PENGOLAHAN DATA NUKLIR TEMPERATUR TINGGI UNTUK PUSTAKA ENERGI NEUTRON KONTINU PROGRAM MCNP/MCNPX

Transkripsi

1 208 ISSN Suwoto, dkk. PENGOLAHAN DATA NUKLIR TEMPERATUR TINGGI UNTUK PUSTAKA ENERGI NEUTRON KONTINU PROGRAM MCNP/MCNPX Suwoto, Zuhair, Maman Mulyaman Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, BATAN Gd. 80 Kawasan Puspiptek Serpong Tangerang Tlp , Fax ABSTRAK PENGOLAHAN DATA NUKLIR TEMPERATUR TINGGI UNTUK PUSTAKA ENERGI NEUTRON KONTINU PROGRAM MCNP/MCNPX. Pengolahan data nuklir untuk perhitungan neutronik fisika reaktor temperatur tinggi dari file data nuklir terevaluasi (ENDF) diolah sedemikian rupa sehingga siap untuk digunakan dalam program MCNP/MCNPX. Proses pengolahan data nuklir dilakukan dengan program NJOY99.v304 versi PC dengan menggunakan modul adalah MODER-RECONR-BROADR-HEATR-PURR- THERMR-GASPR-ACER. Pengolahan data nuklir dimulai dari linearisasi dan pembentukan tampang lintang dari parameter resonansi (MF2) sehingga menjadi tampang lintang point-wise dari energi 10-5 ev sampai 10 7 ev pada temperatur mutlak (0 K) menggunakan modul RECONR. Kemudian dilakukan pelebaran tampang lintang dengan menggunakan modul BROADR pada temperatur ( K): 300, 600, 900, 1200, 1500, 1800, 2100, 2400, 2700 dan 3000 K. Pengolahan selanjutnya adalah dengan modul HEATR, PURR, THERMR, GASPR dan terakhir dengan modul ACER. Keluaran modul ACER berupa ACE-file dan XDIR yang digunakan dalam program MCNP/MCNPX. Dalam penelitian ini dilakukan pengolahan pustaka data tampang lintang neutron energi kontinu pada 10 temperatur tinggi di atas untuk nuklida pembentuk UO 2 yaitu 8-O-16, 92-U-235 dan 92-U-238 dari ENDF/B-VII, JEFF-3.1, JENDL-4 dan CENDL-3.1. Hasil pengolahan data nuklir kemudian diverifikasi dengan program COMPLOT-2007 dan divalidasi dengan perhitungan kritikalitas kernel (UO 2 ) partikel berlapis TRISO RGTT200K menggunakan MCNP5v1.2 dengan referensi pustaka data ACE-file dari LANL-USA. Secara keseluruhan, hasil perhitungan k eff dan validasinya menunjukkan kesesuaian yang baik dengan referensi. Untuk temperatur 300 K perbedaannya nilai k eff di bawah 1%, sedangkan temperatur 600 K, 900 K,1200 K dan 3000 K terdapat perbedaan nilai k eff sekitar 2-3% yang dikarenakan standar LANL-USA menggunakan file ENDF/B-VI.2. Kata kunci: pengolahan data nuklir, NJOY99.v304, MCNP5v1.2, COMPLOT-2007, file ENDF. ABSTRACT HIGH TEMPERATURE NUCLEAR DATA PROCESSING FOR CONTINUOUS NEUTRON ENERGY OF MCNP/MCNPX CODE LIBRARY. High temperature nuclear data processing for reactor physics neutronic calculation from evaluated nuclear data file (ENDF) should be well prepared and processed before it used in MCNP/MCNPX code. The processing code system such as NJOY99.v304-PC version has been used through MODER-RECONR-BROADR-HEATR-PURR-THERMR-GASPR-ACER modules. Nuclear data processing is starting from linearization of nuclear cross-sections data and background contribution of resonance parameter (MF2) using RECONR module (0 K) with energy ranges from 10-5 to 10 7 ev. Afterward, the neutron cross-sections data should be processed and broadened to 300, 600, 900, 1200, 1500, 1800, 2100, 2400, 2700 and 3000 K temperatures using BROADR module. HEATR, PURR, THERM and GASPR modules were used in the next step and ACER module was used for last step. ACE-file and XDIR are outputed from ACER module used in MCNP/MCNPX. Processing of continuous neutron energy for 10 temperatures above for UO 2 forming nuclides such as: 8-O-16, 92-U-235 and 92-U-238 nuclides were taken from ENDF/B-VII, JEFF-3.1, JENDL-4 and CENDL-3.1. COMPLOT-2007 and MCNP5.v1.2 