ANALISIS TAMPANG LINTANG MULTI-KELOMPOK LIMA ISOTOP UTAMA DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI

dokumen-dokumen yang mirip
PROSES PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PEMBEN- TUKAN TAMPANG LINTANG STAINLESS STEEL

Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 )

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

PENGEMBANGAN ANTARMUKA KONVERSI FILE DATA NUKLIR TEREVALUASI PADA RENTANG SUHU TERTENTU UNTUK APLIKASI MCNP. D. Andiwijayakusuma *

I. PENDAHULUAN. Telah dilakukan beberapa riset reaktor nuklir diantaranya di Serpong

ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL

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

PERHITUNGAN INTEGRAL RESONANSI PADA BAHAN BAKAR REAKTOR HTGR BERBENTUK BOLA DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM VSOP

EVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN.

BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang Masalah

ANALISIS PENGARUH DENSITAS PAD A KOEFISIEN REAKTIVIT AS TEMPERA TUR BAHAN BAKAR

Analisis Neutronik Super Critical Water Reactor (SCWR) dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX)

STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O

STUDI PARAMETER BURNUP SEL BAHAN BAKAR BERBASIS THORIUM NITRIDE PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM

BAB III DESAIN REAKTOR DAN METODE PERHITUNGAN

PENGKAJIAN METODA PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PERHITUNGAN NEUTRONIK HTGR Suwoto

III.3. Material Fisil dan Fertil III.4. Persamaan Diferensial Bateman III.5. Efek Umpan Balik Reaktivitas Suhu dan Void III.6.

Spesifikasi Teknis Teras Reaktor Nuklir Kartini dan Eksperimental Setup Fasilitas Uji In-vitro dan In-vivo Metode BNCT

PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati

PENGEMBANGAN SISTEM ANALISIS KETIDAKPASTIAN PROBABILISTIK DARI DATA NUKLIR UNTUK SIMULASI DAN ANALISIS NEUTRONIK

PROSES PEMBANGKITAN DATA NUKLIR ENERGI KONTINU TEMPERATUR TINGGI DENGAN PROGRAM SIGACE

Analisis Perhitungan Benchmark Keselamatan Kritikalitas Larutan Uranil Nitrat di Teras Slab 280T STACY

Analisis Densitas Nuklida Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor (LFR) Bedasarkan Variasi Daya Keluaran

KAJlAN DATA TAMPANG LINTANG TOTAL REAKSI NEUTRON DENGAN ISOTOP NITROGEN, OKSIGEN DAN NATRIUM DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI

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

STUDI DAN KAJIAN DATA NUKLIR REAKTOR GENERASI-IV DENGAN SPEKTRUM NEUTRON CEPAT

ANALISIS KESELAMATAN KRITIKALITAS LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN MCNP5

I. PENDAHULUAN. penduduk dunia yaitu sekitar 7 miliar pada tahun 2011 (Worldometers, 2012),

BAB IV DATA DAN ANALISIS HASIL PERHITUNGAN DESAIN HTTR

DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI

PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL. Mochamad Imron, Ariyawan Sunardi

BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN Geometri Aqueous Homogeneous Reactor (AHR) Geometri AHR dibuat dengan menggunakan software Visual Editor (vised).

PENGARUH BAHAN BAKAR UN-PuN, UC-PuC DAN MOX TERHADAP NILAI BREEDING RATIO PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT

EVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89. Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali

diajukan oleh : VERY RICHARDINA J2D005202

BAB III DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR PADA BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM

Desain Reaktor Air Superkritis (Supercritical Cooled Water Reactor) dengan Menggunakan Bahan Bakar Uranium-horium Model Teras Silinder

PENTINGNYA REAKTOR PEMBIAK CEPAT

ANALISIS PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS DOPPLER PARTIKEL TRISO REAKTOR TEMPERATUR TINGGI

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang

ANALISIS KEKRITISAN TERAS REAKTOR NUKLIR CEPAT DAN TERMAL TERKOPEL BERDASARKAN PADA LETAK SUMBER NEUTRONNYA

ANALISIS PENINGKATAN FRAKSI BAKAR BUANG UNTUK EFISIENSI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 2,96 gu/cc DI TERAS RSG-GAS

POTENSI THORIUM SEBAGAI BAHAN BAKAR PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS UNTUK PLTN

ANALISIS NEUTRONIK PADA REAKTOR CEPAT DENGAN VARIASI BAHAN BAKAR (UN-PuN, UC-PuC DAN MOX)

Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR)

Disusun oleh: SUSANTI M SKRIPSI

PENGARUH VARIASI KONSENTRASI URANIUM DALAM BAHAN BAKAR URANIL NITRAT DAN URANIL SULFAT TERHADAP NILAI K EFF AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR)

REAKTOR NUKLIR. Sulistyani, M.Si.

