arah radial sama dengan kasus -D. Sedangkan untuk ke arah aksial, daerah aktif dengan tinggi 0 cm, dibagi dalam 7 nodes dengan ukuran 0 cm. Dalam kasus -D, parameter teras yang dihitung adalah k eff, distribusi FPD R, nilai FPD maksimum ke arah aksial (FPD Amax) dan distribusi FPD ke arah aksial di posisi terjadinya FPD Amax. 87

7 J. Iptek Nuklir Ganendra Vol. No. Juli 0: 8-9 ISSN Akurasi hasil perhitungan paket program NODAL dibandingkan dengan nilai acuan (reference values) untuk setiap parameter. Untuk nilai k eff, akurasinya untuk dinyatakan dalam prosentase selisih (nilai absolut), Δk eff (%), yaitu: dengan: acuan k eff NODAL k eff 88 = nilai k eff acuan = nilai k eff hasil perhitungan NODAL Δk eff (%) = k acuan NODAL eff k eff 00% () Sedangkan untuk nilai FPD, akurasi dinyatakan dalam selisih nilai acuan dan perhitungan NODAL-, sehingga nilainya dapat bernilai positif dan negatif untuk menunjukkan nilai yang lebih tinggi atau lebih rendah dibanding FPD acuan. Dalam penelitian ini juga dilakukan validasi distribusi FPD R untuk tiap perangkat bahan bakar di teras benchmark. Parameter ini penting karena menunjukkan karakteristik distribusi pembangkitan panas di teras. Untuk itu, validitas distribusi FPD R di teras hasil perhitungan dengan acuan dinyatakan dalam root mean square (RMS), yaitu: RMS = N n = (FPD Racuan,n FPD RNODAL,n ) N dengan, FPD Racuan,n = FPD R acuan untuk posisi-n FPD RNODAL,n = FPD R hasil perhitungan NODAL- untuk posisi-n N = jumlah seluruh perangkat bahan bakar di teras HASIL DAN PEMBAHASAN Kasus -Dimensi Hasil perhitungan paket program NODAL menghitung nilai k eff teras untuk kasus -D disajikan dalam Tabel. Terlihat bahwa selisih maksimum hasil perhitungan NODAL dengan acuan untuk jumlah node di setiap FA adalah 0,0%. Selisih maksimum ini akan berkurang menjadi 0,006% jika jumlah node dinaikkan menjadi di setiap FA untuk semua teras. Hal ini menunjukkan bahwa dengan menaikkan jumlah node di setiap FA, dari ke, akan dapat menaikkan akurasi perhitungan sampai 88,9% (BIBLIS-D). Sedangkan untuk teras KOEBERG, peningkatan akurasi sebesar 88,6% dan teras IAEA-D sebesar 7%. Peningkatan akurasi yang rendah di teras IAEA-D dibanding teras lainnya karena adanya gangguan fluks neutron yang besar akibat adanya serapan neutron di daerah batang kendali (Zona ). Dengan demikian, jumlah node (di setiap FA) tidak dapat menangani dengan maksimal gradien fluks neutron yang besar di batas antar node. Walaupun tidak menjadi pembahasan dalam riset ini, penambahan jumlah node yang lebih dari harus dilakukan agar mendapatkan akurasi yang tinggi untuk teras yang memiliki karakteristik yang sama dengan teras IAEA-D. Akan tetapi perlu dicatat, ukuran node yang terlalu kecil dapat mengakibatkan ketidakmampuan metode nodal dalam menyelesaikan eigenvalue problem seperti k eff. Sehingga penggunaan jumlah node yang optimal akan menjadi pembatas tingkat akurasi metode nodal untuk teras yang memiliki