codes were used for visual verification and criticality calculation based on RGTT200K TRISO coated fuel particle (UO 2 ), respectively. LANL-USA ACE-file was used as reference. Overall k eff calculated and validated results are clearly showed agree well to reference. The differences result for 300K on k eff value is below than 1%, and the others temperature such as 600 K, 900 K, 1200 K and 3000 K are 2-3% differ to reference based on old file ENDF/B-VI.2 and ENDF/B-VI.5 files used in LANL-USA. Keywords: nuclear data processing, NJOY99.v304, MCNP5v1.2, COMPLOT-2007, ENDF file. PENDAHULUAN U ntuk menunjang kebutuhan pengembangan teknologi reaktor diperlukan data nuklir yang sangat banyak jumlahnya, khususnya data tampang lintang reaksi dengan neutron. Deskripsi interaksi neutron dengan hanya satu nuklida saja memerlukan file data yang ribuan jumlahnya. Untuk itulah lebih

2 Suwoto, dkk. ISSN dari 30 tahun antar pusat data nuklir dan laboratorium-laboratorium penelitian nuklir telah melakukan kerja-sama internasional guna menyusun pustaka data nuklir standar yang terevaluasi (ENDF, Evaluated Nuclear Data File). Amerika Serikat mengembangkan ENDF dengan versi terakhirnya ENDF/B-VII [1], Uni Eropa mengembangkan JEF (Joint Evaluated Fission and Fusion File) dengan JEFF-3.1 [2], Jepang mengembangkan JENDL (Japanese Nuclear Data Library) saat ini versi terakhir JENDL-4 [3], Cina mengembangkan CENDL (Chinese Nuclear Data Library) dengan versi terakhirnya CENDL-3.1 [4] dan ROSFOND-2010 [5] (Rusion File of evaluated Nuclear Data) dikembangkan oleh Rusia. Interaksi neutron dengan inti atom dapat menyebabkan berbagai macam reaksi nuklir dengan keboleh-jadian reaksi dengan neutron dinyatakan dengan besarnya tampang lintang (dalam barn) sebagai fungsi dari energi neutron. Ketergantungan tampang lintang reaksi terhadap energi neutron serta banyaknya isotop-isotop yang digunakan dalam analisis reaktor nuklir menjadikan data tampang lintang neutron (neutron cross-sections) tersebut merupakan kumpulan data yang sangat penting peranannya dalam perhitungan neutronik fisika reaktor. Tampang lintang data nuklir baik yang diperoleh melalui eksperimental maupun secara teoritik, tidak dapat secara langsung digunakan dalam aplikasi perhitungan fisika nuklir. Data nuklir tersebut harus ditransformasikan terlebih dahulu ke dalam suatu basis data agar dapat digunakan secara mudah sebagai input bagi perhitungan fisika reaktor. Evaluasi data nuklir tersebut meliputi pembandingan, pemilihan, perata-rataan data tampang lintang, pelengkapan data dengan perhitungan model nuklir dan pembentukan file komputer dari data terevaluasi tersebut. Ketelitian dan keakuratan perhitungan neutronik fisika reaktor tersebut sangat ditentukan oleh ketelitian dalam pemodelan serta dari pustaka data nuklir yang digunakan. Banyak pustaka data nuklir terevaluasi dasar telah didokumentasikan dengan baik, seperti ENDF/B-VII, JEFF-3.1, JENDL-4.0, CENDL-3.1, ROSFOND-2010 dan seperti terlihat pada Tabel 1. File data nuklir terevaluasi tersebut untuk dapat digunakan dalam perhitungan neutronik dengan program transport Monte Carlo MCNP/MCNPX [6], harus terlebih dahulu diproses atau diolah sedemikian rupa sehingga menjadi pustaka data nuklir neutron energi kontinu yang dapat diakses oleh program Monte Carlo tersebut. Pustaka data nuklir energi kontinu yang terbaru dan tersedia dalam program MCNP5 v1.2 [7] adalah dari ENDF/B-VI.8, sehingga perlu diperbarui dengan pustaka data nuklir yang terbaru mengingat perkembangan, kajian dan evaluasi data nuklir yang ada sekarang sudah semakin