BAB I PENDAHULUAN. Semakin maraknya krisis energi yang disebabkan oleh menipisnya

ANALISIS FAKTOR PUNCAK DAYA TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 SI 2 -AL. Jati Susilo, Endiah Pudjihastuti Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir

ANALISIS PRODUKSI RADIOISOTOP 99 MO PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR 6 HARI BURN-UP DENGAN METODE KOMPUTASI

ANALISIS PENGARUH FRAKSI BAKAR TERHADAP FLUX NEUTRON PADA DESAIN TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR

ANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR

Studi Sensitivitas Ketinggian Teras Reaktor dalam Desain Htr Pebble Bed

II. TINJAUAN PUSTAKA. mekanisme yang banyak digunakan untuk menghasilkan energi nuklir melalui

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 9, Oktoberl 2006

PENGARUH VARIASI BAHAN PENDINGIN JENIS LOGAM CAIR TERHADAP KINERJA TERMALHIDROLIK PADA REAKTOR CEPAT

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007

EFEK PENGGUNAAN ELEMEN BAKAR SILISIDA KE- RAPATAN 4,8 gu/cc TERHADAP SIFAT KINETIKA REAKTOR RSG-GAS

MAKSIMALISASI FLUKS NETRON CEPAT PADA POSISI IRRADIASI PUSAT (CIP) REAKTOR G.A. SIWABESSY

Desain Reaktor Air Superkritis (Super Critical Water Reactor) dengan Bahan Bakar Thorium. Design of Supercritical Water Reactor with Thorium Fuel Cell

diajukan oleh : IRMA PERMATA SARI J2D005176

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Masalah

BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang

Studi Perhitungan Benchmark Kritikalitas Teras Metalik dan MOX di FCA

PERHITUNGAN DEFLESI BAHAN BAKAR TERAS PWR

EV ALUASI EKSKURSI DAY A AKIBAT PERUBAHAN PARAMETER KINETIK REAKTOR CANDU. Surian Pinem StafBPTR-P2TRR BAT AN, Serpong

JURNAL FISIKA Himpunan Fisika Indonesia

Oleh. Arlinah Kusnowo, Amir Hamzah, Ita Bud! Radiyanti Pus at Reaktor Serba Guna - Badan Tenaga Atom Nasional

GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDAYAGUNAAN REAKTOR KARTINI

PERHITUNGAN REAKTIVITAS UMPAN BALIK AKIBAT KOMPAKSI BAHAN BAKAR DAN KEBOCORAN YANG DISEBABKAN OLEH GEMPA PADA HTR-10 DENGAN CODE MVP

CROSS SECTION REAKSI INTI. Sulistyani, M.Si.

ANALISIS JUMLAH PRODUK MOLYBDENUM-99 ( 99 Mo) SEBAGAI FUNGSI WAKTU BURN-UP PADA NILAI KRITIKALITAS OPTIMUM PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR)

ANALISIS NEUTRONIK TERAS SILISIDA DENGAN KERAPATAN 5,2 g U/cc REAKTOR RSG-GAS Lily Suparlina *)

TINJAUAN PUSTAKA. ditimbulkan oleh semakin berkurangnya sumber energi fosil serta dampak

Bab 2 Interaksi Neutron

ANALISIS REAKTIVITAS BATANG KENDALI TERAS SETIMBANG SILISIDA RSG-GAS DENGAN SRAC-

STUDI TENTANG FISIBILITAS DAUR ULANG AKTINIDA MINOR DALAM BWR. Abdul Waris 1* dan Budiono 2

DESAIN KONSEPTUAL TERAS REAKTOR RISET INOVATIF BERBAHAN BAKAR URANIUM-MOLIBDENUM DARI ASPEK NEUTRONIK

SIMULASI KRITIKALITAS DAN BURN-UP

DAFTAR ISI. HALAMAN JUDUL... i. PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii. HALAMAN PENGESAHAN... iii. HALAMAN TUGAS... iv. KATA PENGANTAR...

INTERAKSI RADIASI DENGAN MATERI

ASPEK KESELAMATAN TERHADAP BAHAYA RADIASI NUKLIR, LIMBAH RADIOAKTIF DAN BENCANA GEMPA PADA PLTN DI INDONESIA SKRIPSI

SIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

ANALISIS PERHITUNGAN KOEFISIEN KEHITAMAN PADA PERANGKAT KRITIS HITACHI TRAINING REACTOR MENGGUNAKAN BATAN-2DIFF 1

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang

ANALISIS KORELASI RESONANCE INTEGRAL DAN TEMPERATUR KELUARAN PAKET PROGRAM V.S.O.P PADA REAKTOR HTGR PEBBLE BED

Analisis Neutronik Teras RSG-Gas Berbahan Bakar Silisida

ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K ABSTRAK ABSTRACT

PERHITUNGAN TAMPANG LINTANG DIFERENSIAL HAMBURAN ELASTIK ELEKTRON-ARGON PADA 10,4 EV DENGAN ANALISIS GELOMBANG PARSIAL

SASARAN XENON PAD A PRODUKSI IODIUM-125 PENDAHULUAN ABSTRAK ABSTRACT. 24- ISSN Rohadi Awaludin

TUGAS AKHIR. Diajukan untuk memenuhi persyaratan dalam menyelesaikan program sarjana pada Departemen Fisika Institut Teknologi Bandung.

