Hey, what's going on?

Free Download: Nuclear Reactor Analysis Code (PRENPAC)

Posted by Syeilendra Pramuditya on November 1, 2008

Shortlink: http://wp.me/p61TQ-5P

Software License Agreement

This software is given “as is”. The author holds its copy rights, one can download, copy, use, modify, and spread it free of charge, provided that the original sources (the author and this webpage) are properly cited. The author assumes no responsibility, implicit or explicit, for any possible loss or damage due to the use of this software.

By downloading the software, you agree to accept this agreement.


  • Download this file >> prenpac.zip | on google drive
  • Extract it
  • First, execute the “Project1.exe” to test-run it
  • And then you can execute the “Project1.dpr” to view the entire source code (Borland Delphi 7 is required)
  • Enjoy it!

prenpac1prenpac2

prenpac3prenpac4

prenpac51prenpac6

———————————————————————————————

CODE MANUAL

Due to imperfection in the conversion process, document might not be correctly displayed, you can download the original document in PDF format on Scribd (free registration is required). Please feel free to leave comments to this page.

27 Responses to “Free Download: Nuclear Reactor Analysis Code (PRENPAC)”

  1. mantap cuy….

    bener2 master piece bro🙂

    jadi pengen lagi coding codingan fisika.

    boleh enggak gw convert ke C# ? and all credits and acknowledgements is fully yours.

    keep up the good work bro…

  2. @ abang Ismail

    makasih2… ah trlu berlebihan ni….

    C# version of PRENPAC? sure! what a good idea!

    wah boleh banget bung! orang udah gw lepas ke belantara internet gini, mau diapain juga boleh toh, tp kalo komersil gw kebagian yah, hehehe…

    kalo mau bantu meng-enhance 3D visualization nya, OpenGL or DirectX ga masalah, biar lebih exiting!

    thanks for visit!

  3. yes!!!…

    mantap….

    nanti gw bikinin jadi open project aja dengan BSD license.

    yep, kayaknya ada peluang untuk meng-enhance via OpenGL via TAO framework, lets see aja bro…

    note: cuy, lu belajar C# aja, soalnya yang bikin C# adalah yang bikin Delphi juga, si andres. sama asiknya sama Delphi. soalnya Delphi juga my first love gw cuy kekekeke..

  4. @ abang Ismail

    pengen juga sih belajar C#, but one small problem remain, di tokyo kaga ada tukang CD gelap kaya di tanah air bro, hehehe…. jd hrs beli software IDE utk C# yg orsi, waduh berapa duit tu mamen… kakkakkakkakkak…

  5. adhi said

    Aww, sy tertarik dengan program yg anda buat, trs pengen tanya apakah PRENPAC bisa digunain utk analisa reaktor tipe lain, BWR mislnya? mhon pencerahannya

  6. @ adhi

    hello adhi,
    Code system PRENPAC versi 1.0 ini dibuat khusus untuk perhitungan reaktor nuklir jenis PWR, tapi anda tentu bisa memodifikasinya sesuai keperluan, karena keseluruhan source code nya saya release juga, yang harus anda modify agar PRENPAC ini bisa juga digunakan untuk perhitungan BWR adalah menambahkan equation of state pada modul core heat transfer, agar bisa mengakomodasi kenaikan temperatur coolant diatas temperatur saturasinya, alias agar bisa menangani fenomena boiling. Setelah itu, modul perhitungan Balance of Plant (Rankine cycle) yang tadinya termasuk perhitungan secondary loop system, tinggal anda gabungkan ke modul primary loop system, source code modul ini juga bisa anda modify sesuai keperluan.

    Ok, semoga “terCERAHkan” ya.. ^_^

    Salam nuklir,
    Thanks 4 visit!

  7. Helen Raflis said

    Luar biasa… Thanks ya

  8. @ Helen Raflis

    Siip.. sama2, semoga bermanfaat yaa..🙂

    Thanks 4 visit!

  9. adhi said

    wah tambah penasaran (penasaran karena gak donk2, hehe..),sebagian perpindahan panasnya sama dengan PWR ( konduksi pd daging BB, konveksi paksa antara clad dg coolant) kan ,
    “menambahkan equation of state pada modul core heat transfer,agar bisa mengakomodasi kenaikan temperatur coolant diatas temperatur saturasinya” maksudnya gmana ya? (maklum basic saya bkn tek nuklir atau fisika teknik tapi instrumentasi)
    Trus distribusi fluks neutron jg akan berubah krn pengaruh perubahan fase coolant (densitas berubah >> cross section berubah), bener gak ??

