ANALISIS PERHITUNGAN SPEKTRUM NEUTRON TERAS RSG-GAS DENGAN NISBAH CADMIUM

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

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

Analisis Neutronik Teras RSG-Gas Berbahan Bakar Silisida

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

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

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

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

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

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

ANALISIS KOEFFISIEN REAKTIVITAS TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 4,8gU/cc DENGAN KAWAT KADMIUM MENGGUNAKAN SRAC ABSTRAK

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 POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR

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

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

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

Diterima editor 10 Agustus 2010 Disetujui untuk dipublikasi 28 September 2010

ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL

Diterima editor 11 November 2013 Disetujui untuk publikasi 10 Januari 2014

GAS PADA TEMPERATUR SATURASI ABSTRACT ABSTRAK PENDAHULUAN. Ernita Jurusan Fisiko, FMIP A -USU

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

PERHITUNGAN NEUTRONIK DESAIN TERAS SETIMBANG UNTUK MENDUKUNG TERBENTUKNYA TERAS REAKTOR RISET INOVATIF

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

PENENTUAN FAKTOR PERISAI DIRI DETEKTOR AKTIV ASI DALAM PENGUKURAN FLUKS DAN SPEKTRUM NEUTRON DI REAKTOR RSG-GAS. Amir Hamzah P2TRR -BATAN

Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down

BAB IV DATA DAN ANALISIS HASIL PERHITUNGAN DESAIN HTTR

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

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

Analisis dan Penentuan Distribusi Fluks Neutron Thermal Arah Aksial dan Radial Teras Reaktor Kartini dengan Detektor Swadaya

PENINGKATAN KEMAMPUAN BATANG KENDALI REAKTOR RSG-GAS DENGAN PENGGANTIAN BAHAN PENYERAP

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

PENGARUH POSISI DAN LINEARITAS DETEKTOR START-UP DALAM PENGUKURAN FRAKSI BAKAR RSG-GAS PADA KONDISI SUBKRITIS. Purwadi

PENGUKURAN FLUKS NEUTRON DENGAN KAPSUL POLIETILENDAN AI-I050 DI FASILITAS RABBIT SYSTEM

ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI SUHU PEN- DINGIN PRIMER PADA DAERAH RING B, C, D, E DAN F TERAS KARTINI UNTUK DAYA 250 KW.

MENENTUKAN KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR SILISIDA

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

PERHITUNGAN REAKTIVITAS (p) BATU TOPAZ 1,5 KG POSISI D-9 DENGAN PROGRAM BATAN 2-DIFF. Sutrisno

VERIFIKASI DISTRIBUSI FAKTOR PUNCAK DAYA RADIAL TERAS 60 BOC REAKTOR RSG-GAS

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

PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *)

PENGUKURAN FLUKS NEUTRON SALURAN BEAMPORT TIDAK TEMBUS RADIAL SEBAGAI PENGEMBANGAN SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MOLYBDENUM (SAMOP) REAKTOR KARTINI

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

ANALISA FLUKS NEUTRON PADA BEAMPORT

Ita BudiRadiyanti A."11il tlardha Pus~t Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy

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

PENGARUH DENSITAS URANIUM TERHADAP UMUR DAN BURN UP BAHAN BAKAR NUKLIR DI DALAM REAKTOR RSG-GAS DITINJAU DARI ASPEK NEUTRONIK

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

ANALISIS PENGARUH DENSITAS BAHAN BAKAR TERDAHAP FLUKS NEUTRON PADA TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR

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

BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang Masalah

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah

DISTRIBUSI RAP AT FLUKS NEUTRON TERMAL RSG G.A. SIWABESSY

REAKTOR NUKLIR. Sulistyani, M.Si.

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

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

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

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

JURNAL FISIKA Himpunan Fisika Indonesia

ANALISIS AKTIVITAS ISOTOP MO-99 DI REAKTOR RSG-GAS. Sri Kuntjoro Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir BATAN

PEHITUNGAN REAKTIVITAS (ρ) TARGET PIN PRTF (POWER RAMP TEST FACILITY) DI REAKTOR RSG-GAS

PENGARUH PENEMPATAN GRAFIT PADA RING B TERHADAP TEMPERA TUR PUSA T ELEMEN BAKAR DAN PENINGKA T AN DAY A REAKTO.R TRIGA MARK II

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

[ PTRKN BATAN ] 2012 BATAN [ B.20] [DESAIN PERISAI DAN DOSIMETRI REAKTOR RISET INOVATIF. [ Amir Hamzah, Pudjijanto, Ardani, Rokhmadi, Sriawan ]

BAB III DESAIN REAKTOR DAN METODE PERHITUNGAN

BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi

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

MENENTUKAN KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR SILISIDA

Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR)

SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5

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

OPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI

CROSS SECTION REAKSI INTI. Sulistyani, M.Si.

Pengukuran Fluks Neutron dan Penentuan Cadmium Ratio pada Difraktometer Neutron Empat Lingkaran / Difraktometer Tekstur (DN2)

1BAB I PENDAHULUAN. sekaligus merupakan pembunuh nomor 2 setelah penyakit kardiovaskular. World

BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang

PEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

Bab II. Prinsip Fundamental Simulasi Monte Carlo

KARAKTERISTIKA TERAS RSG-GAS DENGAN BAKAR BAKAR SILISIDA. Purwadi Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN

BAB I Jenis Radiasi dan Interaksinya dengan Materi

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

STUDI PENGEMBANGAN DESAIN TERAS REAKTOR NUKLIR RISET 2 MWTH DENGAN ELEMEN BAKAR PLAT DI INDONESIA

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

MODEL MATEMATIK UNTUK MENENTUKAN LAMA JATUH BATANG KENDALI. Elfrida Saragi *, Utaja **

ANALISIS PENGUJIAN ELEMEN BAKAR DUMMY UJI SILISIDA: ASPEK KESELAMA T AN RSG-GAS

PENGUKURAN DAN PERHITUNGAN FLUKS DAN SPEKTRUM NEUTRON DI FASILITAS SISTIM RABBIT REAKTOR RSG-GAS

SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

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

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

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

PEMETAAN FLUKS NEUTRON PADA PUSAT TERAS PASCA PERGANTIAN BAHAN BAKAR REAKTOR KARTINI SKRIPSI

ANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA. Mohammad Taufik *

ANALISIS KOMPOSISI BAHAN DAN SIFAT TERMAL PADUAN AlMgSi-1 TANPA BORON HASIL SINTESIS UNTUK KELONGSONG ELEMEN BAKAR REAKTOR RISET

ANALISIS PENGARUH IRADIASI FLUENS NEUTRON CEPAT TERHADAP BERILIUM REFLEKTOR REAKTOR RSG-GAS

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

KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR REAKTOR KARTINI. Budi Rohman

BAB I PENDAHULUAN. Beberapa radiasi berbahaya karena dapat mengionisasi bahan yang dilaluinya,

PENENTUAN INTENSITAS SUMBER GAMMA DI TERAS REAKTOR RISET BERBAHAN BAKAR URANIUM MOLIBDENUM ABSTRAK

Oleh ADI GUNAWAN XII IPA 2 FISIKA INTI DAN RADIOAKTIVITAS

Bab 2 Interaksi Neutron

BERITA NEGARA REPUBLIK INDONESIA

Transkripsi:

196 Buku I Proseding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah PPNY-BATAN, Yogyakarta 14-15 Juti 1999 ANALISIS PERHITUNGAN SPEKTRUM NEUTRON TERAS RSG-GAS DENGAN NISBAH CADMIUM Ita Budi R,, Arnir Harnzah PRSG -BATAN ABSTRAK AnaI;s;s Perh;tungan Spektrum Neutron Teras RSG-GAS dengan N;sbah Cadmium Telah dilakukan analisis perhitungan spektrum neutron dengan cara membandingkan hasil perhitungan nisbah cadmium terhadap hasil eksperimen di posisi iradiasi CIP dan IP2, IP3 serra IP4 pada teras 10 RSG-GAS menggunakan WIMSID4-Batan-2DIFF. Nisbah cadmium yang diukur dan dihitung adalah keping yang terbuat darj.au, Mn dan Co. Perhitungan spektrum dilakukan dalam 69 kelompok energi dengan tam pang lintang reaksi sera pan keping sebesar 541 kelompok energi (0-10 MeV). Nilai perbedaan antara hasil perhitungan nisbah cadmium dengan hasil eksperimen pada semua kasus ada dalam interval I J% -26%, yang mana berada di luar rentang deviasi pengukuran. Dari hasil tersebut dapat disimpulkan bahwa penggunaan WIMS/D4 dalam menggenerasi konstanta kelompok untuk mendapatkan spektrum neutron, khususnya di daerah non fuel, kurang memadai. ABSTRACT Calculation Analysis on Neutron Spectrum of RSG-GAS Core with Cadmium Ratio. The calculation analysis of neutron spectrum was performed by comparing the calculation result of cadmium ratio with the experiment result on C/P. /P2./P3 and /P4 irradiation positions ofrsg-gas tenth core by using W/MS/D4- Batan-2D/FF. The foils of Au. Mn and Co were used for determination of the measured and calculated cadmium ratios. Spectrum calculation was done in 69 energy group with 54/ energy group (0 -/0 MeV) cross section of foil absorption reaction. The difference values between cadmium ratio calculation and experiment result for all cases were in interval of 11% -26% which are out of measurement deviation range. From these results. it can be concluded that the use of W/MS/D4 in generating group constant is not sufficient to obtain the neutron spectrum. especially for non-fuel region. PENDAHULUAN B idang Pengembangan Teknologi Reaktor P2TRR saat ini sedang mengembangkan paket program difusi multi dimensi. Partisipasi kelompok dosimetri neutron dalam hal ini adalah menverifikasi dad menganalisis perhitungan spektrum neutron dengan basil eksperimen. Analisis perhitungan spektrum neutron dari program WIMS/D4 & Batan-1DIFF telah dilakukan dengan cara membandingkan basil perhitungan nisbah cadmium dari berbagai jenis keping aktivasi dengan basil eksperimen di teras-b Perangkat Kritik Universitas Kyoto (KUCA).r1J. Hasilnya cukup baik dengan harga perbandingan basil perhitungan terhadap eksperimen (C/E) kurang dari 10 %. Pacta penelitian ini analisis perhitungan spektrum neutron dari program WIMS/D4 & Batan- 2lliFF dilakukan pacta teras ke sepuluh RSG-GAS. Metode yang digunakan adalah metode aktivasi dad keping yang digunakan sebagian besar adalah Au serta lainya adalah Co dad Mo. Program WIMS/D4 adalah program perhitungan sel dengan struktur kelompok energi mak- Ita Budi R., dkk --- simum sebesar 69 kelompok. Program ini memiliki keterbatasan-keterbatasan.[2] Pada penelitian ini dapat dilihat seberapa besar keterbatasan itu mempengaruhi basil perhitungan spektrum. TATA KERJA Tahapan kerja terdiri dari generasi konstanta kelompok, perhitungan spektrurn dan perhitungan nisbah cadmium yang masing-masing akan dibahas di bawah ini : Generasi Konstanta Kelompok Perhitungan spektrum neutron pacta umumnya diawali dengan penggenerasian konstanta kelompok yang dikerjakan melalui paket program penggenerasi. perhitungan set untuk membangkitkan konstanta kelompok dari elemen bakar, elemen kendali dad struktur material penyusun teras RSGqAS dilakukan dengan program deterministik WIMS/D4 yang dijalankan pacta komputer mainframe V AX8550. ISSN 0216-3128

.~I'8 I.!J;-I Proseding Pertemuan don Presentasi Ilmiah PPNY-BATAN, Yogyakarta 14-15 Juli 1999 Buku I K J /' H IX, ><IXI~,XI~I 72 I 73 I 74 I 75 ;f3-9.51 25.58 43,24 50.55 45.08It84 10 9 8 7 6 5 4 3 2 1 BERILLIUM BLOK REFLEKTOR Gambar 1. Konfigurasi teras ke sepuluh RSG-GAS. Model elemen bakar 3-D ditransformasi ke dalam geometri multi-slab I-D. Opsi powerc dan buckling diaktitkan untuk melakukan pembakaran agar diperoleh konstanta kelompok elemen bakar untuk berbagai kelas fraksi bakar. Pembangkitan konstanta kelompok struktur material dilakukan dengan opsi region yang disediakan dalam WIMS/D4. Pemilihan 69 kelompok energi neutron dimaksudkan sebagai upaya untuk mendapatkan perhitungan gel yang cukup presisi. Perhitungan Spektrum Neutron Meskipun teori transport merupakan dasar utama dalam perhitungan reaktor, akan tetapi teori difusi dengan beberapa syarat yang dipenuhi cukup dapat dipercaya untuk banyak perhitungan reaktor seperti perhitungan kritikalitas, distribusi rapat daya, fluks clan spektrum neutron, manajemen bahan bakar dalam teras, clan lain-lain. Program difusi Batan-2DIFF dalam geometri reaktor 2-D X-Y dimanfaatkan untuk mendapatkan spektrum neutron 69 kelompok energi dari teras ke sepuluh RSG-GAS pertengahan siklus, yang konfigurasinya dilukiskan dalam Gambar 1 dengan distribusi fraksi bakarnya. Perhitungan Nisbah Cadmium Defmisi dati nisbah cadmium adalah perbandingan antara.respon keping yang diiradiasi tanpa pembungkus cadmium. Cadmium mempunyai tampang lintang serapan neutron yang sangat besar di daerah termal sehingga keping yang diiradiasi dengan pembungkus cadmium hanya bereaksi dengan neutron epitermal dan cepat saja.. Besarnya nisbah cadmium dihitung dengan persamaan di bawah inii3]: N '" d rc = L NG"ag (E)fg (E)(Jg(E) IsgsG LNG" ag(e)fg(e)(jg(e)~(e) IsgSG = kerapatan atom keping, O"agrE) = tampang lintang serapan pacta energi E (1) (untuk U-235 dipahami sebagai tampang lintang fisi), fgre) = faktor perisai diri pacta energi E, T gre) t/lg(e) = faktor penetrasi neutron melewati ca9- mium pacta energi E, = fluks neutron pacta.energi E (dalam ha1 ini fluks neutron keluaran Batan-2DIFF).

198 BukuJ Faktor perisai diri pacta suatu daerah energi E memenuhi hubungan sebagai berikut : fg = "f;'d(t -E3(La d)) (2) Proseding Pertemuan dan Presentasi llmiah PPNY-BATAN, Yogyakarta 14-15 Juli 1999 Pacta penelitian ini data tampang lintang yang digunakan berasal dati data tampang lintang 00- SCROSS'84 yang terdapat di pustaka pacta paket program SANOII, sebesar 541 kelompok energi (0-10 MeV). dengan En (x) = J(e-Xllln 0 )dt (3) yaitu defmisi umum untuk integral eksponensial. Notasi ~a adalah tampang lintang serapan makroskopik dan d adalah tebal keping. Faktor penetrasi neutron melewati cadmium pada suatu daerah energi E didetinisikan sebagai berikut : HASIL DAN PEMBAHASAN Perhitungan nisbah cadmium dilakukan untuk keping Au yang diiradiasi di teras ke sepuluh RSG-GAS pacta daerah CIP,.IP2, IP3 & IP4. Sedangkan perhitungan nisbah cadmium untuk keping Mn dan Co dilakukan untuk daerah CIP saja. Hasil perhitungan nisbah cadmium tersebut dan perbandingannya dengan eksperimen ditampilkan dalam Tabel I. Spektrum keluaran dari perhitungan difusi Batan-2DIFF pacta posisi CIP, IP2, IP3 dan IP4 dilukiskan dalam Gambar 2. Tabell. Nisbah cadmium beberapa keping. *(Rcd Perhitungan -Rcd Eksperimen) / Rcd Eksperimen x 100% Gambar 2. Spektrum neutron perhitungan difusi 2-D di CIP, IP2, IP 3 dan IP4. Ita Budi R., dkk ISSN 02.16-3128

Proseding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah PPNY-BATAN, Yogyakarta 14-15 Juti 1999 Buku I 199 Dari Tabel 1 dapat dilihat beberapa hal yang dijelaskan sebagai berikut: Untuk semua keping di posisi CIP dad IP hasil perhitungan nisbah cadmium lebih besar daripada hasil eksperimen. Perbedaan tersebut lebih besar daripada 10%, yaitu rentang deviasi pengukuran. Perbedaan terkecil terjadi pacta keping Mn, yakni 11 %. Hal ini karena Mn mempunyai tampang lintang serapan termal dan integral resonansi yang paling kecil. Perbedaan yang jauh lebih besar daripada eksperimen menunjukkan bahwa spektrum neutron hasil perhitungan pacta daerah termal terlalu besar atau spektrum neutron daerah epitermal yang terlalu kecil. Dari Gambar 2 dapat diamati bahwa spektrum di CIP (E- 7), IP2 (E-4), IP3 (D-9) maupun di IP4 (B'-6) mempunyai kecenderungan yang sarna, yaitu resonansi yang acta pacta bentuk spektrum di atas terjadi pacta daerah yang sarna dengan resonansi tampang lintang fisi dari U-235, yakni di daerah antara I,OE-OI ev dan I,OE+03 ev. Fenomena itu dapat dijelaskan sebagai berikut: Paket program WIMS/D4 yang digunakan untuk menghitung konstanta kelompok dalam perhitungan hamburannya menggunakan teori transport yang didekati dengan deret Legendre orde 0 (Po). Atom ringan mempunyai fenomena transport neutron yang lebih banyak dad kompleks daripada atom berat sehingga pendekatan orde 0 dari deret Legendre kurang memadai. Akibatnya untuk daerah non fuel yang terbentuk dari material beratom ringan tidak memberikan hasil konstanta kelompok yang tepat. Ketidak-tepatan itu berlanjut pacta perhitungan teras yang menghasilkan keluaran spektrum neutron. Selain itu keterbatasan yang dimiliki WIMS/D4 adalah masalah pemodelan sel yang hanya bisa memodelkan sel yang terns berulang sehingga pembangkitan konstanta kelompok pacta daerah non fisi yangjauh darifuel diperlakukan oleh WIMS/D4 seolah-olah dekat dengan fuel. Oleh karena itu spektrum pacta daerah non fuel terpengaruh oleh spektrumfuel. KESIMPULAN DAN SARAN Analisis perhitungan spektrum neutron WIMS/D4-Batan-2DIFF pada teras ke sepuluh RSG-GAS dengan metode nisbah cadmium telah dilakukan. Hasil perbandingan perhitungan dad eksperirnen memiliki perbedaan yang cukup besar. Penggunaan WIMS/D4 dalam menggenerasi konstanta kelompok untuk mendapatkan spektrum neutron khususnya di daerah non fuel di RSG-GAS kurang memadai. Untuk memperoleh spektrum neutron, pada saat pembangkitan konstanta kelompok disarankan menggunakan paket program transport yang lebih baik pendekatan hamburannya dad juga pemodelannya. UCAP AN TERIMAKASIH Terimakasih karni sarnpaikan kepada Dr. Ir. Liem Peng Hong, Ir. Tagor Malem Sembiring dan T.A. Budiono, ST. serta Asnul Sufmawan dan Jaka Iman atas diskusi dan bantuannya sehingga penelitian ini dapat diselesaikan. Terimakasih pula kami sampaikan kepada Dr. Uju Jujuratisbela dan Dr. Osman Sudjadi atas koreksi dan sarannya dalam perbaikan makalah ini. DAFTAR PUSTAKA 1. ITA BUDI R. dan ZUHAIR, "Analisis Perhitungan Spektrum Neu1ron Batan-lD1FF dengan Metode Nisbah Cadmium", Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Penelitian Dasar Ilmu.Pengetahuan dan Teknologi Nuklir, Yogyakarta, 8-10 Juli 1997 2. LIEM P.R. dkk, KomunikasiPribadi 3. ITA BUDI R. dan AMIR HAMZAR, "Program Perhitungan Faktor Perisai Diri Keping Aktivasi Neu1ron", Risalah Lokakarya Komputasi dalam Salls dan Teknologi Nuklir IV, Jakarta, 2-3 Februari 1994 TANYA JA WAD Tjiptono -Mengapa dalam eksperimen hanya digunakan 3 jenis keping? -Mengapa menggunakan WIMSD-4 yang memang tidak memadai atau bukan untuk perhitungan spektrum? Sebaiknya gunakan SAND II yang.merupakan program untuk spektrum neutron. -Kebetulan pada waktu itu hanya 3 jenis keping soja yang digunakan. -Program WIMS/D4 tidak secara lang$ung menghitung spektrum. Batan-2DIFF yang melakukannya dengan memanfaatkan konstanta kelompok dari WIMS/D4. Untuk perhitungan nisbah cadmium, spektrum neutron 69 kelompok keluaran

