ANALISIS TAMPANG LINTANG BESI NATURAL FILE DATA JENDL-3.2 MELALUI PERHITUNGAN FUNGSI RESPON DETEKTOR

Transkripsi

1 Suwoto, dkk. ISSN ANALISIS TAMPANG LINTANG BESI NATURAL FILE DATA JENDL-3.2 MELALUI PERHITUNGAN FUNGSI RESPON DETEKTOR Suwoto, Zuhair Pusat Pengembangan Sistem Reaktor Maju (P2SRM) - BATAN ABSTRAK ANALISIS TAMPANG LINTANG BESI NATURAL PADA FILE DATA JENDL-3.2 MELALUI PERHITUNGAN FUNGSI RESPON DETEKTOR. Telah dilakukan perhitungan fungsi respon detektor terhadap material besi natural dengan file JENDL-3.1, JENDL-3.2, ENDF/B-IV dan data dari GEEL. Detektor reaksi yang digunakan dalam perhitungan adalah detektor reaksi 32 S(n,p) 32 P, 103 Rh(n,n') 103m Rh, 115 In(n,n') 115m In dan 197 Au(n,γ) 198 Au. Perhitungan fluks neutron dilakukan dengan program difusi DOT3.5 dan program RRATE digunakan untuk menghitung laju reaksi (reaction rate) dengan memanfaatkan fluks neutron dari program DOT3.5. Semua perhitungan profil C/E fungsi respon detektor reaksi dengan file data nuklir JENDL-3.2 memberikan hasil yang lebih baik kecuali detektor 115 In(n,n') 115m In dan 197 Au(n,γ) 198 Au dimana file data ENDF/B-IV masih lebih baik. Tendensi ini dikarenakan perbedaan tampang lintang elastik dan in -elastik pada masing-masing file data nuklir dan keberadaan low lying level hamburan in-elastik diskrit level pertama file data JENDL-3.2 dari isotop minor 57 Fe. Sedang pada detektor reaksi 32 S(n,p) 32 P semua hasil perhitungan profil C/E fungsi respon detektor cenderung underestimate terhadap data hasil percobaan. Hal tersebut mengisyaratkan bahwa tampang lintang elastik dan in-elastik pada file JENDL-3.2 masih perlu dievaluasi kembali. ABSTRACT ANALYSES OF NATURAL IRON CROSS-SECTIONS ON JENDL-3.2 FILE THROUGH DETECTOR RESPON FUNCTION CALCULATION. Detector respons functions of natural iron contained in JENDL- 3.1, JENDL-3.2, ENDF/B-IV nuclear data files and data from Geel have been calculated. Reaction detector, such as 32 S(n,p) 32 P, 103 Rh(n,n') 103m Rh, 115 In(n,n') 115m In and 197 Au(n,γ) 198 Au are used in these calculation. Discrete Ordinate Transport code DOT3.5 is employed to calculate neutron fluxes and RRATE code is used to find reaction rate for each reaction detector using neutron fluxes out-put by DOT3.5. Overall results of detector respons function C/E profiles with JENDL-3.2 file give better results than ENDF/B-IV or others, except for 115 In(n,n') 115m In and 197 Au(n,γ) 198 Au detector. In those detectors, ENDF/B-IV file give C/E value better than JENDL-3.2 file. Some differences are still remained. These differences were clearly caused by the presence low-lying level of discrete inelastic scattering of minor isotope 57 Fe contained in JENDL-3.2 file. On the other hand, overall calculated results of the C/E profiles on 32 S(n,p) 32 P detector reaction are underestimated to experimental data along penetration depth. Re-evaluation or modification on file JENDL-3.2 is to be considered. PENDAHULUAN D i samping ENDF (Evaluated Nuclear Data File), file data nuklir JENDL-3.2 merupakan versi terbaru dari File Data Nuklir Terevaluasi Jepang (Japanese Evaluated Nuclear Data File, JENDL) yang telah disebar luaskan ke seluruh dunia pada tahun 1994 [1]. Sejak besi digunakan secara luas pada teknologi reaktor sebagai material struktur dan material perisai, maka uji integral tampang lintang menjadi sangat penting. Semenjak itu pula, telah banyak dilaporkan percobaan