    Thanks atas jwbn sblmnya,

    {sebenernya sy sedang cari2 tema tugas akhir bid reaktor trus dapet prog ini dr temen, semoga dapet ide dari sini,thx ….}

  10. Anwar said

    Salam kenal kang Syeilendra…!

    Saya anwar…

    saya jadi tertarik untuk riset bidang komputasi nuklir nih..?

    Kang Syeilendra, saat ini study S3 di Lab apa?

    Jangan “Home sick'” duluan atuh kang…..

    Biasa itu mah untuk orang yang jauh dari rumah n INDONESIA…

    Negara yang begitu indah… Betul Tidak,…? hehehe

    Tetap semangat atuh kang…!

    salam,
    anwar di jogja

  11. @ Anwar

    Hello, salam kenal jg Anwar
    Wah bagus2 ada yang tertarik lagi untuk riset komputasi nuklir, riset bidang ini mungkin termasuk yang paling ekonomis dan praktis untuk kondisi negeri kita sekarang, maksud saya jika dibandingkan dengan riset nuklir eksperimental

    Tapi bagus juga untuk mencoba riset nuklir analitik, seperti membuat formulasi model aliran turbulence pada coolant, atau pendekatan terhadap solusi real transport neutron, atau yang lainnya, karena mungkin lumayan repot juga riset komputasi nuklir di Indonesia, karena code2nya saya pikir belum banyak juga yang punya, karena harganya sangat mahal, contohnya MCNP, MVP, RELAP, FLUENT, STAR-CD, dan masih banyak lagi.

    Salam & Trimakasih sudah berkunjung

  12. Aww, mas saya ada bbrapa question ,tolong dijawab ya……

    apakah programnya sudah memperhitungkan kopling antara neutronic & thermalhydraulics?

    kalo sudah gmana cara memperhitungkan pengaruh densitas moderator terhadap fluks neutron?

    Di modul thermalhydraulics , bagaimana mas menghasilkan rho dan temperatur air dari tekanan&enthalpi yng diketahui? apa pake tabel termodinamik?

    thanks …. ….. ….

  13. @adhiprihastomo

    wah semangat sekali kelihatannya adhi ini ya.. bagus2…

    PRENPAC belum memperhitungkan kopling neutronic & thermalhydraulic, kenapa? karena PRENPAC belum memiliki modul cell homogenization (hal ini sempat ditanyakan juga oleh Prof. Sekimoto ketika ICANSE2007). Jadi saat ini code ini belum mampu membaca nuclear data mentah, karena itu input neutronic masih berupa macroscopic cross section.

    Rationale tentang cara memperhitungkan pengaruh densitas moderator terhadap fluks neutron is in fact very simple, seperti kita tahu bahwa persamaan difusi untuk perhitungan fluks neutron memerlukan input berupa macroscopic cross section, yg merupakan product of microscopic cross section and number density, dan number density adalah fungsi temperatur, ok ngerti kan hubungannya?

    Sebenarnya sy agak sedikit lupa tentang detail teknik perhitungannya, karena code ini saya selesaikan sekitar 2 tahun yg lalu, tp kalau tidak salah rho dan temperatur air pada modul thermalhydraulic dihitung dengan menggunakan persamaan polinom empiris yg didapat berdasarkan aproksimasi terhadap data2 pada tabel termodinamik, hal ini dilakukan agar saya mempunyai data untuk tiap poin (karena tabel hanya punya nilai2 diskrit kan).

    Untuk memahami lebih rinci tentang bagaimana code ini bekerja, silahkan pelajari tesis master saya, yg juga saya publish di blog ini, cari aja pake keyword “tesis” ya

    Nah, kalo memang tertarik mengembangkan code ini lebih lanjut, ada 2 hal yang bisa dilakukan:

    1. tambahkan modul cell homogenization, agar code ini bisa membaca langsung nuclear data asli, dengan demikian mampu memperhitungkan kopling neutronik-termohidrolik, dan juga perhitungan burnup (saran Prof. Sekimoto, TokyoTech, ICANSE2007)

    2. agar perhitungan k-eff lebih akurat, you should take into account the so called Xenon effect (saran Prof. Shimazu, Hokkaido Univ, ICANSE2007)

    OK, tetap semangat ya!

  14. wah berarti memang harus multigroup diff equation ya ?

    Ok, thanks buangetttt atas jawaban serta sarannya……besok tanya2 lagi yaa…hehe.

    salam kenal buat temen2 dari Indonesia di Jepang, tetap semangat menuntut ilmu, jangan lupa bagi-bagi ilmunya yaa…..

