PROSES PEMBANGKITAN DATA NUKLIR ENERGI KONTINU TEMPERATUR TINGGI DENGAN PROGRAM SIGACE

82 Suwoto, dkk. PROSES PEMBANGKITAN DATA NUKLIR ENERGI KONTINU TEMPERATUR TINGGI DENGAN PROGRAM SIGACE Suwoto, Zuhair dan Hery Adrial Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek, gedung 80 Serpong Email :suwoto@batan.go.id ABSTRAK PROSES PEMBANGKITAN DATA NUKLIR ENERGI KONTINU TEMPERATUR TINGGI DENGAN PROGRAM SIGACE. Telah dilakukan proses pembangkitan pustaka data nuklir energi kontinu (ACE-file) temperatur tinggi tanpa menggunakan program pengolah data nuklir NJOY. Proses pembangkitan pustaka tampang lintang data nuklir menggunakan program SIGACE pada temperatur tinggi dengan memanfaatkan ACE-file yang tersedia pada temperatur rendah (300K). ACE-file pada temperatur 300K ini biasanya sudah tersedia bersama paket program Monte Carlo MCNP/MCNPX. Proses pembangkitan pustaka tampang lintang energi kontinu pada temperatur tinggi 600K, 900K, 1200K dan 1500K dilakukan dengan program SIGACE untuk nuklida/isotop 10B, 11B, 12C, 16O, 28Si, 235U dan 238U. Sebagai pembanding digunakan pengolah data nuklir standard program NJOY99.v364. ACE-file pada temperatur 300K yang diolah dengan program NJOY99.v364 sebagai dasar inputan program SIGACE. Verifikasi secara visual dilakukan dengan program COMPLOT-2010. Validasi hasil pengolahan data nuklir melalui perhitungan nilai multiplikasi reaktor menggunakan program Monte Carlo MCNP5v1.2 pada bahan bakar pebble-bed berisi TRISO UO2 untuk RGTT200K. Secara umum verifikasi pengolahan data nuklir dengan program SIGACE memberikan hasil cukup baik. Sedangkan hasil validasi untuk seluruh temperatur proses memberikan perbedaan maksimum nilai multiplikasi reaktor (SIGACE/NJOY99.v364) relatif kecil sekitar ±0,75%. Sehingga dapat disimpulkan bahwa pembangkitan pustaka tampang lintang data nuklir energi kontinu (ACE-file) temperatur tinggi dengan program SIGACE dapat digunakan bila tidak tersedia program pengolah data nuklir NJOY dan file data nuklir terevaluasi ENDF. Kata kunci: pengolahan data nuklir, ACE-file, SIGACE, NJOY, MCNP/MCNPX ABSTRACT PROCESSING OF HIGH TEMPERATURE CONTINUOUS ENERGY NUCLEAR DATA GENERATION USING SIGACE CODE. Generation of high temperature nuclear data library of continuous energy (ACE-file) has been done without using nuclear data processing commonly used such as NJOY code. The generation process of nuclear data libraries using SIGACE code for high temperature by utilizing the ACE-file available at a low temperature (300K). The ACE-file at a temperature of 300K is usually already included with the Monte Carlo MCNP/MCNPX package code. Nuclear data library processing of continuous energy at high temperatures such as 600K, 900K, 1200K and 1500K for 10B, 11B, 12C, 16O, 28Si, 235U and 238U isotopes are created with SIGACE code. The NJOY99.v364 code is defined as standard compared code. The 300K ACE-file processed by NJOY99.v364 code is as basic input of SIGACE code. Visual verification has been done using COMPLOT-2010 code. The ACE-file nuclear data processing is validated by Monte Carlo MCNP5v1.2 code for reactor multiplication calculation of pebble-bed fuel containing UO2 TRISO for RGTT200K. Overall results of nuclear data processing with SIGACE code are relatively