maju, seperti ditampilkan pada Tabel 1 tersebut di atas. Proses pengolahan data nuklir untuk pustaka neutron energi kontinu program Monte Carlo MCNP/MCNPX merupakan penelitian baru yang layak dilakukan guna melengkapi pustaka tampang lintang neutron energi kontinu yang belum tersedia. Pada makalah ini akan dibahas dan dijelaskan proses dan langkah-langkah pengolahan dan pembangkitan pustaka data nuklir energi neutron kontinu untuk program transport Monte Calo MCNP/MCNPX, terutama nuklida penting yang sering digunakan dalam perhitungan neutronik fisika reaktor pada temperatur tinggi, seperti data untuk bahan bakar kernel RGTT200K (Reaktor berpendingin Gas Temperatur Tinggi 200MWth untuk Kogenerasi) yang berupa kernel UO 2 dengan pengkayaan 10% (U-235) yaitu nuklida: uranium-235 (92-U-235), uranium-238 (92-U-238) dan oksigen (8- O-16). Proses pengolahan dan pembangkitan pustaka data nuklir energi neutron kontinu menggunakan program pengolah data nuklir NJOY99.v304 versi PC mulai dari temperatur kamar (300 K) hingga 3000 K, dengan beda variasi 300 K untuk file data nuklir yang tersedia yaitu ENDF/B-VII, JEFF-3.1, JENDL-4 dan CENDL-3.1. PENGOLAHAN DATA NUKLIR Salah satu program untuk pengolahan dan pemrosesan data nuklir yang banyak dikenal adalah dengan program NJOY. Program NJOY [8] yang digunakan adalah NJOY99.v304 versi PC (Personal Computer) yang merupakan paket pengolah dan pengolah file data nuklir terevaluasi, (ENDF, Evaluated Nuclear Data Files), diantaranya adalah untuk pembentukan pustaka tampang lintang neutron continuous energy untuk program MNCP/CMNPX (dengan modul ACER), pembangkitan pustaka multi-kelompok untuk paket program seperti WIMS/D-5 (dengan modul WIMSR), dan lainnya. Tabel 1. Pustaka data nuklir terevaluasi dan bentuk format ENDF-6. Negara Pembuat File Data Nuklir Terbaru Tahun launching Bentuk Format USA ENDF/B-VII 2006 ENDF-6 UNI EROPA JEFF ENDF-6 JEPANG JENDL ENDF-6 CHINA CENDL ENDF-6 RUSIA ROSFOND ENDF-6

3 210 ISSN Suwoto, dkk. Proses pengolahan data nuklir untuk pustaka tampang lintang data nuklir untuk neutron energi kontinu yang digunakan dalam program Monte Carlo MCNP/MCNPX dapat dilakukan dengan menggunakan program pengolah data nuklir NJOY99.v304 dengan memanfaatkan modul ACER. Urutan proses pengolahan data nuklir dalam pembentukan pustaka tampang lintang neutron energi kontinu untuk program Monte Carlo MCNP/MCNPX dengan program pengolah data nuklir NJOY99.v304 dengan urutan modul-modul sebagai berikut: MODER-RECONR-BROADR-HEATR-PURR- THERMR-GASPR-ACER. Proses pengolahan data nuklir dilakukan mulai dari modul MODER untuk konversi file ENDF dalam bentuk biner untuk mempercepat perhitungan, kemudian dilanjutkan dengan proses linearisasi dan pembentukan tampang lintang dari parameter resonansi dengan modul RECONR. Keluaran dari modul RECONR ini merupakan tampang lintang point-wise dengan temperatur mutlak (0 K), sehingga pada proses selanjutnya harus dihitung untuk temperatur kamar (300 K) ataupun temperatur lebih tinggi lainnya (600 K-3000 K) untuk mengetahui perilaku dan pelebaran tampang lintang yang terjadi dengan modul BROADR. Keluaran dari BROADR ini diproses lebih lanjut dengan modul HEATR untuk menentukan energi kinetik yang dilepaskan dalam material dan menghitung produksi energi yang menyebabkan kerusakan material akibat radiasi. Kemudian keluaran HEATR digunakan sebagai input modul PURR. Modul PURR ini menghitung tampang lintang di daerah resonansi tak terpisahkan (unresolved resonance region) pada temperatur yang sesuai dengan modul sebelumnya (BROADR). Proses termalisasi