ANALISIS KOEFISIEN DIFUSI NEUTRON SEBAGAI FUNGSI ENERGI DALAM PERSAMAAN DIFUSI MULTIGRUP SATU DIMENSI

Telah dilakukan analisis koefisien difusi neutron sebagai fungsi energi dalam persamaan difusi multigrup satu dimensi. Penelitian bertujuan untuk menentukan distribusi fluks neutron dengan menggunakan data penampang lintang makroskopik di level sel bahan bakar nuklir yang selanjutnya digunakan sebagai nilai masukan untuk menghitung koefisien difusi neutron sebagai fungsi 70 grup energi. Jenis reaktor yang digunakan dalam penelitian ini adalah reaktor cepat dengan teras berbentuk geometri slab dan bahan bakar yang digunakan adalah U-PuN. Pada penelitian ini dilakukan perhitungan distribusi fluks neutron dan koefisien difusi neutron untuk 70 grup energi dengan pembagian grup energi yaitu grup energi cepat, grup energi menengah dan grup energi rendah. Hasil penelitian menunjukkan bahwa nilai koefisien difusi pada 70 grup energi neutron terhadap jarak ekstrapolasi untuk bahan bakar U-235 dan Pu-239 diperoleh hampir sama pada semua grup energi, sedangkan nilai koefisien difusi neutron pada U-238 jauh lebih kecil. Nilai koefisien difusi pada 70 grup energi neutron terhadap fungsi energi untuk bahan bakar U-235 dan Pu-239 juga diperoleh hampir sama pada setiap grup energi yaitu pada grup energi cepat berkisar antara 3.10-4 cm hingga 6.10-4 cm, pada grup energi menengah 1.10-3 cm hingga 6.10-3 cm dan pada grup energi rendah dengan rentang nilai 0 hingga 8.10-2 cm, sedangkan nilai koefisien difusi pada U-238 jauh lebih kecil. Kata kunci: distribusi fluks neutron, grup energi, koefisien difusi neutron, penampang lintang makroskopik ABSTRACT Analysis of neutron diffusion coefficient as a function of energy in the one-dimensional multigroup diffusion equation has been performed. The research purpose to determine neutron flux distribution using macroscopic cross section at the level of nuclear fuel cell as the initial input to calculate the neutron diffusion coefficient as a function of the 70 energy groups. The type of reactor used in this research is a fast reactor with slab geometry of core and the fuel used is U-PuN. In this research, the calculation of neutron flux distribution and neutron diffusion coefficient are performed for 70 groups of energy neutron that classification on fast, intermediate and thermal energy. The result indicates that the neutron diffusion coefficient in 70 energy groups to extrapolation distance obtained almost the same at all energy groups, but the neutron diffusion coefficient on U-238 is much smaller. The neutron diffusion coefficient in 70 energy groups as a function of energy to U-235 and Pu-239 obtained almost the same at all energy groups, with the value on fast energy groups is between 3.10-4 cm to 6.10-4 cm, on intermediate energy groups is 1.10-3 cm to 6.10-3 cm and on thermal energy groups is 0 to 8.10-2 cm, but the neutron diffusion coefficient on U-238 is much smaller. Keywords: neutron flux distribution, energy group, neutron diffusion coefficient, macroscopic cross sectio