good. While the results of validation based on reactor multiplication calculations (SIGACE/NJOY99.v364) are relatively small differences (maximum around ± 0.75%) for all high temperatures processed. Therefore we can conclude that generation of high temperature continuous energy nuclear data library (ACE-file) with SIGACE code can be used if there are not available nuclear data processing code such as NJOY andevaluated Nuclear Data Files (ENDFs). Keywords: nuclear data processing, ACE-file, SIGACE, NJOY, MCNP/MCNPX PENDAHULUAN NDF (Evaluated Nuclear Data Files) Emerupakan kumpulan file data nuklir terevaluasi yang tidak dapat digunakan secara langsung dalam perhitungan neutronik fisika reaktor atau perhitungan-perhitungan lainnya. File data tersebut untuk dapat digunakan dalam perhitungan neutronik dengan program transport Monte Carlo MCNP/MCNPX (1), harus terlebih dahulu diproses atau diolah sedemikian rupa sehingga menjadi pustaka tampang lintang data nuklir neutron energi kontinu yang dapat dipakai oleh program Monte Carlo tersebut. File ENDF terbaru yang ada sekarang ini adalah ENDF/B- VII (2), JENDL-4 (3), JEFF-3.1 (4), CENDL-3.1 (5) dan lainnya. Dewasa ini program transport Monte Carlo MCNP/MCNPX merupakan salah satu

Suwoto, dkk. 83 program komputer yang banyak digunakan dalam berbagai perhitungan, salah satuya adalah untuk menyelesaikan permasalahan transportasi/interaksi neutron pada reaktor temperatur tinggi, sehingga membutuhkan pustaka data nuklir energi kontinu pada temperatur tinggi juga. Program transport Monte Carlo MCNP/MCNPX dapat digunakan untuk geometri yang kompleks. Program Monte Carlo MCNP/MCNPX ini memerlukan file pustaka data tampang lintang energi kontinu pada temperatur tertentu yang harus disediakan sesuai dengan material/isotop yang diperlukan dalam perhitungan neutronik fisika reaktor maupun perhitungan lainnya. File pustaka data tampang lintang energy kontinu ini dikenal dengan sebagai ACE-file (A Compact ENDF file). File pustaka data nuklir energi kontinu ini berbentuk pointwise cross-sections yang berisikan semua reaksi antara neutron dan material yang digunakan seperti, tampang lintang total, hamburan elastik, hamburan inelastik, fisi, absorpi, tangkapan radiasi dan reaksi lainnya pada temperatur tertentu yang biasanya dinyatakan dalam kt (satuan MeV, Mega electron Volt). Untuk membuat atau menggenerasi pustaka data nuklir (tampang lintang) energi kontinu dalam bentuk ACE-file yang digunakan dalam program transport Monte Carlo MCNP/MCNPX biasanya dilakukan dengan program pengolah data nuklir seperti NJOY. Program pengolah data nuklir NJOY99.v364 dijadikan sebagaiprogram pengolah data standar (pembanding) (6). Program pengolah data nuklir NJOY dapat mengakses secara langsung file ENDF (Evaluated Nuclear Data Files) yang tersimpan pada temperatur mutlak (0K) untuk memproses material pada temperatur tertentu melalui modulmodul yang dimilikinya seperti: MODER, RECONR, BROADR, HEATR, PURR, THERMR, GASPR, dan ACER. Modul ACER merupakan modul keluaran khusus untuk membentuk ACE-file pada temperatur yang dikehendaki melalui modul sebelumnya (BROADR) untuk memprediksi perilaku Doppler pada kondisi operasi tersebut, seperti telah dilakukan pada penelitian sebelumnya (7). Dalam penelitian