dan analisis pada efek perisai radiasi pada material besi. Uji benchmark ini umumnya pada propagasi neutron di energi resonansi kev dan atenuasi neutron karena hambur- an inelastik pada daerah MeV. Salah satu percobaan yang berkaitan dengan uji perisai radiasi ini telah dilakukan oleh MD. Carter dan A. Packwood di Winfrith-ASPIS [2] dengan percobaan penetrasi pada balok perisai besi setebal cm. Percobaan di Winfrith-ASPIS ini mempunyai geometri percobaan yang bagus dan hasil yang diperoleh dalam 52 grup energi antara 7 kev sampai 5 MeV. Spektrum energi neutron diukur dengan me nggunakan spektrometer NE-213 pada

2 124 ISSN Suwoto, dkk. empat lokasi pada perisai radiasi yaitu pada kedalaman penetrasi masing-masing 22.9 cm, cm, 85.7 cm and cm [5] dan cm kedalaman penetrasi untuk fungsi respon detektor yang digunakan. [6] Berkaitan dengan hal tersebut maka sangat perlu dilakukan uji keandalan data khususnya besi natural yang terkandung dalam file data JENDL-3.2. Perhitungan uji benchmark ini dilakukan dengan menggunakan paket program dua dimensi DOT3.5 dan RRATE untuk menetukan laju reaksi (reaction rate). Program RRATE ini menggunakan fluks neutron yang dihasilkan oleh DOT3.5 untuk menentukan fungsi respon masing-masing detektor reaksi. Pendekatan dimensi dalam DOT3.5 yang diambil dalam geometri R-Z adalah cm cm dengan mesh diambil pada analisis ini dan 121 struktur grup energi neutron dari BERMUDA juga dipakai. Sebagai bahan perbandingan, hasil perhitungan fungsi respon detektor dengan file data lainnya seperti file data JENDL-3.1 dan ENDF/B-IV dan data baru eksperimental dari GEEL, Belgia [7] juga dilakukan disamping dibandingkan dengan data hasil percobaan yang telah dilakukan oleh MD. Carter dan A. Packwood di Winfrith-ASPIS. TEORI DASAR Sebagian besar material yang dipapari dengan neutron akan menjadi material radioaktif karena adanya reaksi inti yang diinduksi oleh neutron. Besarnya radioaktivitas radioaktif material tersebut tergantung pada besarnya spektrum fluks neutron yang memaparinya. Jadi hal tersebut dapat digunakan untuk mengukur jumlah paparan neutro n. Laju produksi isotop radioaktif dinyatakan dengan persamaan: dn dt = N 0 ϕ ( E) σ ( E ) de λ N (1) dimana N dan N 0 adalah jumlah produk nuklida dan nuklida awal dalam detektor tersebut. Sedangkan σ adalah tampang lintang untuk pembentukan isotop produk dan λ adalah konstanta peluruhan dari isotop produk tersebut. Besaran r, (2) r ϕ( E ) σ( E ) de disebut sebagai laju reaksi (reaction rate). Bila salah satu dari spektrum neutron atau tampang lintang diketahui, maka dapat ditentukan besarnya densitas fluks neutron. Fungsi respon detektor, S, didefinisikan sebagai laju reaksi dalam satuan densitas fluks: fluks : r ϕ = σ( E) ψ( E) de (3) S = σ ( E ) ψ ( E ) de (4) Respon detektor ini dikarakterisasikan oleh tampang lintang reaksi detektor dan spektrum fluks neutron. Fungsi dalam integral tersebut dikenal dengan fungsi respon detektor, yang menyatakan kontribusi neutron pada energi yang berbeda pada aktivitas yang telah terukur. Berkenaan dengan reaksi alamiah dari (n, γ), maka detektor-detektor (n, γ) tersebut biasanya sangat sensitif terhadap neutron termal (< 0.06 ev) dan neutron epitermal (0.06 ev <E<10 5 ev). Pengukuran densitas fluks neutron termal yang rendah dan tinggi biasanya digunakan dengan detektor emas (Au) dan detektor kobal (Co). Detektor (n, γ) lainnya digunakan untuk pengukuran spektrum