BAB I PENDAHULUAN. umat manusia kepada tingkat kehidupan yang lebih baik dibandingkan dengan

STUDI SENSITIVITAS KETINGGIAN TERAS REAKTOR DALAM DESAIN HTR PEBBLE BED ABSTRAK

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

2. Reaktor cepat menjaga kesinambungan reaksi berantai tanpa memerlukan moderator neutron. 3. Reaktor subkritis menggunakan sumber neutron luar

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

MODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN

PENGARUH JENIS MATERIAL REFLEKTOR TERHADAP FAKTOR KELIPATAN EFEKTIF REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PROTEUS

ANALISIS TINGKAT BAHAYA PADA PASKA PERLAKUAN DAUR ULANG PEMBAKARAN/TRANSMUTASI AKTINIDA. Marsodi, dan Mulyanto

Transkripsi:

/04 ISSN 0216-3128 Suwala, du. ANALISIS TAMPANG LINTANG MULTI-KELOMPOK LIMA ISOTOP UTAMA DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI Suwoto dan Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BA TAN ABSTRAK ANALISIS TAMPANG LlNTANG MULTI-KELOMPOK LIMA ISOTOP UTAMA DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TERE VAL UASI. Telah dilakuknn analisis data tampang lintang multi-kelompok isotop utama yaitu,h yang teriknt dalam air, xalol, /JAf"'l, 92cYJ5 dan 92V2JX melalui perhitungan benchmark. Perhitungan benchmark dilakuknn dengan program WIMS/D-5B 172 energi kelompok. Pustakn data tampang lintang yang digunaknn adalah ENDF/B-VI.8, JENDL-3.2, JEF-2.2. dan JEF-3.1. Sebagai pustakn reftrensi digunaknn IAEA-L1B. Benchmark dilakuknn menggunaknn sel bahan baknr Val di fasilitas JAERIITCA dan BAPLlTRX. Maknlah ini menyajiknn hasil perhitungan yang menunjukknn perbedaan-perbedaan kelima isotop dalam parameter laju reaksi untuk semua jenis data nuklir. Terlihat jelas bahwa parameter sel reaktor termal sangat sensitif terhadap isotop-isotop yang memiliki perbedaan tampang lintang di daerah energi termal dan di daerah resonansi. Hasil perhitungan menunjukknnjile JEF 3. I memberiknn nilai k.tf yang paling deknt dengan data eksperimen. Kala kunci: tampang lintang multi-kelompok, WIMSDL/B, program WIMS/D-5B, IAEA-L1B, JAERIITCA, BAPLlTRX. ABSTRACT ANALYSIS OF MULTIGROUP CROSS-SECTJONS FOR FIVE MAIN ISOTOPES FROM SEVERAL EVALUATED NUCLEAR DATA FILES. Multigroup nuclear data cross-sections analysis for jive important isotopes i.e.,h bound in water, xalo',,~flo', 92V2J5 and 9]VlJR has been done through benchmark calculation. WIMS/D-5B code was employed to carry out the benchmark calculation using 172 multigroup energies. The multigroup libraries taken were ENDF/B-VI.8, JENDL-3.2, JEF-2.2 and JEF-3. I Jiles produced by IAEA. The multigroup library IAEA-L/B was chosen as a reference. Water-moderated uranium oxide (VOJJ critical lattice JAERI-TCA and BAPLlTRX were used in the benchmark calculation. This paper presents the results of the calculation for the reaction rate parameter of the jive isotopes with references of all nuclear data types used. It is clear that the thermal reactor cell parameter is very sensitive on isotopes having cross-section differences in thermal energy and resonance regions. The calculation result indicates thatthejile JEF-3.1 gives the closest k<jfvalue to the experimental data. Kevwards: Multigroup cross-sections, WIMSDLlB, WIMS/D-5B code, IAEA-L/B, JAERIITCA, BAPLITRX PENDAHULUAN Interaksi menyebabkan neutronberbagai dengan macam inti suatureaksi atom nuklir dapat dengan keboleh-jadian reaksi neutron-nuklir dinyatakan dengan besamya tampang lintang sebagai fungsi dari energi neutron. Kebergantungan tampang lintang reaksi neutron terhadap energi serta banyaknya isotop-isotop yang digunakan dalam analisis reaktor nuklir menjadikan data tampang lintang neutron (neutron cro~s-sections) merupakan kumpulan data yang sangat penting peranannya dalam perhitungan neutronik fisika reaktor, perisai dan lainnya[j]. Untuk mendukung keperluan tersebut di atas, maka evaluasi dan penelitian yang mendalam terhadap tampang lintang data nuklir khususnya isotop yang sering digunakan dalam perhitungan fisika reaktor mutlak dilakukan. Evaluasi dan penelitian tampang lintang data nuklir ini meliputi pembandingan, pemilihan dan perata-rataan data tampang lintang. Kumpulan data nuklir tervealuasi tersebut dikenal dengan Evaluated Nuclear Data File (ENDF). File ENDF dalam bentuk multikelompok yang terbentuk dalam WIMSDLlB yang telah diproses IAEA[2] dan tersedia seperti ENDF/B-VI.8, JENDL-3.2, JEF-2.2 dan JEF-3.1. File ENDF/B-VI.8 ini adalah file data nuklir hasil evaluasi baru yang merupakan hasil pembaruan dari Prosiding PPI - PDIPTN 2006