ini, penulis menggunakan program pengolah data selain NJOY, yaitu program SIGACE (8) yang dapat dimanfaatkan untuk memproses pustaka data nuklir energi kontinu ACE-file yang telah tersedia dalam satu paket program MCNP/MCNPX. ACE-file yang sudah tersedia dalam pustaka tampang lintang energi kontinu program transport MCNP/MCNPX pada temperatur tertentu (biasanya 300K) dapat ditingkatkan temperaturnya lebih tinggi lagi menggunakan program SIGACE tersebut. Program SIGACE dibuat khusus bagi pengguna/user program MCNP/MCNPX yang tidak memiliki program pengolah data nuklir seperti NJOY dan file data nuklir terevaluasi (ENDF) mentah seperti file data nuklir ENDF/B-VII, JENDL-4, CENDL-3.1, JEFF-3.1 dan lainnya. Peningkatan temperatur data nuklir energi kontinu dimaksudkan untuk memprediksi sifat dan perilaku tampang lintang pelebaran Doppler pada kondisi temperatur tinggi yang biasa digunakan untuk analisis perhitungan pada reaktor temperatur tinggi.sebagian besar pustaka data nuklir energi kontinu yang biasa digunakan selama ini untuk program MCNP/MCNPX adalah temperatur 300K. Tujuan utama dari penelitian ini adalah untuk mendapatkan data verifikasi dan validasi pengolahan/generasi pustaka data nuklir energi kontinu (ACE-file) temperatur tinggi (600K, 900K, 1200K dan 1500K) dengan menggunakan program pengolah data nuklir SIGACE, sehingga dapat digunakan dalam analisis perhitungan neutronik teras RGTT200K yang beroperasi pada temperatur tinggi menggunakan program transport MCNP/MCNPX, bilamana tidak tersedia program pengolah data nuklir seperti program NJOY dan tidak memiliki basis file data nuklir terevaluasi (ENDF). TATA KERJA Dalam makalah ini akan digunakan metodologi pengolahan data nuklir yaitu menggunakan program SIGACE. Data nuklida/isotop yang diproses meliputi uranium, silikon, oksigen, boron dan karbon yang merupakan material utama penyusun dari bahan bakar kernel partikel berlapis TRISO yang digunakan dalam reaktor berpendingin gas temperatur tinggi (RGTT200K).Secara lengkap nuklida/isotop beserta nomor identitas material (ID) yang digunakan disajikan dalam Tabel 1. Tabel 1. Data nuklida/isotop yang diproses beserta nomor identitas material (ID) dari beberapa sumber file data nuklir terevaluasi (ENDF) yang tersedia. NUKLIDA ENDF/ /ISOTOP B-VII JENDL-4 JEFF-3.1 CENDL-3.1 235U 9228 9228 9228 9228 238U 9237 9237 9237 9237 28Si 1425 1425 1425 1425 16O 825 825 825 825 10B 525 525 525 525 11B 528 528 528 528 12C 600 600 600 625 Pengolahan data nuklir untuk isotop-isotop tersebut dilakukan dengan program SIGACE pada temperatur operasi 600K, 900K, 1200K dan 1500K. Sedangkan ACE-file yang diproduksi oleh NJOY99.v364 pada temperatur 300K diambil

84 Suwoto, dkk. sebagai basis dataa masukan untuk ditingkatkan temperaturnya menggunakan program SIGACE. Korelasi dan konversi temperatur termal dalam cell yang didefinisikann dalam program Monte Carlo MCNP/MCNPX dinyatakan dalam kt dengan satuan MeV dinyatakann dalam hubungan konversi berikut (9) : kt (dalam MeV) = 8,617 x 10-11 T, dimana T dalam K (Kelvin) = 8,617 x 10-11 (T + 273,15), dimana T dalam C (Celcius) = 4,787 x 10-11 T, dimana T dalam R (Reamur) = 4,787 x 10-11 (T+459,67), dimana T dalam F (Fahrenheit) Proses Pengolahan Dengan Program Sigace Program SIGACE