neutron epitermal. Tampang lintang dari reaksi lainnya menunjukkan suatu karakteristik ambang (thres-hold) dari detektor tersebut, sehingga detektor tersebut dikenal dengan detektor ambang (threshold detector). Energi ambang detektor tersebut biasanya antara 0.5 dan 12 MeV. Detektor dengan reaksi-reaksi (n, n ) ada yang mempunyai energi ambang terendah, sedangkan reaksi-reaksi pada daerah energi epitermal (n, p) dan (n, α) dan reaksi (n, 2n) mempunyai energi ambang yang tertinggi. Detektor-detektor ini sebagian besar digunakan untuk dosimetri neutron reaktor karena detektor tersebut hanya sensitif pada neutron cepat. METODA PERHITUNGAN Perhitungan fungsi respon detektor dilakukan dengan program RRATE. Program RRATE ini memerlukan masukan spektrum fluks neutron yang telah dihitung dengan paket program dua dimensi discrete ordinate transport (DOT) versi 3.5 dengan konfigurasi model geometri perhitungan yang diambil adalah R-Z dengan mesh 52X93. [5,6] Di samping itu data tampang lintang untuk masingmasing detektor reaksi juga diberikan sebagai data masukan. Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan T eknologi Nuklir

3 Suwoto, dkk. ISSN Identifikasi tipe reaksi dari tiga detektor threshold dan satu detektor epitermal dan pustaka data yang digunakan disajikan dalam Tabel 1. Bentuk tampang lintang detektor threshold untuk tiap-tiap reaksi yang digunakan dalam perhitungan Winfrith- ASPIS ditunjukkan dalam Gambar 1 bersama dengan tampang lintang detektor epitermal 197 Au(n,γ) 198 Au. Tabel 1. Pustaka data detektor reaksi yang digunakan pada perhitungan. Tipe Detektor Reaksi Sumber pustaka data nuklir Nomor Material Nomor MT Identifikasi [*] 32 S(n,p) 32 P ENDF/B-V (1) S32NPA5 103 Rh(n,n') 103m Rh IRDF (3) RH103NN' 115 In(n,n') 115m In ENDF/B-V (1) IN115NN' 197 Au(n,γ) 198 Au ENDF/B-V (2) AU197NGC Catatan: [*] singkatan ini digunakan untuk identifikasi tampang lintang detektor dalam perhitungan laju reaksi pada program RRATE. (1) (3) ENDF/B-V File Aktivasi, (2) ENDF/B-V File Standar, IRDF-82 : International Reactor Dosimetry File Tampang lintang detektor reaksi Tampang lintang (barns) Au(n,g) ENDF/B-V File 10-4 Tampang lintang (barns) Energi neutron (ev) S (n,p) 32 P - ENDF/B-V File Aktivasi Rh (n,n') 103m Rh - File IRDF In (n,n') 115m In - ENDF/B-V File Aktivasi Energi neutron (ev) Gambar 1. Tampang lintang detektor reaksi yang digunakan dalam analisis dengan detektor reaksi 197 Au(n,γ) (inset). HASIL DAN PEMBAHASAN Salah satu percobaan penentuan propagasi neutron dalam balok besi adalah di Winfrith-ASPIS dengan ketebalan perisai sekitar 140 cm. Untuk menguji keandalan besi natural murni pada file data JENDL-3.2, maka perhitungan dengan file data nuklir JENDL-3.1, ENDF/B-IV dan data dari Geel Belgia juga dilakukan. Hasil perhitungan tersebut meliputi perhitungan fungsi respon detektor atau profil distribusi laju reaksi di sepanjang kedalaman

4 126 ISSN Suwoto, dkk. penetrasi aksial perisai besi di samping perhitungan spektrum fluks neutron yang telah dilakukan. Hasil perhitungan distribusi laju reaksi (reaction rate) untuk fungsi respon detektor diberikan pada Gambar 2 sampai Gambar 5 untuk detektor reaksi 32 S(n,p) 32 P-file aktivasi, 103 Rh(n, n') 103m Rh, 115 In(n,n') 115m In and 197 Au(n,γ) 198 Au. Pada bagian atas masing-masing gambar menunjukkan profil reaction rate untuk masing-masing detektor dan rasio antara perhitungan dan eksperimental (C/E) diberikan pada bagian bawahnya. Dari Gambar 2 dan Gambar 3 untuk fungsi respon detektor dapat dilihat secara umum bahwa profil atenuasi sepanjang kedalaman penetrasi mempunyai kesesuaian yang baik dengan hasil eksperimental oleh MD. Carter dan A. Packwood. Namun dalam Gambar 4 dan Gambar 5 terlihat jelas perbedaan-perbedaan beberapa detektor reaksi antara perhitungan dengan file data nuklir JENDL-3.1 atau file data JENDL-3.2 dengan file data ENDF/B-IV. Perbedaan-perbedaan ini di-sebabkan oleh adanya perbedaan-perbedaan yang terdapat diantara data tampang lintang besi natural pada masing-masing file data tersebut. Besarnya rentang harga integral C/E untuk masing-masing fungsi respon detektor dapat diringkas dalam Tabel 2 dan 3: Tabel 2. Ringkasan interval harga integral C/E untuk masing-masing detektor reaksi. Tipe Detektor Sumber Pustaka Data Nuklir Reaksi JENDL-3.1 JENDL-3.2 Geel-Belgia ENDF/B-IV 32 S(n,p) 32 P Rh(n,n') 103m Rh In(n,n') 115m In Au(n,γ) 198 Au Tabel 3. Ringkasan harga integral C/E dan standar deviasi dari tiap-tiap detektor reaksi yang digunakan. Tipe Detektor Sumber Pustaka Data Nuklir Reaksi JENDL-3.1 JENDL-3.2 GEEL ENDF/B-IV 32 S(n,p) 32 P (0.1746) (0.1561) (0.1644) (0.1713) 103 Rh(n,n') 103m Rh (0.2315) (0.2457) (0.2438) (0.2237) 115 In(n,n') 115m In (0.1619) (0.1694) (0.1845) (0.0748) 197 Au(n,γ) 198 Au (0.1186) (0.1229) (0.1245) (0.0441) Hasil perhitungan laju reaksi (reaction rate) sepanjang kedalaman penetrasi dalam perisai besi untuk masing-masing detektor reaksi adalah sebagai berikut: Detektor reaksi 32 S(n,p) 32 P Detektor reaksi ini adalah jenis detektor threshold yang sangat sensitif pada energi neutron tinggi dari 2 MeV 5 MeV, seperti digambarkan dalam tampang lintang detektor reaksi yang digunakan (Gambar 1). Konsekwensinya, pada energi tinggi detektor reaksi 32 S(n,p) 32 P ini sangat sedikit dipengaruhi oleh efek perisai diri dibanding detektor reaksi indium (In) dan rodium (Rh). Hasil perhitungan distribusi reaction rate dengan detektor reaksi 32 S(n,p) 32 P file aktivasi mempunyai kecenderungan hasil yang sama untuk file data nuklir JENDL-3.1, JENDL-3.2, ENDF/B-IV dan GEEL, seperti pada Gambar 2. Semua perhitungan dengan masingmasing file data nuklir tersebut terlihat bahwa C/E semuanya underestimate sepanjang kedalaman penetrasi. Namun dari gambar tersebut juga tampak bahwa kecenderungan hasil perhitungan dengan file data nuklir JENDL-3.2 mempunyai hasil yang sedikit lebih baik dibanding dengan file data nulkir JENDL Fakta ini secara jelas diperoleh karena memang Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan T eknologi Nuklir

5 Suwoto, dkk. ISSN telah dilakukan perbaikan-perbaikan pada file data nuklir JENDL-3.2 tersebut. Distribusi profil C/E yang underestimate ini menggambarkan bahwa tampang lintang in-elastik pada energi tinggi tersebut untuk file data nuklir JENDL-3.1 dan ENDF/B-IV masih terlalu tinggi. Tampang lintang in -elastik yang tinggi ini memberikan kontribusi yang tinggi pada pembentukan spektrum neutron. Sebagian spektrum neutron yang dibangkitkan dalam jangkauan energi tinggi tersebut diturunkan oleh adanya tampang lintang in-elastik yang tinggi. Pada jangkauan energi tinggi tersebut tampak jelas perbedaan antara tampang lintang in-elastik file data nuklir JENDL-3.1 dan JENDL-3.2. Terlihat pada daerah energi antara 800 kev dan 2 MeV pada file data nuklir JENDL-3.2 mempunyai tampang lintang in-elastik 10 % lebih rendah dibanding pada file data nuklir JENDL-3.1. Sedangkan pada daerah energi antara 2 dan 4 MeV tampang lintang in-elastik file data nuklir JENDL-3.2 lebih tinggi 20 % dibanding dengan file data JENDL Perbedaan tersebut disebabkan karena tampang lintang in -elastik pada level 847 kev dari isotop 56 Fe. Detektor reaksi 103 Rh(n,n') 103m Rh Detektor reaksi ini agak sensitif untuk energi neutron yang agak rendah dibanding ketiga detektor threshold yang digunakan dalam eksperimen. Pada detektor reaksi 103 Rh(n,n') 103m Rh yang mempunyai daerah fungsi respon pada daerah resonansi besi, maka efek dari faktor perisai diri sangat mempengaruhi hasil perhitungan pada penetrasi yang dalam. Perilaku profil C/E untuk semua file data nuklir yang digunakan umumnya sangat mirip antara satu dan lainnya. Detektor reaksi 115 In(n,n') 115m In Distribusi reaction rate teramati dengan baik untuk masing-masing perhitungan dengan file data nuklir ENDF/B-IV, JENDL-3.1 dan JENDL-3.2. Terlihat dari Gambar 4 bahwa terdapat perbedaanperbedaan hasil reaction rate yang jelas antara file -file data tersebut. Hasil perhitungan dengan file data ENDF/B-IV memberikan profil C/E yang sangat baik sepanjang kedalaman penetrasi. Sementara itu perhitungan dengan file data JENDL-3.2 mem-berikan hasil C/E yang cenderung underestimate pada penetrasi yang dalam. Perbedaan ini disebabkan karena adanya perbedaan yang ada pada tampang lintang elastik dan in-elastik dari masing-masing file data tersebut. Pada file data JENDL-3.2 untuk daerah energi antara 600 kev dan 1.2 MeV dimana tampang lintang total umumnya mempunyai kesamaan, tetapi pada tampang lintang elastik dan tampang lintang inelastik tampak beberapa perbedaan-perbedaan. Besarnya perbedaan tampang lintang elastik dan tampang lintang in-elastik pada file data JENDL-3.2 tersebut menyebabkan hasil perhitungan profil C/E yang cenderung underestimate. Hal tersebut juga didukung oleh hasil perhitungan spektrum neutron yang dihasilkan pada daerah tersebut. Bahkan dari fungsi respon detektor reaksi sepanjang dengan kedalaman penetrasi, secara kualitatif mengindikasikan bahwa pada daerah energi antara 600 kev dan 1.2 MeV tersebut mungkin masih terdapat beberapa persoalan pada tampang lintang elastik dan in -elastik besi natural pada file data JENDL-3.2. Detektor reaksi 197 Au(n,g ) 198 Au Tipe detektor reaksi emas, 197 Au(n,γ) 198 Au ini merupakan detektor resonansi yang digunakan pada pengukuran reaction rate pada energi epitermal. Sensitivitas dari detektor emas ini hanya berpengaruh pada daerah resonansi epitermal pada energi rendah di sekitar daerah resonansi raksasa pada 4.9 ev. Seperti terlihat pada Gambar 5, profil reaction rate C/E dari file data ENDF/B-IV masih memberikan hasil yang sangat bagus dibanding dengan file data lainnya dan tidak ada ke - cenderungan yang overestimate atau underestimate di sepanjang kedalaman penetrasi. Sementara itu dengan file data JENDL-3.1, JENDL-3.2 maupun data dari GEEL memperlihatkan kecenderungan profil C/E yang underestimate pada penetrasi yang dalam. Namun perhitungan dengan file data JENDL-3.2 memberikan kecenderungan hasil yang lebih baik dibandingkan perhitungan dengan file data JENDL- 3.1, walaupun belum bisa dikatakan sebaik hasil perhitungan memakai file data ENDF/B-IV. Untuk menyelidiki perbedaan-perbedaan ini, beberapa perlakuan telah dicoba pada file data JENDL-3.2 dengan melakukan pengaturan tampang lintang. Pengaruh dari low lying level pada tampang lintang in-elastik akan dianalisa, khususnya pada level pertama dari tampang lintang in-elastik diskrit (MF3-MT51). Dengan mencoba menghilangkan tampang lintang in-elastik diskrit pada level pertama pada energi threshold yaitu 14.4 kev yang disebabkan oleh isotop minor 57 Fe. Untuk konsistensi tampang lintang, maka file data tampang lintang yang dihilangkan tersebut ditambahkan pada tampang lintang hamburan elastik (MF3-MT2). Ternyata dengan menghilangkan low lying level pada tampang lintang in-elastik diskrit level pertama (MF3-MT51) memberikan hasil profil perhitungan C/E reaction rate dengan file data JENDL-3.2 hampir mendekati profil

6 128 ISSN Suwoto, dkk. hasil perhitungan dengan file data ENDF/B-IV seperti terlihat pada Gambar 4. Sehingga tampak jelas bahwa tampang lintang in-elastik pada energi low lying level pada propagasi neutron pada perisai besi seperti percobaan pada Winfrith-ASPIS ini, dipengaruhi oleh keberadaan tampang lintang hamburan inelastik dari isotop minor 57 Fe. Reaction rate (d.p.s. barn/atom) 32 S(n,p) 32 P ENDF/B-V File Aktivasi - Respon Detektor EXPERIMENTAL JENDL-3.2 JENDL-3.1 ENDF/B-IV GEEL-DATA Reaction rate (C/E) Tebal perisai besi (cm) JENDL-3.2 JENDL-3.1 ENDF/B-IV GEEL-DATA Gambar 2. Profil atenuasi hasil perhitungan dan eksperimen reaction rate dan C/E untuk detektor reaksi 32 S(n,p) 32 P (ENDF/B-V File Aktivasi). Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan T eknologi Nuklir

7 Suwoto, dkk. ISSN Rh(n,n') 103m Rh IRDF-82 File - Respon Detektor Reaction rate (d.p.s. barn/atom) EXPERIMENTAL JENDL-3.2 JENDL-3.1 ENDF/B-IV GEEL-DATA Reaction rate (C/E) JENDL-3.2 JENDL-3.1 ENDF/B-IV GEEL-DATA Tebal perisai besi (cm) Gambar 3. Profil atenuasi hasil perhitungan dan eksperimen reaction rate dan C/E untuk detektor reaksi 103 Rh(n,n') 103m Rh (IRDF-82 File).

8 130 ISSN Suwoto, dkk. Gambar 4. Profil atenuasi hasil perhitungan dan eksperimen reaction rate dan C/ E untuk detektor reaksi 115 In(n,n') 115m In (ENDF/B-V File Aktivasi). KESIMPULAN Gambar 5. Profil atenuasi hasil perhitungan dan eksperimen reaction rate dan C/ E untuk detektor reaksi 197 Au(n,γ) 198 Au (ENDF/B-V File standar). Secara keseluruhan, dari hasil perhitungan yang telah dilakukan terlihat jelas bahwa profil C/E untuk semua fungsi respon detektor dengan file JENDL-3.2 terlihat lebih baik dibanding file data lainnya kecuali dua detektor reaksi 115 In(n,n') 115m In dan 197 Au(n,γ) 198 Au menunjukkan bahwa file data ENDF/B-IV masih lebih baik. Tendensi ini disebabkan oleh adanya low lying level dari hamburan in-elastik diskrit level pertama yang terdapat pada file data nuklir JENDL-3.2 yang dipengaruhi oleh keberadaan tampang lintang hamburan in-elastik dari isotop minor 57 Fe. Sehingga re-evaluasi tampang lintang hamburan in-elastik isotop minor 57 Fe masih perlu dilakukan. Tebal Perisai (cm) Seperti telah diterangkan di atas, fungsi respon detektor 115 In(n,n') 115m In dengan file JENDL- 3.2 memberikan hasil spektrum neutron pada daerah energi antara 600 kev dan 1.2 MeV yang lebih rendah, walaupun sedikit lebih baik dibanding dengan JENDL-3.1. Hal ini menunjukkan ada perbedaan antara tampang lintang hamburan elastik dan in -elastik pada daerah energi tersebut. Sehingga re-evaluasi pada file JENDL-3.2 pada daerah energi tersebut masih perlu dilakukan. Sedangkan pada perhitungan profil reaction rate