  15. Buat mas Anwar yang tertarik dengan komputasi nuklir ayo
    kita buat kelompok komputasi nuklir di dunia maya, namanya
    ane usul Nuclear Code Cafe (NCCnet), biar nuklir dapat bermasyarakat
    dan memasyarakatkan nuklir….. gitu

  16. buat mas Anwar yang tertarik dengan komputasi nuklir, ayo kita buat forum komputasi nuklir di dunia maya, ane usul namaya Nucear Code Cafe, biar nuklir dapat bermasyarakat dan memasyarakatkan nuklir……gitu

  17. […] Nuclear Reactor Simulator and Analyzer […]

  18. adhiprihastomo said

    Lagi progress nih buat Tugas Akhir T/H code sederhana pake delphi untuk reaktor BWR.
    bluff ternyata ektrapolasi polinom orde 6 pake excel agak susah ya, hasilnya masih perlu disesuaikan lagi.

    Syeilendra says..
    ya susah klo pk excel, pake matlab aja..

  19. adhi said

    hihihi…iya ya.sekarang jadi lebih mudah. thx

    Syeilendra says..

    Good..

  20. Agus DP said

    salam kenal mas…

    software ini bisa nggak dipakai untuk reaktor riset jenis triga
    soalnya aku ada tugas dari pak syarif batan jogja untuk menggunakan program ini pada reaktor kartini jogja…
    mohon petunjuk dan pengarahan
    terima kasih sebelumnya

    Syeilendra says..
    Halo
    PRENPAC ini sebenernya khusus dirancang utk PWR standar, dan bukan utk reaktor riset
    hmm.. reaktor Kartini ya, sy sbnernya kurang tau ttg reaktor Kartini, tp setau sy biasanya reaktor riset tu pake plate fuel n sirkulasi natural ya, klo bener y berarti code ini harus di modifikasi abis2an, or sama juga bikin code baru kynya..:mrgreen:

    Segi neutronik: PRENPAC memecahkan persamaan difusi multigrup statik 2D, karena core PWR bentuknya silinder, PRENPAC pake Laplacian utk silinder 2D. Klo g salah core reaktor Kartini tu bukan silinder ya, tp kotak, y berarti harus pake Laplacian cartesian, plus harus di upgrade jd 3D, karena Kartini (kynya) g bs dimodelin sbg 2D plane, mmm.. bnr ga?

    Segi T/H: utk primary circuit, PWR pake forced convection, makanya d modul T/H PRENPAC kontribusi pressure drop dr buoyancy/acceleration diabaikan, karena ordenya kecil bgt dibandingin ma suku2 lainnya. Nah klo bnr Kartini pake sirkulasi natural, ya T/H hrs diubah semuanya dong, terutama hrs masukin kontribusi buoyancy. N PRENPAC menggunakan konsep diameter hidrolik ekuivalen, karena bentuk coolant channel PWR memang cocok utk dimodelkan sprti itu, nah Kartini kan coolant channelnya diantara fuel plate kan ya, ya treatment nya harus beda..

    bnr gt??

    oia! sekalian ngasih tau, ada kynya sedikit ke-tak-benar-an d PRENPAC, treatment integral2 d PRENPAC sy pake summation, mungkin krn itu hasilnya beda sm SRAC, klo mau coba ganti jd trapezoid-integral:mrgreen:

    btw thanks udh nyobain ini code, sip!

  21. adhi said

    to:Agus DP

    hehe dapet tugas dari pak syarip ya ??
    dulu pernah jg ditugasin buat TH code sederhana utk reaktor kartini dr pk syarip.
    reaktor kartini juga silinder kok, trus lattice/susunan Bahan Bakarnya tipe triangular.
    Kalo flow ratenya dikurangi abis2an kemungkinan PRENPAC bisa digunain di kartini yang pake natural convection.

    Syeilendra says..
    ah masa silinder sih?? yakin?? mm triangular ya.. kaya FBR dong..
    wah kaga bisa bang, PRENPAC sm skali ga ada treatment natural convection soalnya..
    klo iseng2 mau ngemodif PRENPAC silahkan lo ya, n klo udah jadi bisa dipasang d post ini juga, tentu nama ente juga bakal dipasang doong:mrgreen:

    thanks🙂

  22. prambudi said

    ijin unduh ya mas.Dpt tugas dari pak syarip juga.
    Mas,mau nanya, kalo PRENPAC digunakan untuk reaktor tipe CANDU ato MRX (marine reactor x),bisa gk?
    dimohon pencerahannya.