200 Buku I -Batan-2DIFF diekspansi kelompok energinya menjadi 541 kelompok energi sesuai dengan struktur kelompok energi pada pustaka tam pang lintang DOSCROSS'84 yang terdapat di pustaka pada program SAND-I/. Nur Rohmad -Dalam perhitungan spektrum neutron teras RSG- GAS dengan WIMS/D4 maka perlu input-input awal. Input awal apa saja yang dibutuhkan. -Apakah data tampang lintang hasil pengukuran atau data yang sudah ada? -Apakah perbedaan metode ini dibandingkan dengan metode SANDPOI? -Apakah penggunaan keping Au, Mn clan Co dapat mewakili semua distribusi energi dari spektrum neutron (dari tennal sid fast neutron). -Data input WIMS/D4 berupa geometri don model sel, kerapatan atom material. Beberapa opsi dalam WIMS/D4 juga membutuhkan data daya don waktu untuk mendapatkan konstanta kelompok elemen bakar dengan fraksi bakar tertentu. Proseding Pertemuan don Presentasi Itmiah PPNY-BATAN. Yogyakarta 14-15 Juti 1999 -Untuk perhitungan nisbah cadmium, digunakan data tam pang /intang yang sudah ado do/am pus taka DOSCROSS'84 dipustaka SAND-II. -Metode ini cukup baik ketika diap/ikasikan do/am perhitungan spektrum di Teras-B Kuca. Dengan SANDPOI perbedaannya tidak begitu signifikan. -Dapat, karena Au dapat mewaki/i semua distribusi energi dari spektrum neutron. Ma'sum Ischaq -~ perhitungan selalu lebih besar dari Red eksperimen, sehingga secara statistik (bila pengukurannya cukup banyak) kesalahannya mungkin tidak terlalu besar, setelah program diadjust dulu. Bagaimana pendapat penyaji? -Sebenarnya pengukurannya cukup banyak secara statistik sehingga muncul deviasi pengukuran yang besarnya J 0%. Program Batan-2DIIF sudah terbukti cukup teruji dengan baik hila menggunakan konstanta kelompok dari program perhitungan sel yang lain JAFUEL. Jadi mungkin WIMS/D4 yang perlu direvisi atau sebaiknya dalam pembangkitan konstanta kelompok menggunakan program transport yang lebih baik pendekatan hamburan don pemodelan selnya. Ita Budi R., dkk ISSN 0216-3128