Suwata, dkk. ISSN 0216-3128 105 tile data nuklir terevaluasi sebelumnya (ENDF/B IV, ENDF/B-V, ENDF/B-VI.7). File ENDF/B-VI.8 diluncurkan pada bulan Oktober 200 I dan pada tahun 2006 ini akan diperbarui lagi dengan versi ENDF/B-VII. Sedangkan file JENDL-3.2 yang diluncurkan sejak Oktober 1994 merupakan versi baru lanjutan dari JENDL-I, JENDL-2 dan JENDL-3.1 yang terbit sebelumnya. File JENDL 3.3 merupakan versi terbaru saat ini yang diluncurkan pad a Mei 2002, namun hingga kini penulis belum memperoleh dari IAEA dalam bentuk tampang lintang muti-kelompok untuk program WIMS/D-5B. File JEF-2.2 diluncurkan pada Januari 1992 dan JEF-3.1 merupakan versi paling baru dari Joint Evaluated File (JEF) yang diluncurkan pad a bulan Mei 2005 yang lalu. File data terse but harus dibentuk dalam bentuk multikelompok (69 atau 172) sebelum digunakan dalam program WIMS/D-5B. Ketelitian dan keakuratan perhitungan neutronik fisika reaktor salah satunya dipengaruhi oleh ketersediaan dan keakuratan data tam pang lintang yang digunakan. Dalam perhitungan sel bahan bakar dengan WIMS/D-5B, diperlukan pustaka data tampang lintang nuklir multikelompok dalam format WIMSDLlB. Pustaka WIMSDLlB ini memuat konstanta tampang lintang multi-kelompok data nuklir yang harus disesuaikan dengan hasil evaluasi data nuklir yang baru[3.4 5]. Pada makalah ini akan dibahas dan dianalisis tampang lintang multi-kelompok melalui perhitungan benchmark sel bahan bakar di JAERI/TCA dan BAPLITRX dengan WIMS/D-5B menggunakan 172 kelompok energi untuk isotop utama yang sering digunakan dalam perhitungan fisika reaktor seperti )H (yang terikat dalam air), 800a\ I3Alna\92U235dan nu238. Isotop hidrogen dan oksigen banyak digunakan sebagai bahan moderator dalam bentuk H20, sedangkan aluminium banyak digunakan sebagai bahan struktur (kelongsong) dan isotop uranium sebagai bahan utama bahan bakar dalam bentuk uranium dioksida (U02). Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui dan mengkaji tampang lintang multikelompok yang paling baik pada masing-masing file data nuklir yang digunakan dalam perhitungan. PUST AKA WIMS/D-5B Program WIMS/D-5B dalam penggunaannya memerlukan pustaka tampang lintang data nuklir multi-kelompok (WIMSDLlB) dengan jumlah kelompok energi sebanyak 69 maupun 172. Dalam perkembangannya selalu diperbarui sesuai dengan data isotop hasil evaluasi yang baru. Pustaka tam pang lintang multikelompok yang digunakan dalam analisis ini terbentuk dalam WIMSDLlB dengan 172 kelompok energi yang telah diproses dan dibuat oleh IAEA menggunakan program pengolah data nuklir NJOY99[5.6j melalui salah satu modulnya yaitu WIMSRP). Struktur kelompok energi pad a pustaka data WIMS/D untuk 69 dan 172 kelompok energi di tampilkan dalam Tabel I. Tabel 1. Pembagian struktur kelompok energi pada pustaka data WIMSDLlB Kelompok9,118 4Daerah ev 10'5 9,118 172 key - ev Kelompok 9,118 410'5 kelompok energil21 ev -4 key 20 Jumlah ev -42 key47 80 MeV45 Jumlah 9,118 --4 13 10 14 MeV kev Kelompok 69 kelompok energil81 PERHITUNGAN BENCHMARK Untuk melakukan evaluasi dan penelitian pustaka tampang lintang multi-kelompok WIMS/D 5B dilakukan melalui perhitungan benchmark perangkat kritis sel bahan bakar yang tersedia di fasilitas TCA - JAERI (Tank type Critical Assembly - Japan Atomic Energy Research Institute) Jepang dan di fasilitas TRX di BAPL (Bettis Atomic Power Laboratory) Westinghouse-USA[2]. Perangkat kritis JAERI/TCA dan BAPLlTRX dipergunakan sebagai bahan untuk menguji, meneliti dan mengevaluasi tampang lintang multi-kelompok pustaka data nuklir WIMSDLlB dengan program WIMS/D-5B. Analisis tampang lintang multi~kelompok didasarkan pada parameter yang dihasilkan dalam perhitungan benchmark dengan WIMS/D-5B seperti kefl (faktor multiplikasi efektif), {JR (rasio laju reaksi epithermal terhadap tangkapan radiasi 238U). 85 (rasio laju reaksi epithermal terhadap fisi 23SU), 811 (rasio laju reaksi fisi 238u terhadap fisi 23SU) dan C* (rasio laju reaksi tangkapan radiasi 238Uterhadap fisi 23SU). Prosiding PPI - PDIPTN 2006