tampang lintang neutron pada daerah energi termal dikerjakan dengan modul berikutnya yaitu THERMR. Modul THERMR digunakan untuk menghitung hamburan neutron pada energi termal, khususnya pada nomor MT221 hingga MT250 pada FILE3 dan FILE6 di ENDF. Untuk menambahkan tampang lintang yang menyebabkan produksi gas (MT=203 s/d MT=207) digunakan modul GASPR. Modul terakhir yang digunakan untuk produksi pustaka tampang energi neutron kontinu untuk program Monte Carlo MCNP/MCNPX adalah modul ACER. Modul ACER secara khusus digunakan untuk memproduksi pustaka tampang lintang data nuklir energi kontinyu untuk program transport Monte Carlo MCNP/MCNPX. Pada modul ACER digunakan tipe ASCII-ACE (A Compact ENDF) file dan kode ZAID suffix sebagai berikut:.30c,.60c,.90c,.12c,.15c,.18c,.21c,.24c,.27c dan.31c untuk masing-masing 10 temperatur proses: 300 K, 600 K, 900 K, 1200 K, 1500 K, 1800 K, 2100 K, 2400 K, 2700 K dan 3000 K. Modul ACER juga menghasilkan XDIR yang merupakan direktori yang berisi nama file ACE, kode ZAID suffix yang diakses langsung oleh program Monte Carlo MCNP/MCNPX. Alur proses pengolahan data nuklir dari awal hingga akhir terbentuknya pustaka tampang lintang data nuklir neutron energi kontinyu untuk program transport Monte Carlo MCNP/MCNPX secara lengkap disajikan pada Gambar 1. Gambar 1. Tahapan proses pengolahan data nuklir hingga menjadi pustaka data nuklir neutron energi kontinu untuk MCNP/MCNPX. VERIFIKASI DAN VALIDASI HASIL PENGOLAHAN DATA NUKLIR Untuk memverifikasi data hasil pengolahan tampang lintang data nuklir energi kontinu pustaka program Monte Carlo MCNP/MCNPX secara visual/grafis digunakan program COMPLOT Program COMPLOT-2007 merupakan salah satu program bantu pengolahan data nuklir dalam paket PREPRO-2007 [9] yang dapat secara visual (grafik) membandingkan data standar dengan data hasil pengolahan yang dilakukan. Sedangkan untuk mengetahui validitas data hasil pengolahan pustaka data nuklir energi kontinu untuk program MCNP/MCNPX, dilakukan uji perhitungan kritikalitas kernel bahan bakar RGTT200K [10] berupa UO 2 (kernel partikel berlapis) TRISO dengan spesifikasi mengacu pada desain bahan bakar kernel partikel dari PBMR [11] (Pebble Bed Modular Reactor) yang sederhana dan dimodelkan secara eksak dengan tidak banyak menggunakan asumsi-asumsi pendekatan seperti ditampilkan pada Tabel 2. Verifikasi dan validasi hanya dilakukan pada temperatur 300 K dengan data standar ACE-file

4 Suwoto, dkk. ISSN ENDF/B-VII dan temperatur 600 K, 900 K dan 1200 K dari ACE-file ENDF/B-VI.2 serta 3000 K dari ACE-file ENDF/B-VI.5 olahan dari LANL- USA [12,13]. Sedangkan untuk temperatur lainnya (1500 K-2700 K) ACE-file tidak tersedia data standar. Bahan bakar kernel partikel berlapis TRISO - RGTT200K disusun oleh kernel UO 2 dengan diameter 0,05 cm dengan densitas 10,4 gram/cm 3 dan pengkayaan 10% (U 235 ). Kernel tersebut diselimuti oleh 4 lapisan yang terdiri atas lapisan karbon berpori (porous carbon buffer), lapisan piro karbon bagian dalam (inner pyrolitic carbon, IPyC), lapisan silikon karbida (SC) dan lapisan piro karbon bagian luar (outer pyrolitic carbon, OPyC), yang terdispersi dalam matrik grafit. Tabel 2. Data Teknis Desain Kernel Partikel Berlapis TRISO RGTT200K. Material Radius Densitas luar (cm) (g/cm 3 ) Kernel UO2 0, ,4 Lapisan Grafit 0,0345 1,05 penyangga berongga Lapisan Kabon 0,0385 1,90 IPyC pirolitik Lapisan SiC Silikon 0,0420 3,18 karbida Lapisan OPyC Karbon pirolitik 0,0460 1,90 Diameter total kernel partikel berlapis TRISO adalah 0,092 cm HASIL DAN PEMBAHASAN Proses pengolahan dan pembangkitan