ganguan fluks neutron yang tinggi. Meskipun demikian, hasil perbedaan Δk eff (%) sebesar 0,006 di teras IAEA-D adalah sangat memuaskan, karena perbedaan tersebut jauh lebih kecil dibanding nilai fraksi neutron kasip (β eff) PWR yang bernilai 0,7. Tabel. Nilai k eff teras benchmark -D hasil perhitungan NODAL Teras benchmark Program NODAL Perbedaan Pitch, cm k -D eff acuan () Node k eff (Δk eff (%)) IAEA-D 0,09 0,0,098,098 0,006 BIBLIS-D,6,00 0,009,00,009 0,00 KOEBERG,608,0089 0,0,0079, ,00 Catatan : * = nilai absolut ()

8 Validasi Paket Program Nodal Untuk Kasus Statis Teras Benchmark Reaktor PWR. (Tagor Malem Sembiring, Surian Pinem) Tabel 6 menunjukkan pengaruh jumlah node terhadap akurasi perhitungan FPD R maksimum (FPD Rmax). Seperti halnya nilai k eff, akurasi perhitungan FPD Rmax sangat bergantung pada jumlah node di tiap FA, yaitu semakin banyak jumlah node, semakin tinggi akurasinya. Dalam penelitian ini ditunjukkan perbedaan maksimum dengan acuan adalah 0,006 untuk jumlah node di tiap FA, yang akurasinya meningkat 6% dibanding perhitungan dengan jumlah node di tiap FA dengan perbedaan maksimum sebesar -0,06. Teras -D Benchmark IAEA-D BIBLIS-D KOEBERG Tabel 6. Nilai FPD R maksimum (FPD Rmax) dan RMS untuk teras benchmark -D Program NODAL FPD Rmax Perbedaan FPD Rmax RMS (root mean Node FPD Acuan () Rmax (Acuan - NODAL) square),96-0,06,06 0,80 -,86 0,006, , -0,00,89 0, -, -0,00,76 0 -, 0,00, 0, -, 0,00, 0-0,76 0,7-0,009,0,,0, -0,0,,0,,67-0,0,80,96-0,0-0,0-0,06,,80,69,67,96,8-0,0-0,06-0,0,,,,,7,7-0,0-0,0-0,0 0,60,070,79 0,6,077,86-0,00-0,007-0,007 0,9,06,07 0,96,0,069-0,00 0,00 0,00 0,9 0,90 0,97 0,9 0,9 0,96 0,009 0,009 0,0 0,7 0,76 0,69 0,78 0,78 0,676 0,06 0,07 0,06,, -0,0,,7 0,60 0,6-0,00,070,077-0,0-0,007,,79,7,86-0,0-0,007,9 0,967,0 0,97-0,009-0,006 0,967 0,7 0,97 0,67-0,006 0,00 0,906 0,686 0,90 0,68 0,00 0,00 0,86 0,97 0,8 0,90 0,0 0,007 0,9 0,96-0,00,06,0 0,00,07,069 0,00 0,906 0,90 0,00 0,686 0,68 0,00 0,8 0,7 0,0 0,9 0,9 0,009 0,90 0,9 0,009 0,97 0,96 0,0 0,86 0,8 0,0 0,97 0,90 0,007 Acuan NODAL Perbedaan 0,7 0,78 0,07 0,76 0,78 0,08 0,69 0,676 0,06 Gambar 6. Distribusi FPD R teras IAEA-D hasil NODAL dengan jumlah node di setiap FA dibanding dengan nilai acuan () 0,76 0,78-0,00,0,6,0,6-0,006,,,,60-0,006,80,86-0,006-0,007-0,006,,80,69,60,86,7-0,006-0,006-0,006,,,,,9,9-0,00-0,00-0,00 0,60,070,79 0,6,07,8-0,00-0,00-0,00 0,9,06,07 0,9,06,070 0,00 0,00 0,9 0,90 0,97 0,9 0,97 0,97 0,00 0,00 0,00 0,7 0,76 0,69 0,76 0,78 0,686 0,009 0,008 0,006,, -0,00,,9 0,60 0,6-0,00,070,07-0,00-0,00,,79,9,8-0,00-0,00,9 0,967,96 0,968-0,00-0,00 0,967 0,7 0,968 0,70-0,00 0,00 0,906 0,686 0,906 0,68 0,00 0,86 0,97 0,8 0,9 0,00 0,00 0,9 0,9-0,00,06,06,07,070 0,00 0,906 0,906 0,686 0,68 0,00 0,8 0,8 0,00 0,9 0,9 0,00 0,90 0,97 0,00 0,97 0,97 0,0 0,86 0,8 0,00 0,97 0,9 0,00 Acuan NODAL Perbedaan 0,7 0,76 0,009 0,76 0,78 0,008 0,69 0,686 0,006 Gambar 7. Distribusi FPD R teras IAEA-D hasil NODAL dengan jumlah node di setiap FA dibanding dengan nilai acuan () 89

9 J. Iptek Nuklir Ganendra Vol. No. Juli 0: 8-9 ISSN Validitas NODAL menghitung distribusi FPD R dibanding acuan dapat dilihat di Tabel 6 dalam nilai RMS. Tampak jelas untuk seluruh teras, bahwa dengan ditingkatkannya jumlah node di setiap FA, maka nilai RMS semakin kecil. Hal ini dapat dilihat di Gambar 6 dan 7, untuk teras IAEA-D, bahwa dengan ditingkatkannya jumlah node maka selisih hasil perhitungan FPD R dan acuan semakin kecil untuk tiap posisi FA. Semakin kecil nilai RMS, menunjukkan bahwa selisih hasil perhitungan dan acuan semakin kecil, yang menunjukkan akurasi perhitungan distribusi FPD R di tiap FA dibanding acuan. Dengan demikian, peningkatan jumlah node memberi dampak semakin meningkatnya akurasi NODAL dalam perhitungan distribusi daya FPD R. Tampak jelas di Tabel 6, bahwa RMS yang paling besar terjadi di teras IAEA-D dan KOEBERG. Hal ini menunjukkan bahwa dengan adanya gangguan fluks neutron di teras akibat adanya serapan neutron yang besar di teras (IAEA-D) atau pengaruh tampang lintang hamburan (KOEBERG), mempengaruhi hasil perhitungan distribusi FPD R, sehingga untuk teras yang memiliki karakteristik seperti ini, penggunaan jumlah node minimal di tiap FA harus menjadi syarat untuk mendapatkan akurasi yang tinggi. Kasus -Dimensi Tabel 7 menunjukkan hasil perhitungan k eff untuk kasus benchmark -dimensi (-D), teras IAEA-D, baik itu untuk jumlah node dan di setiap FA. Seperti halnya kasus -D, dalam kasus -D, peningkatan jumlah node dari dan di setiap FA, juga menaikkan akurasi perhitungan k eff sebesar 67%, karena Δk eff turun dari 0,0% menjadi 0,00%. Jika dibanding dengan paket program metode nodal tervalidasi lainnya (validated code), yang telah terbukti akurasinya dalam banyak kasus perhitungan neutronik reaktor PWR, seperti PARCS (0) dan NESTLE (), maka Tabel 8 menunjukkan bahwa hasil perhitungan NODAL sangat memuaskan karena nilai Δk eff (%)-nya berada dalam rentang hasil yang diperoleh dua paket program tersebut. 90 Teras -D Benchmark Tabel 7. Nilai k eff teras benchmark -D hasil perhitungan NODAL Pitch, cm IAEA-D 0 Catatan : * = nilai absolut Catatan : * = nilai absolut Node radial Program NODAL Node aksial (aktif) k eff k eff acuan () Perbedaan * (Δk eff (%)) 7,089 0,0,090 7,0900 0,00 Tabel 8. Nilai k eff teras IAEA-D hasil perhitungan beberapa program nodal Paket Program Nodal k eff k eff acuan () Perbedaan * (Δk eff (%)) NODAL,0900 0,00 PARCS,090,090 0,006 NESTLE,0909 0,00 Untuk menghitung FPD Rmax teras IAEA-D, tampak jelas bahwa pengaruh penambahan jumlah node ke arah radial di setiap FA, dari menjadi, juga sangat berpengaruh dalam akurasi perhitungan. Hal ini terlihat dari perbedaan FPD Rmax hasil perhitungan NODAL dengan acuan menjadi berkurang dari -0,0 menjadi -0,00 atau akurasinya meningkat 9%. Demikian juga dalam menentukan akurasi distribusi FPD R, penambahan node tersebut menurunkan nilai RMS dari 7, menjadi, , yang