/06- ISSN 0216-3128 SUWOlo, dkk. Data lengkap spesifikasi teknis perangkat kritis TCA/JAERI clan BAPLlTRX yang dipergunakan dalam perhitungan benchmark masing-masing dinyatakan dalam Tabel 2 dan Tabel 3. Tabel2.Data Teknis Perangkat Kritis di fasilitas JAERlrrCA Tabel 3. Data Teknis Perangkat Kritis di fasilitas BAPLrrRX Geometri kisi Bahan bakar Konsentrasi isotopik bahan bakar (atoms/em3) & BAPLlTRX Tabel 4. HasH perhitungan benchmark kritikalitas JAERlrrCA dan BAPLrrRX dengan program WIMS/D-5B-0,99093 0,99248 - Kisi 0,0829/ 8R o0,05936 IP8J k_ *C 1,9779 /,4248 0,4953 1/22 07698 0,98405 0,11173 0,11088 0,08256 0,08255 008295 0,08/84 0,99127 0,99202 0,07752 0,07542 0.076/6 0,07469 0,05971 0,05805 0,05847 0,05783 /,4/78 1,9648 /.4/89 /,4// /,4223 1,9682 0,8// 0,8/82 0,8/56 0,8/67 0,8094 0,4993 1,9575 1,9740 0,4978 0,4981 0,4945 11218 1150/ 1 1,00000 Keteram!an: Baris alas perhitungan untuk JAERI/TCA dan baris bawah untuk BAPLlTRX. Proslding PPI PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan BATAN