pustaka data tampang lintang neutron energi kontinu untuk program transport Monte Carlo MCNP/MCNPX dengan program NJOY99.v304 dimulai dari proses penyiapan file data nuklir terevaluasi (ENDF) dari berbagai pustaka sumber data nuklir terbaru yang tersedia seperti ENDF/B-VII, JEFF-3.1, JENDL-4 dan CENDL-3.1. Pada proses pengolahan ini akan diambil hanya file data nuklir terevaluasi untuk bahan bakar RGTT200K yang berupa kernel UO 2 partikel berlapis TRISO yaitu nuklida 8-O16, 92-U- 235 dan 92-U-238. Hasil pengolahan data nuklir dengan NJOY99.v304 untuk pustaka tampang lintang energi kontinu program Monte Carlo MCNP/MCNPX untuk temperatur operasi dari 300K (kamar) hingga 3000K disajikan pada Tabel 3. Verifikasi hasil pengolahan data nuklir energi kontinu (ACE-file) dilakukan secara visual menggunakan program COMPLOT Program COMPLOT tersebut tidak dapat mengakses ACE-file secara langsung, sehingga perlu dilakukan konversi terlebih dahulu dari ACE-file ke format ENDF menggunakan program ACELST [14]. Program COMPLOT-2007 tersebut dapat menampilkan perbedaan secara visual tampang lintang hasil olahan terhadap data nuklir standar yang tersedia (temperatur 300 K dari ENDF/B-VII dan temperatur 600 K, 900 K, 1200 K dari ENDF/B- VI.2 dan 3000 K dari ENDF/B-VI.5 hasil olahan dari LANL (Los Alamos National Laboratory) USA. Hasil verifikasi secara visual/grafis untuk pengolahan pustaka data nuklir neutron energi kontinu untuk program transport MCNP5 v1.2 untuk temperatur 300K terhadap data standar file data ENDF/B-VII dan temperatur 600 K K dengan file ENDF/B-VI.2 dan 3000 K hasil olahan dari LANL-USA disajikan pada beberapa gambar untuk tampang lintang total, elastik dan fisi (Gambar 2 sampai Gambar 5). Dari beberapa gambar tersebut (Gambar 2 Gambar 5) khususnya nuklida 92-U-235 dan 92-U-238 pada temperatur di atas 300 K, terlihat perbedaan tampang lintang ACE-file hasil olahan BPR-PTRKN dengan olahan standar LANL-USA. Untuk temperatur 600 K, 900 K dan 1200 K ACE-file data standar LANL-USA menggunakan file ENDF/B-VI.2. Untuk temperatur 300K perbedaan hasil olahan secara keseluruhan relatif kecil (sekitar 1%), sedangkan untuk temperatur 600 K, 900 K, 1200 K dan 3000 K terdapat perbedaan hasil olahan BPR-PTRKN karena data yang dipergunakan sebagai standar sudah terlalu lama (ENDF/B-VI.2) jika dibandingkan dengan file data nuklir yang diproses oleh Bidang Pengembangan Reaktor PTRKN BATAN yang semuanya relatif baru (ENDF/B-VII., JEFF-3.1, JENDL-4 dan CENDL-3.1). Untuk menguji kualitas tampang lintang data nuklir neutron energi kontinu yang telah diproses menggunakan NJOY99.v304 untuk pustaka data tampang lintang energi kontinu MCNP/MCNPX dilakukan validasi perhitungan kritikalitas (k eff ) kernel partikel berlapis TRISO berbahan bakar UO 2 menggunakan MCNP5 v1.2 dengan hasil seperti disajikan pada Gambar 6. Secara grafis, terlihat dalam Gambar 6 profil nilai kritikalitas (k eff ) yang dihasilkan dari proses pengolahan tampang lintang data nuklir energi kontinu untuk program MCNP/MCNPX memberikan kesesuaian hasil yang baik terhadap data standard dari LANL-USA. Semua hasil perhitungan k eff menggunakan MCNP5v1.2 konsisten menurun seiring dengan kenaikan temperatur. ACE-file untuk temperatur 300 K dan 600 K menghasilkan perbedaan nilai k eff yang relatif kecil dibawah 1%, sedangkan untuk temperatur 900 K, 1200 K dan 3000 K memberikan perbedaan nilai k eff sekitar 2-3%. Perbedaan-perbedaan antara file data satu dengan file data yang lainnya, khususnya untuk 92- U-235, 92-U-238 dan 8-O-16 memberikan hasil perhitungan k eff yang berbeda.

