Studi Komparatif Nilai k-eff OpenMC dan MCNP pada Model BuSphere Akibat Variasi Diameter
Description
Studi Komparatif Nilai k-eff OpenMC dan MCNP pada Model BuSphere Akibat Variasi Diameter Penelitian ini bertujuan untuk membandingkan nilai faktor multiplikasi efektif (k-eff) yang dihasilkan oleh dua kode transport neutron berbasis metode Monte Carlo, yaitu MCNP dan OpenMC, pada model BuSphere dengan variasi diameter bola bahan bakar. Model BuSphere dipilih karena geometri yang sederhana dan umum digunakan dalam studi validasi neutronik. Variasi diameter bola bahan bakar dilakukan untuk mengamati pengaruh perubahan geometri terhadap karakteristtik neutronik sistem serta mengevaluasi konsistensi hasil perhitungan antara kedua kode. Simulasi dilakukan dengan kondisi pemodelan dan parameter perhitungan yang setara, sementara pustaka data nuklir yang digunakan berbeda, yaitu ENDF/B-VIII untuk MCNP dan ENDF/B-VIII.0 untuk OpenMC. Hasil simulasi menunjukkan bahwa nilai k-eff meningkat seiring dengan bertambahnya diameter bola bahan bakar, yang menandakan peralihan kondisi sistem dari subkrtis menuju kritis hingga superkritis. Tren peningkatan k-eff yang serupa diperoleh dari kedua kode, menunjukkan kesesuaian perilaku neutronik yang dihasilkan. Meskipun demikian, nilai k-eff yang dihitung menggunaan MCNP cenderung lebih tinggi dibandingkan OpenMC pada setiap variasi diameter. Perbedaan ini dipengaruhi oleh perbedaan pustaka data nuklir dan implementasi numerik masing-masing kode. Secara keseleuruhan, hasil penelitian ini menunjukkan bahwa MCNP dan OpenMC mampu memberikan hasil yang konsisten dalam menganalisis pengaruh variasi diameter bahan bakar terhadap nilai k-eff pada model BuSphere.
Abstract (En)
This study aims to compare the effective multiplication factor (k-eff) values obtained using two Monte Carlobased neutron transport codes, MCNP and OpenMC, on a BuSphere model wth variations in fuel sphere diameter. The BuSphere model was selected due to its simple geometry and frequent use in neutronic validation studies. Diameter variations were applied to investigate the effect of geometric changes on the neutronic characteristics of the system and to evaluate the consistncy of results between the two codes. Simulations were performed under equivalent modeling conditions and calculation parameters, while 4 different nuclear data libraries were employed, namely ENDF/B-VII for MCNP and ENDF/B-VIII.0 for OpenMC. The simulation results indicate that k-eff value increases with increasing fuel sphere diameter, reflecting a transition of the system from subscrtical to critical and supercrtical conditions. Both codes exhibit a similar increasing trend in k-eff, demonstrating consistent representation of the system’s neutronic behavior. However, the k-eff values calcualted using MCNP are generally higher than those obtained from OpenMC for all diameters variations. This discrepancy is attributed to differences in nuclear data libraried and numerical implementations used by each code. Overall, the results show that both MCNP and OpenMC reliably capture the effect of fuel diameter variation of k-eff in the BuSphere model
Files
2a1242384_KTIKuntumKhairunnisa22.pdf
Files
(1.1 MB)
| Name | Size | Download all |
|---|---|---|
|
md5:c2817559f4fc97f2990fbac3c733eb8c
|
1.1 MB | Preview Download |
Additional details
Additional titles
- Translated title (En)
- Comparative Study Of k-eff Values from OpenMC and MCNP on A BuSphere Model Due To Diameter Variation
Dates
- Submitted
-
2026-01-19