Suwala, dkk. ISSN 0216-3128 107 HASIL DAN PEMBAHASAN Perhitungan benchmark yang dilakukan dengan program WIMS/D-5B menggunakan 172 Tabel 4 menunjukkan semua perhitungan dengan menggunakan pustaka tampang lintang multi-kelompok JENDL-3.2, JEF-2.2 dan JEF-3.1 memberikan hasil keff yang sangat baik (rata-rata dibawah 0, I%). Untuk kedua model perhitungan, file ENDF/B-VI.8 memberikan kefj sedikit lebih rendah 0,5% terhadap hasil perhitungan dengan IAEA-LiB. Hasil-hasil perhitungan terse but tentunya dipengaruhi oleh data tampang lintang masing-masing isotop penyusunnya, khususnya untuk daerah energi termal. Dari Tabel 4 tampak bahwa file JEF-3.1 memberikan hasil yang paling baik di antara file data lainnya, termasuk IAEA LIB. Dalam analisis tam pang Iintang multikelompok yang akan dilakukan dibagi menjadi 3 (tiga) yaitu daerah energi termal (10.5 ev - 4 ev), daerah energi resonansi (4 ev - 9 kev) dan daerah energi cepat (9 key - 20 MeV). Tampang lintang multi-kelompok IAEA-LiB diambil sebagai bahan referensi dalam semua analisis, hal ini sesuai dengan yang direkomendasikan oleh IAEA[21. Tampang lintang Hidrogen Untuk isotop hidrogen yang terikat dalam air, perbedaan tam pang Iintang serapan tidak banyak mengalami perbedaan antara file data nuklir satu dengan lainnya pada semua daerah energi. Sedangkan pada tam pang Iintang hamburan (scattering), file JEF-2.2 dan JEF-3.1 untuk daerah energi termal lebih rendah hingga 8 % dibanding file data lainnya, seperti tampak pada Gambar 1. Untuk file data lainnya tidak ada perbedaan yang signifikan (di bawah 2% terhadap IAEA-LlB). kelompok energi memberikan hasil beberapa parameter seperti kejj. {p, cp, 88dan C* (rasio laju reaksi tangkapan radiasi 238U terhadap fisi 2J5U) seperti pada Tabel 4 di atas. Tampang Iintang Oksigen Untuk tam pang Iintang isotop oksigen, khususnya tampang lintang serapan pada file JENDL-3.2 tampak ada perbedaan yang signifikan untuk daerah energi resonansi hingga daerah energi cepat (mulai 10 ev hingga sekitar 2 MeV), yaitu mencapai 5,07xl05 % pada energi 2,2 MeV, seperti tampak pad a Gambar 2. Sedangkan untuk file JEF 2.2 pada energi 10 MeV lebih tinggi 20% di atas ENDF/B-VI.8 maupun IAEA-LiB. Gambar 2. Perbedaan tam pang lintang serapan ao"al terhadap fa EA-L1 B. Sedangkan untuk tam pang Iintang hamburan 80n8\ jika dibanding dengan IAEA-LlB, file JENDL-3.2 pad a energi termal hingga energi cepat (100 key) lebih rendah sekitar 2%, sedangkan energi di atasnya sedikit fluktuatif hingga terjadi perbedaan 15 % lebih tinggi pada energi 400 key, seperti tampak pada Gambar 3. File data lainnya relatif sarna tanpa perbedaan yang berarti (di bawah 1%). I-.l:tfl>" _H..h... t,iii.":jo,~~_._:t,.1c. ' -'liii<j,j _,1 " 4 _''''.~t.1-" II~.I:o, _.~tii' ''''. "n. t. IItO.IJo..::tn. _njohlt. 12.1. IIH~."_U! ' I 1'1 I'~ ~ W A _, 1..I..,.. "..',-, '.. ", "" ~. II.'._. _....,., -- -.~.. ",.-. '".- ~,_ -~_~V.".'~ "Y "'n, "Y " 1 "'.'1 "v Gambar 3. Perbedaan (%) tampang Iintang hamburan ao"al terhadap faea-lfb. Gambar I. Perbedaan (%) tam pang lintang hamburan H terhadap faea-l1b. Tampang lintang Aluminium Perbedaan tampang lintang serapan beberapa file data nuklir terhadap IAEA-LiB untuk Prosiding PPI PDIPTN 2006 Yogyakarta, 10 Jull 2006

/08 ISSN 0216-3128 Suwata, dkk. aluminium (nalnal) dinyatakan pada Gambar 4. Perbedaan menyolok terjadi pada semua file data nuklir terhadap referensi (IAEA-LIB) terutama pad a energi di atas daerah resonansi (mulai 100 ev). Pad a daerah energi cepat sekitar 5 key dan 9 ke V semua file data lebih rendah hingga 100%, sedangkan pad a energi sekitar 7 ke V lebih tinggi hingga 2 kali Iipat dibanding file data referensi (IAEA-LIB). Untuk tampang Iintang hamburan aluminium (13Alnal),perbedaan maksimum terjadi pada daerah energi 250 key yaitu lebih tinggi sekitar 85% (JEF 2.2) terhadap IAEA-LIB, seperti pada Gambar 5. Untuk daerah energi termal, perbedaan antara file satu dengan lainnya relatif rendah sekitar 8% lebih tinggi dari IAEA-LIB. ".,... 14.....,... " '...,..... '!".'.. _~.' ttt, p.n "'_"" v Gambar 4. Perbedaan (%) tampang lintang serapan 1.0ralterhadap IAEA-LIB. i ;.",»'..,.1..01 -ro!.oto.'.ll1: lalla. ~.,_.AIIo ~.1'JtJf(.ru' u 1_.At> _.~,JI:.I".tl, AI_.Ah. ~.:I"11C JI>NI.I. JiI.AI_. _.2'J:11I: oleh parameter resonansi yang berbeda-beda di antara file satu dengal1lainnya.! ;.t!_'u'.,".!_~". ::to..._"'.. '.II.., n,i'._.~,.<"«"/"'1'. ",_.)"111. -no "II~."oo>_,A.n:.. 1==::-:;t~I.:,:-_~.~:~:::~.::.~:::... ~. ~ '"~., '".',... ~ ~. ". ~ I': I Gambar 6. Perbedaan (%) tampang lintang serapan 92U2.15 terhadap IAEA-LIB Perbedaan untuk tampang lintang fisi num di daerah energi termal relatif besar hingga 12 % lebih tinggi (JEF-3.1) dan lebih rendah hingga 8 % (JENDL-3.2), seperti tampak pad a Gambar 7. Bahkan pada daerah energi resonansi (I ke V) perbedaan file JENDL-3.2 mencapai 20%. Sedangkan pada daerah energi cepat perbedaannya di bawah 5% terhadap IAEA-LIB. Untuk daerah energi termal dan resonansi hingga 500 ev,jile data ENDF/B-VI.8 di sekitar 4 ev memiliki perbedaan 8% dibanding IAEA-LIB. Hal ini menyebabkan perhitungan integral parameter kef! dengan file ENDF/B-VI.8, baik untuk sel bahan bakar di fasilitas JAERI/TCA maupun di BAPLlTRX memberikan hasil perhitungan k~tfyang lebih rendah bila dibandingkan hasil perhitungan dengan file data lainnya. Rendahnya kef! tersebut dipengaruhi juga oleh tingginya tampang lintang integral resonansi (Resonance Integral, RI) untuk 92Um seperti tampak pad a Tabel 5. Gambar 5. Perbedaan hamburan IAEA-L1B. (%) tam pang lintang Aluminium terhadap Tampang Iintang Uranium-235 (nu2j5) Perbedaan tam pang Iintang serapan untuk isotop 92U235terhadap file data lainnya terlihat pada Gambar 6. Untuk daerah energi termal perbedaan yang ada terhadap referensi tidak begitu signifikan (di bawah 2 %), kecuali file JEF-3.1 pada energi I ev terdapat perbedaan hingga 10% terhadap IAEA LIB. Sedangkan pada daerah resonansi dan daerah energi cepat ada perbedaan pada energi 2 key, yaitu untuk file JENDL-3.2 lebih rendah 20% sedangkan JEF-3.1 lebih tinggi 15% terhadap IAEA-LIB. Perbedaan-perbedaan file data nuklir satu dengan yang lainnya disebabkan diantaranya Gambar 7. Perbedaan (%) tampang Iintang fis; 92U2.1J terhadap IAEA-L1B. Dari Gambar 8 tampak bahwa tam pang Iintang hamburan 92U235fi1eJEF-3.1 pada daerah energi termal dan resonansi (2 key) lebih rendah hingga mencapai 20%. Sedangkan pad a file Prosldlng PPI PDIPTN 2006

isi - Suwala, dkk. ISSN 0216-3128 109 JENDL-3.2 pada energi 2 key tampang lintang hamburan nu23s lebih tinggi sekitar 10%. Tampang Iintang Uranium-238 (92U238) Untuk daerah energi termal dan daerah resonansi terdapat perbedaan tampang lintang serapan nu238 relatif keeil (di bawah 4%). Di daerah yang mendekati mendekati 20 Me V baru terjadi perbedaan yang signifikan terhadap referensi, khususnya file JENDL-3.2 meneapai ± 50%. Perbedaan tampang lintang hamburan nu238 untuk semua file data nuklir terevaluasi (ENDF/B V1.8, JENDL-3.2, JEF-2.2 dan JEF-3.1) pada daerah energi termal rata-rata 3% lebih tinggi terhadap IAEA-L1B, sedangkan pada daerah resonansi dan daerah energi eepat bervariasi dengan rentang perbedaan hingga ± 10%, seperti pad a Gambar 9. Perbedaan menyolok tampak pada tam pang Iintang fisi nu238 pada semua rentang energi. Pada daerah termal hingga daerah energi resonansi file JEF-2.2, JEF-3.1 dan JENDL-3.2 tam pang Iintang fisi nu238 lebih rendah hingga meneapai 100%. Sedangkan pada daerah energi eepat, khususnya pada energi sekitar 250 key file JEF-3.1 memberikan perbedaan hingga 1900%. Perbedaannya tampang lintang pada daerah energi yang tinggi (fast region) ini kecil pengaruhnya terhadap parameter integnil, khususnya parameter k-elt untuk reaktor fisi termal, sebaliknya sangat besar pengaruhnya bila digunakan perhitungan pada reaktor eepat. Dari kelima isotop utama yang dikaji dan dianalisis, untuk nuklida yang bukan merupakan isotop resonan utama yaitu IH yang terikat dalam air, 80"al dan I3AI'''1 tampang lintang, baik total, hamburan maupun serapan tidak begitu besar perbedaannya (di bawah ± 8 %) terhadap IAEA LI B terutama untuk di daerah energi termal. Perbedaan tam pang lintang pada isotop yang tidak mempunyai parameter resonansi, apalagi perbedaannya relatif kecil tersebut tidak begitu mempengaruhi hasil perhitungan benchmark terhadap parameter integral, khususnya keff Perbedaan yang terjadi walaupun kecil, khususnya untuk isotop yang mempunyai parameter resonansi dan tampang lintang fisi (nu23s dan nu238) sangat mempengaruhi hasil perhitungan benchmark yang dilakukan. Sehingga pengkajian dan analisis tampang lintang pada daerah energi termal dan daerah resonansi bagian bawah sangat penting dilakukan, khususnya penerapannya pada reaktor termal. Sedangkan untuk daerah resonansi bagian atas dan daerah energi eepat sangat penting dalam perhitungan-perhitungan neutronik pada reaktor eepat (fast breeder reactor). Gambar 8. Perbedaan (%) tampang Iintang hamburan 92U235 terhadap IAEA-LI B...., Gambar 9. Perbedaan (%) tampang lintang hamburan 92U238 terhadap IAEA-LIB. Tabet :). t"erban<tme:an JENDL-3.2 Sumber Capture 98,66278,04 98,76278,61 98,81279,00 98,96276,04 2,720 2,717 2,670 3,35E-02 1,896E-05 1,70E-03 1,72E-03 6,46E-05 6,18E-05 584,25 584,18 584,40 584,88 Capture Data2200 Fisi tampan 133,98 132,88 134,00 140,49 278,00 277,00 274,66 (RI, Resonance Tampang m/s tmtane: termat Iintang Inte1!ral), CL:LUUmts)<tan Integral barn Resonansi mtee:rat ---- 7"- resonansl untuk. 91U 235 2J8 Proslding PPI PDIPTN 2006 Yogyakarta, 10 Jull 2006

I/O- ISSN 0216-3128 Suwoto, dkk. ~ ~~ J.~ ~ 4 r" _t.hnf'.."., _,,.. _tau, lj,fi. I' _.t.!hi. -nl'u. ~~.,~.. -.~..,ft -13\,..11.11.,t,..,... 1f,,: _J",.vl.. 'U.I' i1111.t<".t"". tt,r. Gambar J O. Perbedaan (%) tam pang /intang ftsi 92U238terhadapIAEA-LIB KESIMPULAN Analisis tampang lintang multi-kelompok melalui perhitungan benchmark JAERI/TCA dan BAPLlTRX menggunakan pustaka WIMS/D-5B 172 kelompok energi dengan file JENDL-3.2, JEF 2.2 dan JEF-3.1 memberikan hasil kef] dengan kesesuaian yang tinggi (beda 0, 1%), sedang dengan ENDF/B-VI.8 berbeda 0,5% terhadap referensi IAEA-LIB. Walaupun demikian terlihat file JEF 3.1 memberikan hasil kefj paling baik diantara file data lainnya, jika dibandingkan dengan eksperimen. Hasil perhitungan sel bahan bakar reaktor termal sangat sensitif terhadap isotop-is0top yang memiliki perbedaan tam pang lintang di daerah energi termal dan di daerah resonansi. DAFT AR PUST AKA I. A. TRKOV, "Evaluated Nuclear Data Processing and Nuclear Reactor Calculations ", Workshop on Nuclear Reactor - Physics, Design and Safety, 1I April - 13 May 1994, ICTP, Trieste, ITALY. 2. A. TRKOV, "IAEA-TECDOC-DRAFT, Final Report of a Co-ordinated Research Project, WIMS-D Library Update", August 2003. 3. SUWOTO, ZUHAIR DAN TUMPAL PANDIANGAN, "Pengolahan Data Nuklir Untuk Perhitungan Fisika Reaktor. Studi Awal Penambahan Pustaka WIMS/D-4 Dengan NJOY-PC", Prosiding Seminar Nasional Ke-9 Teknologi Dan Keselamatan PLTN Serta Pasilitas Nuklir, Jakarta, 20 Agustus 200l 4. SUWOTO, "Pengolahan Data Nuklir Untuk Pembangkitan Pustaka Tampang Lintang Multi-kelompok Program WIMS/D-5B", Presentasi I1miah - Jabatan Peneliti Muda, PPTN-Serpong, 28 Juni 2005. 5. R. E. MACFARLANE, "READMEO" (December 31, 1999). 6. R. E. MACFARLANE AND D. W. MUIR, "The NJOY Nuclear Data Processing System Version 91", LA-I 2740-M (October 1994) 7. A. TRKOV, "Processing of Nuclear Data For Applications - WIMS/D Library Example", Workshop on Nuclear Reactor - Physics, Design and Safety, II April - 13 May 1994, ICTP, Trieste, ITALY. 8. KULIKOWSKA, T., "Lattice Cell Calculation, Slowing Down Theory and Computer Code WIMS; VVR Type Reactor", Workshop on Reactor Physics Design and Safety, II April 13 May 1994, ICTP, Trieste, ITALY. TANYAJAWAB RiiI Isaris - Apa manfaat penelitian ini? - Mengapa yang dianalisis hanya 5 isotop? Bagaimana dengan isotop yang lain? Suwoto - Manlaat penelitian ini adalah untuk mengetahui dan menganalisis tampang lintang multikelompok yang nantinya akan digunakan dalam perhitungan sel bahan bakar dengan program WIMS/D-5B. - Dipilih 5 (lima) isotop karena isotop-isotop ini sering digunakan dalam perhitungan fi.l'ika reaktor. H dan 0 dalam H]O, AI banyak digunakan dalam bahan struktur dan isotop U 235 dan U-238 banyak digunakan dalam bahan bakar sebagai UO], dan lain-lain. Prosiding PPI PDIPTN 2006