5 212 ISSN Suwoto, dkk. Tabel 3. Hasil olahan pustaka data nuklir neutron energi kontinu temperatur tinggi untuk program MCNP/MCNPX dari pustaka data nuklir terbaru ENDF/B-VII, JEFF-3.1, JENDL-4 dan CENDL-3.1.

6 Suwoto, dkk. ISSN Gambar 2. Hasil olahan 92-U-235(σ fisi ) ACE-file energi kontinu ENDF/B-VII (300 K) terhadap standar (LANL-USA). Gambar 3. Hasil olahan 92-U-238(σ total ) ACE-file energi kontinu JENDL-4 (600 K) terhadap standar (LANL-USA). Gambar 4. Hasil olahan 92-U-235 (σ elastik ) ACE-file energi kontinu JEFF-3.1(1200 K) terhadap standar (LANL-USA).

7 214 ISSN Suwoto, dkk. Gambar 5. Hasil olahan 92-U-238(σ fisi ) ACE-file energi kontinu CENDL-3.1 (3000 K) terhadap standar (LANL-USA) LANL-USA (Standard) ENDF/B-VII JEFF31 JENDL-4 CENDL k eff LANL-USA (Standard): 300K (ENDFB/VII), 600K, 900K & 1200K (ENDF/B-VI.2), 300K(ENDF/B-VI.5) %beda thd standard Temperatur ( o K) ENDF/B-VII JEFF-3.1 JENDL-4 CENDL Temperatur ( o K) Gambar 6. Hasil validasi perhitungan k eff dengan MNCNP5 v1.2 terhadap data standard (LANL-USA) KESIMPULAN Proses pengolahan data nuklir untuk pembangkitan pustaka tampang lintang neutron energi kontinu program MCNP/MCNPX dapat dilakukan dengan program pengolah data nuklir NJOY99.v304 dengan modul-modul yang sesuai. Verifikasi secara visual hasil proses pengolahan data nuklir dilakukan menggunakan program COMPLOT-2007 untuk melihat secara visual/grafis perbedaan yang ada terhadap file data nuklir standard dari LANL-USA. Sedangkan untuk mengetahui validitas ACE-file yang diperoleh maka dilakukan uji melalui perhitungan kritikalitas (k eff ) kernel partikel berlapis TRISO (UO 2 ) - RGTT200K. Keseluruhan hasil pengolahan data tampang lintang neutron energi kontinu temperatur tinggi untuk program MCNP/MCNPX memberikan hasil uji validasi k eff dengan kesesuain yang baik terhadap data standar dari LANL-USA menggunakan MNCP5v1.2. Untuk temperatur 300 K perbedaannya nilai k eff di bawah 1%, sedangkan untuk temperatur 600 K, 900 K, 1200 K dan 3000 K memberikan perbedaan nilai k eff sekitar 2-3% yang dipengaruhi oleh penggunaan sumber file data nuklir lama (ENDF/B-VI.2 & ENDF/B-VI.5) oleh standar LANL-USA. Secara umum, pembaharuan/pembangkitan pustaka tampang lintang neutron energi kontinu untuk program Monte Carlo MCNP/MCNPX dapat

8 Suwoto, dkk. ISSN dilakukan dengan program pengolah data nuklir NJOY99.v304 melalui beberapa modulnya yaitu MODER-RECONR-BROADR-HEATR-PURR- THERMR-GASPR-ACER. Dengan demikian bilamana diperlukan data tampang lintang neutron energi kontinu untuk program MCNP/MCNPX pada temperatur tinggi/tertentu untuk nuklida/isotop isotop yang belum tersedia, dapat dilakukan dengan dengan baik. UCAPAN TERIMA KASIH Penulis mengucapkan terima