merupakan program komputer yang dirancang khusus untuk membuat/menggenerasi ACE-file temperatur rendah menjadi ACE-file temperatur yang lebih tinggii untuk memprediksi perilaku Doppler pada kondisi temperatur tinggi tersebut. Sehingga program SIGACE ini tidak mengolah/memroses data nuklir dari file ENDF mentah, melainkan dari pustaka tampang lintang neutron energi kontinu (ACE-file) yang telah tersedia (dalam pustaka data nuklir energi kontinu MCNP/MCNPX temperatur 300K yang biasanya diproses menggunakan program NJOY), kemudian diproses untuk membentuk ACE-file pada temperatur yang lebih tinggii lagi. Proses generasi pustaka tampang lintang neutron energi kontinu (ACE-file)temperatur tinggi menggunakan SIGACE dimulaii dari pustakaa data nuklir yang tersedia dalam bentuk ACE-file pada temperatur rendah tertentu (biasanya 300K). ACE- kemudian di konversikan terlebih dahulu ke dalam file pada temperatur rendah tertentu tersebut bentuk format file ENDF menggunakan program ACELST (10), sehingga terbentuk file ENDF temperatur rendah tertentu. Kemudian file ENDF keluaran program ACELST tersebut dijadikan sebagai masukan program SIGMA1-2010 (11) untuk memperoleh tampang lintang neutron pada temperatur tinggi yang dikehendaki melalui proses doppler broadening cross-section (pelebaran tampang lintang karena efek Doppler) dengan mempertimbangkann perilaku tampang lintang Doppler pada kondisi temperatur tinggi tersebut dengan toleransi kesalahan 0,1%. Keluaran dari program SIGMA1 merupakan file ENDF yang telah diproses untuk temperatur tinggii tertentu, kemudian diproses akhir menggunakan program SIGACE untuk membentuk ACE-file temperatur tinggi yang siap digunakan sebagai pustaka tampang lintang data nuklir neutron energi kontinu energi tinggi untuk program MCNP/MCNPX. Diagram alir proses pengolahan data nuklir menggunakan n program SIGACE disajikan dalam Gambar 1. Gambar 1. Proses Generasi Tampang Lintang Neutron Energi Kontinu ACE-file Temperatur Tinggi Menggunakan n program SIGACE. Verifikasi dan Validasi Hasil Pengolahan Data Nuklir Verifikasi data hasil pengolahan tampang lintang dataa nuklir energi kontinu temperatur tinggii pustaka program Monte Carlo MCNP/MCNPX secara visual/grafis digunakann program COMPLOT-2010 (12). Program COMPLOT-20100 merupakan salah satu program pengolah data nuklir dalam paket PREPRO-2010 membandingkan data yang diprosess dengan program NJOY99.v364 (sebagai standar) dengan data hasil pengolahan yang dilakukan dengan program SIGACE. Sedangkan untuk mengetahui validitas data hasil pengolahan pustaka tampang lintang dataa nuklir neutron energi kontinu temperatur tinggii dengan program SIGACE maupun NJOY99.v364, maka dilakukan uji perhitungan nilaii multiplikasii reaktor pada bahan bakar pebble-bed RGTT200K (13) berupa kernel berupa UO2 (kernel partikel berlapis) TRISO dengann spesifikasii mengacu pada desain bahan bakar kernel partikel TRISO dari PBMR (14) (Pebble Bed Modular Reactor) menggunakan program Monte Carlo MCNP5v1.2. Validasi hasil terhadap teras benchmarking reaktor temperatur tinggi belum dapat dilakukan karenaa keterbatasan data yang dimiliki penulis. Bahan bakar kernel partikel berlapis RGTT200K disusun oleh kernel TRISO UO2 dengan diameter 500µm dengan densitas 10,4 gram/cm3 dan pengkayaan 10% (235U) dan impuritas boron pada kernel 4%. Kernel TRISO tersebut dilapisi oleh 4 lapisan yang terdiri atas lapisan karbon berpori (porous carbon buffer) ) yang dapat secaraa visual (grafik) setebal 95µ µm, lapisan piro karbon bagian dalam (Inner Pyrolitic Carbon, IPyC) setebal 40µm, lapisan silikon karbida (SC) setebal 35µm dan lapisan piro karbon bagian luar (Outer Pyrolitic Carbon, OPyC) setebal 40µm. Kernel partikel

