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