dengan detektor reaksi 32 S(n,p) 32 P memberikan hasil perhitungan yang underestimate terhadap data hasil percobaan. Tendensi ini disebabkan karena tampang lintang hamburan in -elastik pada energi di atas 2 MeV pada semua data file masih relatif tinggi. UCAPAN TERIMA KASIH Penulis ingin mengucapkan terima kasih kepada Dr. Akira HASEGAWA beserta seluruh staf JAERI-NDC atas segala bantuan, saran dan ke - sempatan dalam penggunaan fasilitas laboratorium komputasi selama penulis menyelesaikan program STA di JAERI Nuclear Data Center Jepang. DAFTAR PUSTAKA 1. NAKAGAWA, T. et al., Japanese Evaluated Nuclear Data Library - Version 3 Revision 2: JENDL-3.2, Journal of Nuclear Science and Technology, 32, 1259 (1995). 2. CARTER, M. D., Mc. CRACKEN A. K., and PACKWOOD, A., The Winfrith Benchmark Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan T eknologi Nuklir

9 Suwoto, dkk. ISSN Experiment in Iron-Experimental Reults, Proc. of the Specialists' Meeting on Sensitivity Studies and Shielding Benchmarks, Paris, October 1975, pp , OECD (1975). 3. Mc. CRACKEN, A. K., and GRIMSTONE, M. J., The Experimental data Processing Program RADAK, Proceeding of the Specialists Meeting on Sensitivity Studies and Shielding Benchmarks, Paris, October 1975, pp , OECD (1975). 4. CARTER, M. D., CHESTNUTT, M. M. and Mc. CRACKEN, A. K., The ASPIS Iron Benchmark Experiment-Results and Calcu-lation Model, Proceeding of the Specialists Meeting on Nuclear Data and Benchmarks for Reactor Shielding, Paris, October 27-29, 1980, pp , OECD (1980). 5. SUWOTO, Analisis Shielding Benchmark Besi Natural File Data Nuklir JENDL-3.2 Melalui Percobaan Penetrasi Winfrith-ASPIS, Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah, Iptek Nuklir, Mei 1998, Yogyakarta (1998). 6. SUWOTO and HASEGAWA, A.: Shielding Benchmark of Several Nuclides Contained in JENDL- 3.2 File, STA Final Report in JAERI, Agustus HASEGAWA, A., private communications. 8. HASEGAWA, A., Benchmark Testing of Evaluated Data Files on Fission Reactors and Shielding Problems, Proceeding of International Conference on Nuclear Data for Science and Technology, pp , Mito, May 30 - June 3, 1988, Ibaraki-ken, Japan (1988). 9. HASEGAWA, A., Toward JENDL-3.3 : Comments on the Problems of JENDL-3.2 File for Next Version Developments, Proceedings of the 1996 Symposium on Nuclear Data, pp , Nov , 1996, JAERI, Tokai, Ibaraki, JAPAN (1996). TANYA JAWAB Budi Briyatmoko Apa kriteria baik/buruknya dari respon detektor terhadap nilai C/E? Dari kesimpulan apakah file data JENDL 3.2 adalah terbaik dibanding file lain setelah melihat ke 4 parameter perhitungan yang dilakukan. Suwoto Jika data nuklir yang dipakai itu baik, maka akan menghasilkan nilai C/E yang mendekati atau bahkan 1 (satu). Semua C/E tersebut dapat di-lihat pada Tabel 3 untuk melihat baik buruknya hasil perhitungan dan data yang digunakan. Dari hasil perhitungan (Tabel 3), harga C/E untuk masing-masing data nuklir JENDL-3.2 ada sebagian yang baik untuk energi tertentu dan ada sebagian juga kurang baik untuk energi tertentu pula. Setyadi Mengapa data perhitungan menggunakan ENDF/B-VI tidak dilakukan? Suwoto Sebenarnya bisa dilakukan dengan file data manapun, baik ENDF/B-VI, JENDL-3.2 ataupun lainnya. Berhubung data besi natural pada ENDF/B-VI belum tersedia, maka perhitungan dengan ENDF/B-VI tidak/belum bisa dilakukan. Sebenarnya bisa dikonstruksi sendiri, tetapi butuh waktu dan program khusus lagi.