    Syeilendra said..
    ok silahkan2..

    n sekalian ngasih tau lagi nih, ada sedikit ke-tak-benar-an d PRENPAC, treatment integral2 volume d PRENPAC sy pake summation, mungkin krn itu hasilnya beda sm SRAC, klo mau coba ganti jd trapezoid-integral

    bagian neutronik code ini sebenernya hanya mecahin persamaan difusi neutron aja, yg sebenernya ga trlalu sulit, jd klo ngerti persamaan difusi n teknik finite difference nya, code ini bisa dimodifikasi untuk jenis reaktor apapun

    untuk saat ini PRENPAC hanya applicable untuk reaktor PWR dengan teras berbentuk silinder

    • prambudi said

      mau tanya lagi mas…hehehe
      apa di modul neutronic-nya,inputnya gak bisa diubah? karena tiap saya mau ubah,mesti error atau muncul tulisan stack overflow.

      lalu apa PRENPAC ini pernah dikembangin sebelumnya,untuk reaktor jenis lain?
      kalau belum boleh ijin modif PRENPAC-nya buat tugas saya?

      Syeilendra said..
      input nya y jelas bisa diubah, diubah geometri n materialnya, jumlah grup juga, asal data macroXS nya ada aja
      ooo stack overflow itu biasanya (g selalu sih) muncul klo jumlah array node nya melebihi batas maksimum, 80 node utk arah radial, n 81 node utk arah aksial

      setau saya, belum pernah ada yg mengembangkan lebih lanjut PRENPAC ini
      wah silahkan banget kalau berminat mengembangkan, kalau bisa dilengkapi semacam changelog/manual, jadi orang lain juga bisa pakai
      nanti kalau sudah jadi bisa dipasang d post ini juga, with your name of course =D

      ok sip selamat me-modif ya

    • prambudi said

      mau nanya lagi mas,jangan bosan jawab ya,soalnya saya lgi dalam proses blajar nih…hehehe
      persamaan difusi antara PWR dan BWR sama gak? Klo mnurut saya (mohon dikoreksi bila salah),klo fuel dan bahan moderatornya sama, mestinya sama kan?

      Kemudian pada bagian thermal hydraulics kan steam generator BWR jadi satu dengan teras reaktor, apa berpengaruh sama power density teras dan aliran pendinginnya?

      untuk jawabannya, arigato senpai.(maaf klo salah…hehehe)

      Syeilendra said..
      iya kalau persamaan difusinya sih sama

      iya berpengaruh, kalau BWR kan aliran d core nya 2 fasa

    • prambudi said

      oke,terima kasih mas.
      Terima kasih atas bantuannya.
      nanti kalau saya ada pertanyaan lagi,saya tanyakan ya…hehehe🙂

      Syeilendra said..
      Siip.. ok nanti kalo sy kbetulan bisa jawab lagi, saya jawab ya:mrgreen:

  23. ryo said

    Mas, saya izin mengunduh software nya.
    Mau tanya juga, apakah software ini sudah pernah di-benchmark dengan software lain, misal SRAC atau mungkin MCNP?
    Bagaimana hasilnya mas?
    Apakah ini bisa dipakai untuk bahan bakar selain UO2? Misal U-Th oxide?
    Terima kasih atas responnya.

    Salam.

    Syeilendra said..
    Oke silahkan.
    Sudah pernah di benchmark dengan SRAC, hasilnya silahkan lihat di file pdf nya.
    Bisa digunakan utk fuel apa saja, asalkan macroscopic cross section nya disiapkan dulu.

  24. Antho said

    Pak, mohon izin mengunduh software Bapak untuk analisis PWR (RBL Fisika Reaktor Lanjut Pak Zaki). Saya juga mahasiswa sit in di kelas Termal Hidrolik dan Keselamatan Nuklir. Terima kasih sebelumnya. Salam.

    Syeilendra said..
    Oke silahkan, lebih bagus lagi kalau dikembangkan🙂

Leave a Reply

Fill in your details below or click an icon to log in:

WordPress.com Logo

You are commenting using your WordPress.com account. Log Out / Change )

Twitter picture

You are commenting using your Twitter account. Log Out / Change )

Facebook photo

You are commenting using your Facebook account. Log Out / Change )

Google+ photo

You are commenting using your Google+ account. Log Out / Change )

Connecting to %s

 
%d bloggers like this: