Validasi Model OpenMC terhadap MCNP untuk Karakterisasi Fluks Neutron pada Rencana Dekomisioning Reaktor TRIGA 2000 Bandung
HANDY TRI LUNAR NUGRAHA, Dr. Ir. Alexander Agung, S.T., M.Sc., IPU; Ir. Muhammad Yusuf, S.T., M.Sc., Ph.D.
2025 | Skripsi | TEKNIK NUKLIR
Setelah beroperasi sejak tahun 1965, Reaktor TRIGA 2000
Bandung merencanakan program dekomisioning yang diawali dengan studi
karakterisasi radiologi reaktor. Karakterisasi ini dilakukan dengan menghitung
nilai fluks neutron pada SSK reaktor menggunakan kode perhitungan Monte Carlo
seperti MCNP dan OpenMC. Penelitian ini memvalidasi pemodelan reaktor pada
OpenMC terhadap MCNP yang telah dilakukan sebelumnya untuk perhitungan fluks
neutron.
Model reaktor pada OpenMC dibuat dari
konversi input MCNP pada delapan konfigurasi teras reaktor untuk memvalidasi
kedua kode. Validasi dilakukan dengan perhitungan k-eff dan fluks
neutron pada beberapa SSK reaktor di MCNP dan OpenMC. Dilakukan perhitungan fluks
neutron pada beton biological shielding untuk mengetahui distribusi flux
neutron pada beton di reaktor.
Hasil validasi yang dilakukan berupa
perhitungan k-eff dan fluks neutron beberapa SSK reaktor menunjukkan
kedekatan dengan perbedaan relatif sebesar 7,809% serta rentang rata-rata fluks
neutron pada delapan konfigurasi sebesar 3 sampai dengan 4%. Perhitungan
distribusi fluks neutron pada cells beton memiliki orde 109
sampai dengan 104 cm-2s-1 yang mengecil
seiring bertambahnya jarak dari teras reaktor dan tabung beamport.
Operating since 1965, the TRIGA 2000 Bandung Reactor
requires a decommissioning planning program, beginning with reactor
radiological characterization. This characterization is established by
calculating neutron flux in reactor SSCs using Monte Carlo simulation codes
such as MCNP and OpenMC. This research validates the reactor modeling on OpenMC
against previous MCNP calculations for neutron flux.
The OpenMC reactor model was created by
converting eight configurations of MCNP inputs to validate both codes.
Validation was conducted by calculating k-eff and neutron flux in several SSCs
using both codes. Neutron flux calculations were also performed on the concrete
biological shielding to demonstrate neutron flux distribution within the
reactor’s concrete.
Validation of k-eff shows a close agreement
between MCNP and OpenMC, with a relative gap of 7.809% and a relative gap
interval of 3–4% for neutron flux across the eight configurations. The neutron
flux distribution results in the concrete cells range from 109 to 104
cm-2s-1, tending to decrease in value with increasing
distance from the core and beamport tube.
Kata Kunci : validasi OpenMC MCNP, Reaktor TRIGA 2000 Bandung, fluks neutron