kasih kepada Dr. Ir. M. Dhandhang Purwadi, MT. dan Ir. Damianus Toersiwi Sony Tjahyani, M.Eng. atas kritik, saran dan koreksi untuk perbaikan makalah ini. Ucapan terima kasih juga kami sampaikan kepada semua rekan-rekan Bidang Pengembangan Reaktor PTRKN atas bantuan yang sangat bermanfaat dalam diskusi untuk pembuatan batch file dalam rangka mempercepat proses pengolahan data nuklir. DAFTAR PUSTAKA 1. M.B. CHADWICK, ET.AL: "ENDF/B-VII: Next Generation Evaluated Nuclear Data Library for Nuclear Science and Technology, Nucl. Data Sheets, 102, 2931 (2006). 2. OECD/NEA Data Bank, "The JEFF-3.1 Nuclear Data Library", JEFF Report 22, OECD/NEA Data Bank (2009). 3. K. SHIBATA, ET.AL.: "JENDL-4.0: A New Library for Nuclear Science and Engineering," J. Nucl. Sci. Technol. 48, 1 (2011). 4. ZHIGANG, Ge, ET.AL: "The Updated Version of Chinese Evaluated Nuclear Data Library (CENDL-3.1)", Proc. International Conference on Nuclear Data for Science and Technology, Jeju Island, Korea, April 26-30, ROSFOND (Russia-2010): 6. D. B. PELOWITZ, ED., MCNPX User's Manual, Version 2.6.0, LA-CP (April 2008). 7. F. B. BROWN, ET AL., MCNP A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5, LA-UR , April 24, 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-480/02. Los Alamos National Laboratory, Los Alamos, New Mexico, USA, Nov CULLEN, D.E.: PREPRO 2007: 2007 ENDF/B Pre-processing Codes, IAEA-NDS-39 report, Rev. 13, March 17, 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, 28 Juli EDWIN S, LYMAN, The Pebble-Bed Modular Reactor (PBMR): Safety Issues, Physics and Society, Vol. 30, No 4, October, CCC-710/MCNP: Data Libraries for MCNP5 (ENDF62MT-multitemperature ENDF/B-VI.2), Los Alamos National Laboratory, Los Alamos, New Mexico, LA-CC , LA-CC : MCNP/MCNPX DATA Release for MCNP Version / MCNPX (t16_ pre ENDF/B-VII evaluations from Los Alamos Group T-16 for 15 isotopes), LANL, Nov TRKOV, A., ACELST code: ACE-file coverter to ENDF format, December TANYA JAWAB Kadarisman - Apa guna dan manfaat manfaat penelitian ini dilakukan? Suwoto Penelitian tentang pengolahan data nuklir temperatur tinggi untuk pustaka energi neutron kontinu program MCNP/MCNPX sangat penting dilakukan: guna menyediakan data tampang lintang nuklir energi kontinu khususnya temperatur tinggi yang dapat diakses secara langsung oleh program Monte Carlo MCNP (baik MCNP5 v1.2 maupun MCNPX v2.60) sehingga dapat digunakan dalam analisis keselamatan kritikalitas pada Reaktor berpendingin Gas Temperatur Tinggi (RGTT), pengalaman generasi tampang lintang data nuklir menggunakan program NJOY99.v304 sangat bermanfaat sekali dalam memenuhi kebutuhan pustaka/library program MCNP/MCNPX bagi nuklida/isotop yang belum tersedia dalam pustaka.