Simulasi Sederhana Reaktor Kartini menggunakan Software OpenMC

Dalam melakukan perancangan reaktor nuklir, diperlukan software khusus neutronik untuk melakukan perancangan yang efektif dan efisien. Software yang umum digunakan adalah MCNP, namun seiring perkembangan zaman dikembangkan pula software open source yang memiliki kemampuan serupa
MCNP, yaitu OpenMC. Pada kesempatan kali ini, akan dilakukan simulasi sederhana Reaktor Kartini menggunakan OpenMC dan membandingkan nilai kekritisannya dengan hasil perhitungan program TRIGA-MCNP pada Laporan Analisis Keselamatan (LAK) tahun 2019. Analisis nilai kritikalitas menggunakan
OpenMC ini dibatasi hanya pada pemodelan teras reaktor, lazy susan, dan reflektor. Reaktor TRIGA Kartini memiliki bahan bakar berupa Uranium Zirconium Hidrid (UZrH) dengan cladding dari Stainless steel. Batang kendali terbuat dari Boron
Karbida (B4C) dan moderator berupa air ringan. Di sekeliling teras terdapat fasilitas lazy susan yang terbuat dari Alloy Aluminium. Bagian paling luar berupa reflektor yang berisi material Grafit. Pada simulasi dengan 25.000 partikel,
didapat nilai k-eff berkisar antara 1,02178 sampai 1,06244 dengan error berkisar antara 2,963% sampai 4,324%. Sedangkan simulasi 50.000 partikel menghasilkan nilai k-eff berkisar antara 1,00431 sampai 1,04634dengan error yang lebih kecil,
yaitu antara 1,203% sampai 2,777%.