Suwoto, dkk. 85 berlapis TRISO dengan dengan diameter total 0,92mm sejumlah 15000 buah tersebut didispersikan dalam matrik grafit sehingga membentuk bahan bakar bola aktif dengan diamater 5cm dan dilapisi lagi dengan shell grafit bagian luarnya setebal 0,5cm sehingga membentuk bahan bakar bola pebble-bed berdiameter 6cm. Pemodelan geometri dalam program Monte Carlo MCNP5v1.2 untuk bahan bakar pebble-bed dilakukan tanpa pendekatan geometri, sehingga dapat dimodelkan secara eksak dan telah mempertimbangkann heterogenitas ganda (double heterogenity) seperti ditampilkan dalam gambar 2. Bahan bakar kernel partikel berlapis TRISO dimodelkan secaraa eksak 6 zona yang terdiri dari zona: 1-kernel, 2-lapisan penyangga, 3-lapisan pirokarbon dalam, 4-lapisan silikon karbida, 5- lapisan pirokarbon luar dan 6-matrik grafit. Satu kernel berlapis TRISO dimasukan dalam sel kisi kubikk sederhana (SC, Simple Cubic), kemudian kisi SC yang berisi kernel TRISO ini didispersikan dalam bahan bakar pebble-bed sehingga membentuk bola bahan bakar pebble-bed berdiameter 6 cm. Gambar 2. Pemodelan bahan bakar pebble yang berisi kernel TRISO UO2 dalam kisi SC (Simple Cubic). HASIL DAN PEMBAHASAN Telah diproses 7 (tujuh) nuklida/ /isotop untuk menggenerasi (membangkitkan) ACE-file material penyusunn bahan bakar partikel berlapis TRISO UO2 untuk RGTT200K dari file data nuklir yang tersedia yaitu ENDF/B-VII, JENDL-4, JEFF- SIGACE pada temperatur tinggii yaitu 600K, 900K, 3.1 dan CENDL-3.1 menggunakan program 1200K dan 1500K. Sedangkan pengolah data nuklir NJOY99.v364 (sebagai standard pembanding) menggenerasiace-file pada temperatur 300K, 600K, 900K, 1200K dan 1500K. Sebagai dasar inputan program SIGACE digunakan ACE-file yang diproduksi NJOY99.v364 pada temperatur 300K. Data ACE-file yang telah diproses dengan program SIGACE dan NJOY99.v364 beserta nomor ID material untuk temperatur 900K dengan kode ZAID prefix xxxxx.90c disajikan pada Tabel 2. Sedangkan ACE-file untuk temperatur lainnya yaitu 300K, 600K, 1200K dan 1500K masing- xxxxx.06c, xxxxx.12c dan xxxxx.15c. masing menggunakan kode prefix xxxxx.03c, Tabel 2. Data ACE-file yang telah diprosess dengan SIGACE dan NJOY99.v364 beserta kode ZAID prefix material (xxxxx.90c) pada temperatur 900K. NUKLIDA/ ENDF/B-JENDL-4 JEFF-3.1 CENDL- ISOTOP U U Si O B B C VII 9228 9237 1425 825 525 528 600 9228 9237 1425 825 525 528 600 9228 9237 1425 825 5255 528 6000 3.1 9228 9237 1425 825 525 528 625 Verifikasi Hasil Pengolahan Data Nuklir Hasil verifikasii pengolahann data nuklir dengan program SIGACE dan NJOY99.v364 dilakukan secara visual/grafis menggunakan n program COMPLOT-2010. Program bantu COMPLOT-2010 merupakan salah satu program plotting untuk membandingkan file format ENDF yang satu dan file format ENDF yang lainnya. Program COMPLOT-2010 merupakan salah satu program dalam paket PREPRO-20100 yang dapat secara visual membandingkan data yang diprosess dengan program NJOY99.v364 (sebagai standar pembanding) dengan data hasil pengolahan yang dilakukan dengan program SIGACE. Beberapa gambar berikut (Gambar 3 s/d Gambar 7) merupakan hasil verifikasi visual dari program COMPLOT-2010 yang merupakan hasil pengolahan data nuklir menggunakan program SIGACE dan NJOY99.v364 beserta rasio perbedaannya dari file data nuklir ENDF/B-VII, JENDL-4, JEFF-3.1 dan CENDL-3.1. Secara umum nampak bahwaa padanuklida/isotop yang ringan terlihat padaa Gambar 3 dan Gambar 4 rasio perbedaan tampang lintang energi kontinu SIGACE/NJOY99.v364 relatif kecil (±6,338% pada 12C energi 3 MeV file JENDL-4 temperatur 1200K). Untuk nuklida/isotop dengan berat molekul sedang (28Si) terlihat rasio perbedaan tampang lintang energi kontinu SIGACE/NJOY99.v364 relatif besar (±76,45% pada energi 1 MeV untuk 28Si temperatur 900K file CENDL-3.1), seperti ditampilkan pada Gambar 5. Rasio perbedaan tampang lintang yang teramati cukup relatif besar untuk isotop dengan berat molekul ringan (11B dan 12C) dan sedang (28Si) seperti padaa Gambar 3, 4 dan 5 terjadi pada daerah neutron energi tinggi (fast neutron) yaitu energi neutron di atas 1 MeV, sehingga secara teoritis tidak akan berpengaruh secara signifikan terhadap perhitungann neutronik padaa reaktorr yangmempunyai spektrum neutron termal (di bawah 4eV), seperti pebble-bed padaa RGTT200K ini.

86 Suwoto, dkk. Gambar 3. Rasio tampang lintang energi temperatur 1500K. kontinu SIGACE/NJOY99.v364 untuk 11B ENDF/B-VII padaa Gambar 4. Rasio tampang lintang energi kontinu SIGACE/NJOY99.v364 untuk 12C JENDL-4 pada temperaturr 1200K Gambar 5. Rasio tampang lintang energi temperatur 900K kontinu SIGACE/NJOY99.v364 untuk 28Si CENDL-3.1 padaa

Suwoto, dkk. 87 Gambar 6. Rasio tampang lintang energi kontinu SIGACE/NJOY99.v364 untuk 235U JEFF-3.1 temperaturr 1500K Gambar 7. Rasio tampang lintang energi kontinu SIGACE/NJOY99.v364 untuk 238U CENDL-3.1 padaa temperatur 900K. Sedangkann untuk nuklida/isotop yang berat teoritis perbedan ini juga tidak terlalu signifikann (235U) terlihat pada Gambar 6 rasio perbedaan tampang lintang energi kontinu SIGACE terhadap NJOY99.v364sebesar ±20,55% pada 235U file JEFF-3.1 temperatur 1500K di energi 2 kev). memberikan perbedaan hasil dalam perhitungann neutronik fisika reaktor energi termal. Sehingga secaraa umum, walaupun dalam Gambar 3 sampai Gambar 7 tampak beberapaa Untuk nuklida/isotop 238U rasio perbedaan perbedaan (rasio perbedaan yang relatif cukup tampang lintang energi kontinu SIGACE terhadap NJOY99.v364sebesar ±16,21% pada 235U file besar) dalam hasil pengolahan data antara program SIGACE dan NJOY99.v364, namun data hasil CENDL-3.1 temperatur 900K di energi 10 kev), pengolahan tersebut masih menghasilkan dataa seperti tampak padaa Gambar 7. Demikian juga rasio perbedaan tampang pengolahan yang valid khususnya pada daerah neutron energi termal (sampai ± 4eV), karenaa lintang untuk isotop berat yang merupakan bahan fisil (235U) dan bahan fertil ( 238U) relatif tidak perbedaan tampang lintang yang teramati terjadi pada daerah neutron energi epitermal (di atas 1 lebih besar dibanding isotop sedang, dan kev) dan pada daerah energi yang lebih tinggi lagi perbedaannya juga terjadi pada energi di atas 2 kev (fast neutron) di atas 1 MeV. (di daerah energi epitermal), sehingga secara

88 Suwoto, dkk. Gambar 8. Hasil validasi pengolahan dataa nuklir dengan program SIGACE dan NJOY99.v364 padaa perhitungan nilai multiplikasi reaktor bahan bakar pebble-bed RGTT200K menggunakan n MCNP5v1.2. Validasi Hasil Pengolahann Data Nuklir temperatur yang lebih tinggi (600K, 900K, 1200K dan 1500K) menggunakan program SIGACE. Validasi ACE-file yang telah diproses Secara mum hasil pengolahan data tampang menggunakan program SIGACE maupun dengan lintang neutron energi kontinu temperatur tinggii NJOY99.v364 dilakukan pada perhitungann nilai menggunakan program SIGACE memberikan hasil multiplikasi reaktor pada bahan bakar pebble-bed uji validasi nilai multiplikasi reaktor pada pebble- yang berisi bahan kernel partikel berlapis TRISO bed RGTT200K dengann kesesuaian yang tinggii UO2 dengan densitas 10,4 gram/cm3, pengkayaan menggunakan MCNP5v1.2. Untuk seluruh prosess (235U/235U+238U)10% menggunakan program pada temperatur tinggi yaitu 600K, 900K, 1200K transport Monte Carlo MCNP5v1.2. Hasil validasi dan 1500K memberikan perbedaan nilaii dari masing-masingg file data nuklir yang digunakan multiplikasii reaktor (SIGACE/NJOY99.v364) dengan program SIGACE dan pengolah data nuklir relatif cukup kecil di bawah ±0,75%. NJOY99.v364 disajikan dalam Gambar 8. Sehingga generasi pustaka tampang lintang Tampak dalam Gambar 8 tersebut bahwa neutron energi kontinu (ACE-file) temperatur tinggii hasil validasi pengolahan data nuklir dengan untuk program Monte Carlo MCNP/MCNPX dapat program SIGACE dan NJOY99.v364 untuk dilakukan dengan program SIGACE, bilamanaa temperatur 600K, 900K, 1200K dan 1500K tidak tersedia file data nuklir terevaluasi ENDF dan masing-masing memberikan perbedaan nilai program pengolah data nuklir seperti NJOY. multiplikasi reaktor pada pebble-bed RGTT200K maksimum ±0,40% %; ±0,75%; ±0,75% dan ±0,40%. UCAPAN TERIMA KASIH Sehingga secara keseluruhan hasil validasi Penulis mengucapkan terima kasih yang memberikan perbedaan nilai multiplikasi reaktor tak terhingga kepada Dr. Ir. M. Dhandhang maksimum sekitar ±0,75% yang menunjukkan Purwadi, atas bimbingan, saran dan motivasi serta bahwaa program SIGACE dapat digunakan untuk rekan-rekann Bidang Pengembangan Reaktor- menggenerasi tampang lintang energi kontinu pada PTRKN atas dukungan semangat dalam penulisann temperatur yang lebih tinggi, bila tidak mempunyai makalah ini.ucapan terima kasih juga kami program pengolah data nuklir seperti NJOY dan sampaikan kepada pihak lainnya yang membantu basis file data nuklir terevaluasi (ENDF). dalam penyempurnan penulisan makalah ini. KESIMPULAN DAFTAR PUSTAKA Generasi pustaka tampang lintang neutron 1. X-5 MONTE CARLO TEAM, MCNP A energi kontinu (ACE-file) yang telah tersedia pada General Monte Carlo N-Particle Transport temperatur rendah (300K) dapat diproses untuk