artinya distribusi FPD R di setiap FA yang dihitung paket program NODAL mendekati distribusi FPD R acuan karena nilai RMS berkurang 8%. Teras -D Benchmark IAEA-D Tabel 9. Nilai FPD max dan RMS untuk teras benchmark -D Program NODAL FPD Rmax Perbedaan FPD max RMS (root mean Node FPD acuan () Rmax (Acuan - NODAL) square), -0,0 7,68 0, -, -0,00, Akurasi NODAL relatif lebih tinggi jika dibanding dengan program nodal PARCS dan NESTLE dalam perhitungan FPD R (Tabel 0), karena memiliki perbedaan dengan acuan yang paling kecil yaitu -0,00. Demikian

10 Ketinggian aksial,cm Validasi Paket Program Nodal Untuk Kasus Statis Teras Benchmark Reaktor PWR. (Tagor Malem Sembiring, Surian Pinem) juga dengan nilai RMS FPD R, hasil perhitungan paket program NODAL memberikan nilai yang paling kecil. Hal ini menunjukkan bahwa distribusi FPD hasil program NODAL adalah yang paling dekat dengan acuan dibanding program nodal PARCS dan NESTLE. Tabel 0. Nilai FPD Rmax dan RMS teras IAEA-D hasil perhitungan beberapa program nodal Paket Program Nodal FPD Rmax FPD Rmax acuan () Perbedaan FPD Rmax (Acuan-Perhitungan) RMS (root mean square) NODAL, -0,00, PARCS,, 0,007, NESTLE,6 0,006, Dalam kasus -D, perhitungan faktor puncak daya ke arah aksial maksimun, FPD Amax, sangat penting karena merupakan parameter keselamatan reaktor. Tabel menunjukkan akurasi perhitungan NODAL untuk perhitungan FPD Amax dibanding acuan sebagai fungsi jumlah node ke arah radial. Seperti dibahas sebelumnya, dalam perhitungan FPD Amax, jumlah node ke arah aksial adalah 7 (0 cm/node), dan jumlahnya tidak divariasi. Tampak jelas dari Tabel, bahwa nilai FPD Amax tidak bergantung pada perubahan jumlah node ke arah radial, karena selisihnya hanya 0,00. Hasil perhitungan NODAL relatif lebih dekat dengan acuan walaupun tidak signifikan jika dibandingkan dengan program nodal PARCS dan NESTLE, karena perbedaan dalam rentang 0,00-0,00. Hal ini menunjukkan bahwa perhitungan NODAL konsisten dengan hasil paket program nodal PARCS dan NESTLE yang sudah tervalidasi (validated code). Tabel. Hasil perhitungan FPD Amax teras IAEA-D hasil perhitungan beberapa program nodal Nama Program FPD Amax FPD Amax acuan () Perbedaan FPD Amax (Acuan-Perhitungan) NODAL ( ),7 0,00 NODAL ( ),6 0,0,607 PARCS, 0,0 NESTLE, 0, Acuan NODAL (x) NODAL (x) PARCS NESTLE Faktor puncak daya aksial, FPD A Gambar 8. Distribusi faktor puncak daya aksial (FPD ax) ke arah aksial teras IAEA-D 9

11 J. Iptek Nuklir Ganendra Vol. No. Juli 0: 8-9 ISSN Hasil perhitungan distribusi faktor puncak daya ke arah aksial (FPD A) teras IAEA-D ditunjukkan di dalam Gambar 8. Terlihat jelas bahwa distribusi FPD A hasil perhitungan NODAL memiliki profil yang sama dengan acuan. Perbedaan yang relatif besar terjadi disekitar posisi aksial 0 cm -80 cm dan 80 cm - 0 cm, masing-masing di tempat terjadinya FPD Amax dan di daerah sekitar masuknya batang kendali (60 cm - 0 cm). Disekitar posisi 0 cm - 80 cm, perbedaan maksimum