PENGARUH TEMPERATUR TAMPANG LINTANG HAMBURAN NEUTRON TERMAL S(, ) GRAFIT PADA PERHITUNGAN KRITIKALITAS RGTT200K

Transkripsi

1 PENGARUH TEMPERATUR TAMPANG LINTANG HAMBURAN NEUTRON TERMAL S(,) GRAFIT PADA PERHITUNGAN KRITIKALITAS RGTT00K Suwoto dan Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir PTRKN-BATAN, Kawasan PUSPIPTEK Gd.80, Serpong, Tangerang Selatan, ABSTRAK PENGARUH TEMPERATUR TAMPANG LINTANG HAMBURAN NEUTRON TERMAL S(,) GRAFIT TERHADAP PERHITUNGAN KRITIKALITAS RGTT00K. Struktur teras reaktor RGTT00K mengacu dan mengadopsi HTR-Medule Jerman dan HTR-10 China dan dimodelkan sebagai teras silinder yang dikelilingi oleh reflektor grafit, baik ke arah radial maupun aksialnya. Bahan struktur yang terbuat dari grafit mendominasi sekitar 80% material yang digunakan pada teras RGTT00K. Oleh karena itu akurasi data tampang lintang grafit, khususnya yang terkait dengan S(,) pada grafit sangat dibutuhkan, karena memegang peran yang penting dalam perhitungan kritikalitas pada desain konseptual teras RGTT00K. Generasi S(,) grafit untuk energi kontinu (ACE-file)yang dilakukan dengan menggunakan program pengolah data nuklir NJOY99.v364. Data ZAID diproses untuk masingmasing temperatur grafit adalah 300K, 600K, 1000K, 100K, 1600K dan 000K. Data ZAID standar grafit diambil dari pustaka SAB-00 untuk temperatur 300K, 600K dan 1000K sedangkan untuk temperatur 100K, 1600K dan 000K diambil dari pustaka TMCCS. Aplikasi tampang lintang hamburan neutron termal S(,) grafit pada perhitungan kritikalitas teras RGTT00K menggunakan program Monte Carlo MCNP5v1.. Seluruh perhitungan dilakukan dengan tampang lintang hamburan neutron termal S(,) grafit dari pustaka data nuklir energi kontinu ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII, JENDL-4 dan JEFF-3.1. Tampang lintang hamburan neutron termal S(α,β) grafit diaplikasikan pada seluruh material reaktor yang mengandung karbon guna mempertimbangkan efek binding yang signifikan pada neutron dengan energi di bawah ~4 ev. Hasil perhitungan neutronik teras RGTT00K menggunakan MCNP5v1. dengan memanfaatkan data S(,) grafit energi kontinu yang dibangkitkan menggunakan program NJOY99.v364 untuk semua temperatur memberikan hasil yang baik terhadap data standar dari pustaka SAB-000 maupun TMCCS. Deviasi hasil perhitungan faktor multiplikasi efektif (k eff) terhadap data standar untuk masingmasing temperatur di bawah 1 %. Semakin tinggi temperatur pada tampang lintang hamburan neutron termal S(α,β) grafit nilai faktor multiplikasi efektif menurun dengan tajam, sehingga sifat keselamatan melekat (inherent safety) tampak pada reaktor RGTT00K. Kata kunci: hamburan neutron termal S(,) grafit, RGTT00K, program MCNP5v1. dan NJOY99.v364 ABSTRACT TEMPERATURE INFLUENCE OF THERMAL NEUTRON SCATTERING CROSS-SECTION S(,) GRAPHITE ON RGTT00K CRITICALITY CALCULATION. Structure of RGTT00K core are based on Germany HTR-Modul and Chinese HTR-10 with cylindrical core surrounded by axial and radial graphite reflector. Around eighty percent structural material are composed and used it in RGTT00K core are made from graphite. Therefore, the accuracy of graphite cross-sections, especially related to the graphite thermal neutron scattering S(,) plays an important role in criticality 50

2 calculations on conceptual design of RGTT00K core. So that the generation of graphite thermal neutron scattering nuclear data S(,) with continuous energy data (ACE-file) is well processed using NJOY99.v364 code. Identified isotope (ZAID number) of each graphite temperature is processed for 300K, 600K, 1000K, 100K, 1600K and 000K, respectively. The standard ZAID for graphite was taken from SAB-00 library for 300K, 600K, 1000K and TMMCS library for 100K, 1600K and 000K. Processed thermal neutron scattering nuclear data cross-section of graphite S(,) were used on neutronic calculation of RGTT00K core using MCNP5v1. code. Thermal neutron scattering of graphite S(,) were generated from nuclear data library such as ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII, JENDL- 4 and JEFF-3.1 files. Effect of energy binding below ~4 ev are considered through application of thermal neutron scattering on S(,) graphite. The calculated result of multiplication factor (k eff) among these nuclear libraries are well obtained with below 1% differences for each temperature processed to standard one. The rising temperature on thermal neutron scattering on S(,) graphite imply to decreased multiplication factor (k eff) sharply. These result show inherent characteristic of RGTT00K core is observed. Keywords: graphite thermal neutron scattering S(,), RGTT00K, MCNP5v1. and NJOY99.v364 codes 1. PENDAHULUAN Salah satu kelebihan reaktor RGTT00K berbahan bakar pebble adalah menawarkan teknologi pengisian bahan bakar kontinu (online-refueling) sehingga reaktor tetap beroperasi tanpa harus menghentikan produksi listrik dan proses panas lainnya. Selain itu, partikel bahan bakar pebble yang terdiri dari ribuan kernel uranium oksida (UO ) atau thorium oksida (ThO -UO ) berlapis TRISO (TRIstructural-iSOtropic material) dengan lapisan buffer karbon berpori, lapisan pirokarbon dan lapisan silikon karbida (SiC) membuat RGTT00K mampu beroperasi pada temperatur keluaran teras yang relatif tinggi sebesar 950C[1]. Struktur teras reaktor RGTT00K mengadopsi desain HTR-Modul Jerman dan HTR-10 China dimodelkan sebagai teras silinder yang dikelilingi oleh reflektor grafit, baik ke arah radial maupun aksial. Bahan struktur yang terbuat dari grafit mendominasi sekitar 80% material yang digunakan pada teras RGTT00K[]. Data tampang lintang hamburan neutron termal grafit S(,) yang tersedia dalam pustaka data nuklir energi kontinu (ACE-file) MCNP/MCNPX hanya tersedia pada temperatur kamar (300K), sementara operasi reaktor temperatur tinggi (HTR, High Temperature Reactor) dapat mencapai 950 C (13K), maka temperatur grafit pada kondisi operasi tersebut dapat mencapai sekitar 1000K. Oleh karena itu pustaka tampang lintang hamburan neutron termal S(,) pada grafit perlu digenerasi pada temperatur 300K, 600K, 1000K, 100K, 1400K, 1600K dan 000K untuk melihat pengaruhnya terhadap nilai kritikalitas teras RGTT00K. Analisis keselamatan reaktor RGTT00K khususnya dari aspek neutronik merupakan salah satu kegiatan penting. Oleh karena itu dilakukan penelitian tentang pengaruh temperatur pada tampang lintang hamburan neutron termal S(,)[3,4] material grafit yang diimplementasikan melalui generasi dan aplikasinya tampang lintang hamburan neutron termal S(,) grafit pada temperatur kamar (300K) dan berbagai temperatur lainnya (multitemperature) dalam pustaka tampang lintang energi kontinu (ACE-file) yang digunakan pada program Monte Carlo MNCP/MCNPX dengan kode ZAID grphxx.xxt pada material karbon. Verifikasi dan validasi hasil pengolahan S(,) grafit akan dilakukan terhadap perhitungan neutronik teras RGTT00K berbahan bakar partikel berlapis TRISO UO dengan densitas 10,4 gram/cm 3 dan pengkayaan 10%[5]. Penelitian ini merupakan kelanjutan dari penelitian sebelumnya[6]. Pada energi neutron termal, tumbukan hamburan inti pada material moderator padat, cair maupun gas dapat mempengaruhi tampang lintang neutron dan distribusi energi yang ditimbulkannya, sehingga neutron akan mendapat peningkatan energi untuk eksitasi dalam material tersebut. Dalam pustaka file ENDF (Evaluated Nuclear Data Files), efek hamburan neutron termal ini dideskripsikan pada thermal sub-library dalam FILE7 format ENDF-6[7]. Data parameter FILE7 dalam 503

3 format ENDF-6 tersebut berisi data hamburan neutron termal dengan jangkauan energi dibawah 4 ev (E<4eV) khususnya untuk material seperti grafit. Status data hamburan neutron termal untuk material grafit sangat terbatas jumlahnya. Khusus untuk hamburan neutron termal material grafit dengan nomor material 31 data yang tersedia adalah sbb: Data material grafit evaluasi sebelumnya (Desember 1969) dari General Atomic oleh KOPPEL, J.U, dan HOUSTON, D.H. dan didistribusikan pada 1 Februari 1990 dalam file ENDF/B-VI.8[8]. Data LANL yang dievaluasi oleh Mac FARLANE[9] pada April 1993 dan didistribusikan pada 04 Desember 1995 dalam file ENDF/B-VII[10]. Data IKE yang dievaluasi oleh KEINERT dan MATTES[11] pada Januari 005 dan didistribusikan pada 04 Mei 005 dalam file JEFF-3.1[1]. File JENDL-4[13] mengadopsi data LANL yang dievaluasi oleh oleh Mac FARLANE dan diistribusikan pada 09 Maret 010. Penelitian ini dimulai dari proses generasi pustaka tampang lintang hamburan neutron termal S(,) energi kontinu (ACE-file) untuk material grafit yang tersedia. Proses pengolahan menggunakan program NJOY99.v364[14] pada berbagai temperatur yaitu: 300K, 600K, 1000K, 100K, 1600K dan 000K. Kemudian data hasil pengolahan pustaka tampang lintang hamburan neutron termal S(,) grafit dengan ZAID grphxx.xxt kemudian digunakan dalam perhitungan neutronik teras RGTT00K menggunakan program Monte Carlo MCNP5v.1.[15]. Data grafit diperoleh dari file data nuklir terevaluasi ENDF/B-VI.8, ENDF/B- VII, JENDL-4 dan JEFF-3.1. Tujuan penelitian adalah untuk mengetahui pengaruh temperatur pustaka tampang lintang hamburan neutron termal S(,) grafit terhadap nilai multiplikasi efektif teras RGTT00K. Penelitian ini penting dilakukan, karena interaksi neutron terhadap atom suatu material (grafit) pada energi termal sekitar ±4eV sangat menentukan validitas hasil perhitungan kritikalitas menggunakan program MCNP. Jika tidak menggunakan parameter S(,), program MCNP akan memanfaatkan teori free gas model dalam perhitungan tanpa memperhatikan eksitasi internal atom dalam material tersebut.. TEORI DASAR Tampang lintang hamburan neutron termal biasanya dibagi menjadi 3 bagian[7,14], yaitu: Hamburan elastik in-koheren: sangat penting untuk material padat yang mengandung hidrogen (hydrogenous solid) seperti zirkonium hidrida (ZrH) dan polietilen atau air es. Hamburan elastik koheren: sangat penting untuk material padat berbahan kristal seperti grafit, berilium maupun uranium dioksida (UO ). Hamburan in-elastik in-koheren: sangat penting untuk semua material, yang dinyatakan dalam S(,). Perhitungan hamburan elastik koheren dari material mengikuti Pers. (1) dan (): Ei E d 1 ( E E',, si ( ( i) ( E E')/ ded E i1 E i i 1...(1)...() E dengan, E = energi neutron sekunder (ev); = kosinus sudut hamburan; T = temperatur moderator (K), E i= energi sudut Bragg (ev); S i = faktor struktur proporsional (ev-barns); i = sudut kosinus karakteristik hamburan dari masing-masing bidang kisi. Sedangkan perhitungan tampang lintang untuk hamburan elastik in-koheren menggunakan Pers. (3) dan (4): d b ( E E',, e ded 4...(3) 3EW'( T )(1 ) ( ) ( E E') 4EW ' 1 e ( E) b EW ' (4) dengan: b = adalah karakteristik tampang lintang bound (barn), W = integral Debye-Waller dibagi dengan massa atom (ev -1 ) E = energi neutron primer (ev), E = energi neutron sekunder (ev) = kosinus sudut hamburan, T = temperatur moderator (K) Untuk menghitung hamburan in-elastik inkoheren direpresentasikan menggunakan hukum hamburan neutron termal. Hamburan in-elastik inkoheren didefinisikan untuk molekul kristal (seperti grafit) maupun moderator lainnya dengan Pers. (5): 504

4 NS d M n bn ( E E',, dde 4kT dengan: n0 ( E ' E ) / kt ( E ' E bn fn A 1 n A n E' e E / S (,, EE ' / A kt n o...(5) dimana: tipe atom NS+1 untuk molekul atau sel unit (H O, NS=1) M n = jumlah atom tipe-n dalam molekul atau sel unit; T = temperatur moderator (K), E = energi neutron (ev); E = energi neutron sekunder (ev), = transfer energi (tanpa dimensi); = transfer momentum (tanpa dimensi); A n = massa atom tipe-n (A 0 adalah massa atom hamburan dalam molekul); bn = tampang lintang hamburan atom bound dari atom tipe-n; fn = tampang lintang hamburan atom free dari atom tipe-n; k = konstanta Boltzman's, = sudut hamburan kosinus (lab. sistem). Sehingga untuk hamburan termal pada energi tinggi pada waktu yang singkat (Short- Collision-Time, SC maka nilai S(,, ditentukan menggunakan Pers. (6) berikut: S SCT (,, 1 e Teff ( 4 t ( ) T 4 Teff ( T )...(6) dengan T eff( adalah temperatur efektif. Untuk hamburan free gas, penentuan hamburan neutron termal S(,) menggunakan Pers. (7): 1 S (, ) e (7) dimana: S(,) merupakan bentuk simetrik dari hukum hamburan termal; = transfer momentum; = transfer energi (keduanya tanpa dimensi). 3. METODOLOGI Metodologi generasi tampang lintang hamburan neutron termal S(,) grafit sebagai fungsi temperatur memanfaatkan program pengolah data nuklir NJOY99.v364 dengan memanfaatkan modul-modul: MODER, RECONR, BROADR, THERMR, dan ACER. Nuklida yang dibutuhkan dalam proses generasi S(,) grafit adalah nuklida C (karbon) yang bernomor ID material 600 dan grafit dengan nomor ID material=31 dari masing-masing pustaka file data nuklir: ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII, JENDL-4 dan JEFF-3.1. Temperatur tampang lintang hamburan neutron termal S(,) grafit diproses pada temperatur 300K, 600K, 1000K, 100K, 1600K dan 000K. Verifikasi hasil pengolahan data pustaka S(,) grafit sebagai fungsi temperatur diterapkan pada perhitungan multiplikasi teras RGTT00K menggunakan program Monte Carlo MCNP5v HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil pengolahan tampang lintang hamburan neutron termal S(,) grafit untuk masingmasing pustaka file data nuklir yang digunakan sebagai fungsi temperatur di sajikan dalam Tabel 1. Pengolahan tampang lintang hamburan neutron termal S(,) grafit dilakukan dengan menggunakan pengolah data nuklir program NJOY99.v364 dapat dilakukan bila tersedia file data nuklir 6-C-1 (Karbon) dengan nomor material 600 dan file data nuklir grafit dengan nomor material 31. Pustaka tampang lintang hamburan neutron termal S(,) grafit yang dinotasikan dalam ZAID dalam bentuk file ACE (A Compact ENDF file, ACE-file) tersebut nantinya digunakan dalam direktori tampang lintang (XDIR) untuk diakses langsung oleh program Monte Carlo baik MCNP5v1. maupun MCNPX. Tabel 1. Pustaka tampang lintang hamburan neutron termal S(,) grafit dalam ACE-file beserta ZAIDnya. Tempe ratur No. proses (K) Sumber File Data Nuklir ZAID dalam bentuk ACE-file grph03.03t. 600 ENDF/B-VI.8, grph06.06t ENDF/B-VII, grph10.10t JENDL-4 dan grph1.1t JEFF-3.1 grph16.16t grph0.0t 505

5 Verifikasi dan validasi hasil generasi S(,) untuk grafit untuk masing-masing pustaka file data nuklir yang digunakan sebagai fungsi temperatur dilakukan terhadap ACE-file data nuklir hamburan neutron termal S(,) grafit dari pustaka SAB-00 yang menggunakan ENDF/B-VI.3 untuk temperatur 300K, 600K dan 1000K dan dari pustaka TMCCS (ENDF/B-V) untuk 100K, 1600K dan 000K. Perhitungan faktor multiplikasi teras RGTT00K dengan program Monte Carlo MCNP5v1. tanpa menggunakan data tampang lintang hamburan neutron termal S(,) grafit menghasilkan nilai multiplikasi efektif sebesar 1,444 (standar deviasi: 0,00168). Sedangkan perhitungan dengan menggunakan S(,) grafit untuk perhitungan faktor multiplikasi efektif teras RGTT00K divalidasi terhadap data standard dari SAB-00 dan TMCCS disajikan pada Tabel. Dari Tabel tampak bahwa penggunaan data S(,) untuk grafit rata-rata memberikan nilai faktor multiplikasi efektif (k eff) teras RGTT00K yang lebih rendah sebesar 4,75% dari perhitungan tanpa melibatkan data tampang lintang hamburan neutron termal S(,) grafit pada material karbon. Pengaruh penggunaan data S(,) grafit ternyata memberikan dampak yang signifikan terhadap perhitungan nilai multiplikasi efektif teras reaktor RGTT00K. Tabel. Pengaruh penggunaan data S(,) grafit dalam perhitungan neutronik teras RGTT00K. Temperatur proses, K ZAID grafit S (,) ENDF/B- VI.8 ENDF/B- VII.0 JENDL-4.0 JEFF-3.1 SAB-00[#] & TMCCS[$] 300 grph03.03t 1,4091 1, ,41153[#] 600 grph06.06t 1, , ,3937 1, ,39506[#] 1000 grph10.10t 1, ,3647 1, , ,37103[#] 100 grph1.1t 1, , , , ,35307[$] 1600 grph16.16t 1, , , ,3451 1,33454[$] 000 grph0.0t 1,309 1,3181 1,370 1,3151 1,3114[$] Keterangan: Standard SAB00: menggunakan file data nuklir ENDF/B-VI.3 (14-Sept-1999) Standard TMCCS: menggunakan file data nuklir ENDF/B-V (08-Sept-1986) E f e k t e m p e r a t u r S ( ) p a d a k e f f t e r a s R G T T 0 0 K ) RGTT00K E N D F / B - V I. 8 E N D F / B - V I I J E N D L 4 - J E F F S A B 0 0 ( S T A N D A R D ) T M C C S ( S T A N D A R D ) Multiplikasi Efektif (k eff thd SAB-00 & TMCCS eff E N D F / B - V I. 8 E N D F / B - V I I J E N D L 4 - J E F F % Deviasi k T e m p e r a t u r S ( ) g r a f i t ( K ) Gambar 1. Efek penggunaan S(,) grafit fungsi temperatur pada perhitungan faktor multiplikasi efektif teras RGTT00K 506

6 Tampak pada Tabel dan Gambar 1 bahwa sifat inherent safety (keselamatan melekat) pada reaktor RGTT00K ditunjukkan oleh reaktivitas negatif yang dinotasikan oleh berkurangnya nilai k eff seiring dengan kenaikan temperatur tampang lintang data tampang lintang hamburan neutron termal S(,) grafit. Nilai perbedaan rata-rata di bawah 0,6% yang diperoleh antara hasil proses generasi S(,) grafit dari empat file data nuklir terevaluasi yang digunakan (ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII, JENDL-4 dan JEFF-3.1). diterapkan dalam perhitungan neutronik teras RGTT00K terhadap data standard S(,) grafit. Data standard tampang lintang hamburan neutron termal S(,) grafit file SAB-00 digunakan untuk temperatur 300K, 600K dan 1000K dan data starndard dari file TMCCS digunakan untuk temperatur 100K, 1600K dan 000K. 5. KESIMPULAN Generasi tampang lintang hamburan neutron termal S(,) grafit dari berbagai file data nuklir terevaluasi dapat dilakukan bila tersedia file data nuklir karbon-1 dengan nomor material 600 dan file data nuklir grafit dengan nomor material 31. Pengaruh temperatur tampang lintang hamburan neutron termal S(,) grafit (300K, 600K, 1000K, 100K, 1600K dan 000K) pada perhitungan neutronik teras RGTT00K membuktikan bahwa RGTT00K memiliki sifat keselamatan melekat (inherent safety) yang ditunjukkan oleh semakin tinggi temperatur data nuklir hamburan neutron termal S(,) grafit semakin kecil nilai kritikalitas reaktor. Dengan kata lain teras RGTT00K mempunyai reaktivitas negatif dengan bertambahnya temperatur pada tampang lintang hamburan neutron termal S(,) grafit. 6. UCAPAN TERIMAKASIH Ucapan terima kasih kami sampaikan kepada Ir. Tagor Malem Sembiring selaku Kepala Bidang Pengembangan Reaktor atas dorongan, saran dan sumbangan pemikirannya dalam peningkatan mutu makalah ini. Penulis juga menyampaikan terima kasih kepada Tim Komisi Pembina Tenaga Fungsional (KPTF) PTRKN yang telah banyak membantu dalam peningkatan mutu makalah ini. 7. DAFTAR PUSTAKA 1. M. DHANDHANG PURWADI, Desain Konseptual Sistem Reaktor Daya Maju Kogenerasi Berbasis RGTT, Prosiding Seminar Nasional ke-16 tentang Teknologi Keselamatan PLTN dan Fasilitas Nuklir, Surabaya, (010) 14.. HANS D. GOUGAR, ABDERRAFI M. OUGOUAG, WILLIAM K. TERRY, Advanced Core Design and Fuel Management for Pebble-Bed Reactors, INEEL/EXT , (October 004). 3. IYAD I. AL-QASIR, Thermal Neutron Scattering in Graphite, Thesis, NORTH CAROLINA STATE UNIVERSITY (007). 4. TONG ZHOU, Benchmarking Thermal Neutron Scattering in Graphite, A dissertation submitted to the Graduate Faculty of North Carolina State University, In partial fulfillment of the Requirements for the degree of Doctor of Philosophy Nuclear Engineering, Raleigh, NC (006). 5. SUWOTO, ZUHAIR, MAMAN MULYAMAN, Analisis Sensitivitas Parametrik Dalam Perhitungan Kritikalitas Sel Kisi Kernel Bahan Bakar RGTT Menggunakan Program Monte Carlo MCNP5, Prosiding Seminar Nasional Ke-16 Teknologi dan Keselamatan PLTN serta Fasilitas Nuklir, Surabaya, ISSN , (010) SUWOTO, ZUHAIR, Maman Mulyaman, Pengolahan Data Nuklir Temperatur Tinggi Untuk Pustaka Energi Neutron Kontinu Program MCNP/MCNPX, Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir, Yogyakarta, ISSN , (011) V. MCLANE, Ed., ENDF-10: Data Formats and Procedures for the Evaluated Nuclear Data File ENDF-6, Brookhaven National Laboratory report BNL-NCS /04-Rev. (April 001). 8. ENDF/B-VI, The US Evaluated Nuclear Data Library for Neutron Reactions, IAEANDS-100, Rev. 11 (001) ENDF/B-VII Thermal Data, accessed: 1-Des CHADWICK, M.B, ET.AL: ENDF/B-VII: Next Generation Evaluated Nuclear Data Library for Nuclear Science and 507

7 Technology, Nuclear Data Sheets, 10, 931 (006). 11. M. MATTES AND J. KEINERT, Status of Thermal Neutron Scattering Data for Graphite, INDC(NDS)-0475, (July 005). 1. OECD/NEA Data Bank, The JEFF-3.1 Nuclear Data Library, JEFF Report, OECD/NEA Data Bank (009). 13. SHIBATA, K., ET.AL: JENDL-4.0: A New Library for Nuclear Science and Engineering, Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 48, 1 (011). 14. MACFARLANE, R. E., MUIR, D.W., NJOY99.0: Code System for Producing Pointwise and Multigroup Neutron and Photon Cross Sections from ENDF/B, RSICC Code Package PSR-480/0. Los Alamos National Laboratory, Los Alamos, New Mexico, USA, Nov X-5 MONTE CARLO TEAM, MCNP A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5, Los Alamos National Laboratory report LA-UR (April 003). DISKUSI 1. Sumijanto: Setelah diketahui data pengaruh temperatur lalu apa manfaatnya terhadap desain keselamatan RGTT00K? Suwoto: Manfaatnya sangat jelas dengan telah dilakukan simulasi perhitungan kritikalitas pada temperatur operasi RGTT00K yaitu sekitar 100K untuk temperatur S(α, β) grafit, data ini nantinya akan digunakan sebagai acuan dalam perhitungan desain menggunakan data S(α, β) pada temperature operasi ini.. Jupiter Sitorus: Mohon diperjelas, apakah yang dicari pengaruh temperature terhadap tampang lintang atau factor multiplikasi efek teras atau degradasi grafit? Suwoto: Yang dicari atau diselesaikan adalah pengaruh temperatur S(α, β) material grafit. Temperatur S(α, β) grafit yang tersedia pada pustaka energi kontinu (ACEfile) pada MCNP adalah pada temperature 300 K (temperatur kamar), sehingga perlu dicari/ditentukan temperatur S(α, β) grafit untuk temperature operasi RGTT00K yaitu sekitar 600 K, 1000 K, 100 K, 1600 K dan 000 K, sehingga diketahui pengaruhnya terhadap nilai faktor mulitiplikasi efektif teras RGTT00K 508