Suwoto, dkk. 89 Code, Version 5, Los Alamos National Laboratory report LA-UR-03-1987 (April 2003). 2. CHADWICK, M.B, ET.AL: "ENDF/B-VII: Next Generation Evaluated Nuclear Data Library for Nuclear Science and Technology, Nuclear Data Sheets, 102, 2931 (2006). 3. SHIBATA, K., ET.AL: "JENDL-4.0: A New Library for Nuclear Science and Engineering," Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 48, 1 (2011). 4. OECD/NEA Data Bank, "The JEFF-3.1 Nuclear Data Library", JEFF Report 22, OECD/NEA Data Bank (2009). 5. 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, 2010. 6. MAC FARLANE, R.E., MUIR, D.M., NJOY- 99.0: Code System for Prooducing Pointwise and Multigroup Neutron and Photon Cross Sections from ENDF/B Data, Los Alamos National Laboratory, PSR-480, 2000. 7. SUWOTO, ZUHAIR, MAMAN MULYAMAN, Pengolahan Data Nuklir Temperatur Tinggi Untuk Pustaka Energi Neutron Kontinu Program MCNP/MCNPX, Prosiding PPI-PDIPTN, Yogyakarta, 19 Juli 2011. 8. SHARMA, A. S.,GANESAN, A., TRKOV, A., The SIGACE Package for Generating High Temperature ACE Files User Manual, IAEA- NDS-212, 17 Januari 2005. 9. DENISE B. PELOWITZ (Ed), MCNPX User s Manual Versi 6.0, LA-CP-07-1473, April 2008. 10. TRKOV, A., ACELST: code for conversion from ACE-file to ENDF format, December 2002. 11. DERMOTT, E. CULLEN Dermot R. Cullen, SIGMA1-2010: Doppler Broaden Evaluated Nuclear Data Filesin the ENDF/B Format, a part of PREPRO-2010 codes: ENDF-6 Preprocessing Codes, Technical report IAEA- NDS-39 (Rev.14), International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria, 31 October 2010. 12. DERMOTT, E. CULLEN, COMPLOT-2010: Compare ENDF/B Plots of Reaction Data, a part of PREPRO-2010 codes: ENDF-6 Preprocessing Codes, Technical report IAEA- NDS-39 (Rev.14), International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria, 31 October 2010 13. PURWADI, M. D., Desain Konseptual Sistem Reaktor Daya Maju Kogenerasi Berbasis RGTT, Prosiding Seminar Nasional ke-16 tentang Teknologi Keselamatan PLTN dan Fasilitas Nuklir,Surabaya, 28 Juli 2010. 14. KOSTER, A., MATZNER, H.D., NICHOLS, D.R., PBMR Design for the Future, Journal of Nuclear Engineering and Design, 222:247-262, 2003. TANYAJAWAB Suparman Mohon dijelaskan perbedaa, kelemahan dan keunggulan dari masing-masing program NJOY dan SIGACE. Dari sisi efisiensi (waktu prosesing) lebih baik yang mana? Suwoto Perbedaan utama pengolahan data nuklir menggunakan program NJOY harus dilakukan dari awal atau dasar menggunakan database file ENDF yang tersedia seperti ENDF/B-VII, JENDL-4 dll untuk mendapatkan file ACE pada temperatur yang dikehendaki. Sedangkan untuk program SIGACE harus tersedia dulu file ACE dan tidak harus mempunyai file ENDF maupun program NJOY. Program SIGACE lebih sederhana dibandingkan program NJOY Proses pengolahan data nuklir menggunakan program NJOY memakan waktu yang lebih lama dibandingkan dengan SIGACE. Program NJOY memakan waktu yang lebih lama karena prosesnya dari database awal (file ENDF seperti ENDF/B-VII, JENDL-4 dll). Untuk program SIGACE membutuhkan waktu proses sangat cepat karena tidak mulai dari awal (database ENDF) sehingga lebih efisien. Damunir Bagaimana karakteristik yang diperbolehkan untuk bahan kernel UO2 dengan lapisan TRISO sebagai bahan bakar HTR? Suwoto Sebenarnya pengolahan data nuklir ini dapat dikembangkan tidak hanya untuk reaktor HTGR saja, melainkan dapat digunakan untuk seluruh reaktor tinggal menyesuaikan data nuklir (nuklida/isotop) yang digunakan. Karakteristik bahan bakar kernel dengan lapisan TRISO ini pada penelitian ini tidak dilakukan secara khusus.