hasil perhitungan dan acuan sebesar,%, sedangkan di posisi 80 cm - 0 cm, perbedaannya,%. Gambar 8 juga menunjukkan hasil perhitungan distribusi FPD A dengan paket program NODAL memiliki konsistensi hasil dengan program nodal PARCS dan NESTLE untuk seluruh posisi aktif teras ke arah aksial dengan nilai yang relatif sama. Ternyata hasil perhitungan k eff dan FPD baik ke arah radial dan aksial diantara tiga paket program NODAL, PARCS dan NESTEL memiliki kesamaan yang tinggi seperti terlihat di Tabel 7- dan Gambar 8,. Setelah dilakukan kajian terhadap beberapa pustaka (,), hal ini disebabkan kerena ketiga paket program ini menggunakan metode yang sama dalam penanganan diskritisasi ruang, yaitu coarse mesh finite difference (CMFD). KESIMPULAN Akurasi paket program NODAL dalam menghitung parameter neutronik teras benchmark PWR, baik kasus -D dan -D, menunjukkan hasil yang sangat memuaskan baik dibandingkan dengan acuan dan validated code, seperti PARCS dan NESTLE. Dalam penelitian ini, dibuktikan bahwa penggunaan jumlah node per perangkat bahan bakar ke arah radial menjadi pilihan untuk mendapatkan akurasi perhitungan yang tinggi. Perbedaan maksimum dengan acuan untuk nilai k eff adalah 0,006% (Δk). Sedangkan untuk FPD maksimum ke arah radial dan aksial masing-masing memiliki selisih maksimum dengan acuan adalah -0,006 dan 0,0. Karena kasus teras benchmark yang dipilih adalah untuk jenis reaktor PWR, maka paket program NODAL siap untuk diaplikasikan dalam analisis neutronik teras PWR yang riil. UCAPAN TERIMAKASIH Penulis mengucapkan terimakasih kepada Kementerian Riset dan Teknologi Republik Indonesia yang telah memberikan dana penelitian ini melalui proyek penelitian PI-PKPP 0 dalam judul kegiatan Evaluasi dan Verifikasi Parameter Keselamatan Operasi PLTN PWR 000 dari Aspek Neutronik.. DAFTAR PUSTAKA. P. REUSS, Neutron Physics, EDP Sciences-Les Ulis Cedex France (008). ANONYM, NODAL: A Nodal Neutron Diffusion Code, version, User s Guide (00). T.M. SEMBIRING dan S PINEM, Validasi Program NODAL pada Teras Benchmark PWR NEACRP, Prosiding Seminar Nasional ke- Teknologi Keselamatan PLTN dan Fasilitas Nuklir, PTRKN-BATAN, (009) E.Z. MULLER and E.J. WEISS, Ann. Nucl. Energy, 8, (99) -. R.R. LEE et.al., Argonne Code Centre: Benchmark Problem Book, Report No.: ANL-76, Supp., ID.-A, Argonne National Laboratory (US), (977) N. GUESSOUS and M. AKHMOUCH, Ann. Nucl. Energy, 9, (00) N. VOSOUGHI, A.A.SALEHI and M. SHAHRIARI, Ann. Nucl. Energy,, (00) - 8. T.Y. HAN, H.G. JOO, H.C. LEE and C.H. KIM, Ann. Nucl. Energy,, (008) R.D.S. YADAV and H.P. GUPTA, Ann. Nucl. Energy, 8, (0) IAEADPWR/Output/iaead.out (0). I. ARIANI dan D. KASTANYA, Evaluation of the IAEA-D PWR Benchmark Problem Using NESTLE Code, Prosiding Lokakarya Komputasi Dalam Sains dan Teknologi Nuklir ke-, PPIN-BATAN, (00) 0-. T. DOWNAR, Y. XU, V. SEKER and N. HUDSON, Theory Manual for the PARCS Kinetics Core Simulator Module, U.S.NRC-Rockville, Maryland, (00) -6 9