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

dokumen-dokumen yang mirip
PENGEMBANGAN SISTEM ANALISIS KETIDAKPASTIAN PROBABILISTIK DARI DATA NUKLIR UNTUK SIMULASI DAN ANALISIS NEUTRONIK

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

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

SIMULASI KRITIKALITAS DAN BURN-UP

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

PROSES PEMBANGKITAN DATA NUKLIR ENERGI KONTINU TEMPERATUR TINGGI DENGAN PROGRAM SIGACE

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

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

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

PENGEMBANGAN KODE UNTUK ANALISIS KETIDAKPASTIAN PROBABILISTIK PARAMETER INPUT PADA PERHITUNGAN BURN-UP

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

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

KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR REAKTOR KARTINI. Budi Rohman

PLASMA TOKAMAK SEBAGAI PEMBANGKIT ENERGI MASA DEPAN : KAJIAN GEOMETRI MENGGUNAKAN MCNP

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

KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL DAN TEKNIK MONTE CARLO

BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang Masalah

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

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

SIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

ANALISIS KESELAMATAN KRITIKALITAS LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN MCNP5

Bab II. Prinsip Fundamental Simulasi Monte Carlo

ANALISIS PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS DOPPLER PARTIKEL TRISO REAKTOR TEMPERATUR TINGGI

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

PENGKAJIAN METODA PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PERHITUNGAN NEUTRONIK HTGR Suwoto

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

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

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah

PEMBUATAN SISTEM ANTARMUKA DAN AKUISISI DATA MENGGUNAKAN CIMON SCADA PADA MODEL SUNGKUP PLTN TIPE PWR

BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang

PENGEMBANGAN AWAL KODE KOMPUTER METODA MONTE CARLO: SIMULASI INTERAKSI NEUTRON PERTAMA PADA GEOMETRI SILINDER. Topan Setiadipura, Anik Purwaningsih *

BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang dan Rumusan Masalah. Penggunaan radiasi dalam bidang kedokteran terus menunjukkan

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

Disusun oleh: SUSANTI M SKRIPSI

PEMODELAN NEUTRONIK BAHAN BAKAR HTR. Topan Setiadipura *

Analisis Persamaan Respon Dosis Thermoluminescent Dosimeter (TLD) Pada Spektrum Sinar-X Menggunakan Metode Monte Carlo

BAB III METODOLOGI PENELITIAN

Analisis Distribusi Suhu Aksial Teras Dan Penentuan k eff PLTN Pebble Bed Modular Reactor (PMBR) 10 MWE Menggunakan Metode MCNP 5

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

ANALISA DAN PERANCANGAN SISTEM INFORMASI AKADEMIK DAN KEUANGAN ONLINE PADA PERGURUAN TINGGI

OPTIMASI PARAMETER POTENSIAL NUKLIR BAGI REAKSI FUSI ANTAR INTI-INTI BERAT

PENENTUAN PARAMETER KISI KRISTAL HEXAGONAL BERDASARKAN POLA DIFRAKSI SINAR-X SECARA KOMPUTASI. M. Misnawati 1, Erwin 2, Salomo 3

ABSTRAK. Kata kunci: profil aliran, proyek, aplikasi, data. Universitas Kristen Maranatha

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

BAB I PENDAHULUAN. I.1. Latar Belakang

DAFTAR ISI. BAB 3 PERANCANGAN PERANGKAT LUNAK 3.1 Diagram Alir Utama Kamera Web iii

SISTEM INFORMASI DATA NUKLIDA MENGGUNAKAN TURBO PASCAL WINDOWS

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

ABSTRAK. Kata Kunci: perhitungan radiasi, proteksi radiasi

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

RENCANA PELAKSANAAN PEMBELAJARAN (RPP) I. Tujuan Pembelajaran : Siswa diharapkan mampu mempersiapkan instalasi sistem operasi jaringan berbasis text

BAB III LANDASAN TEORI

ABSTRAK. Kata kunci: diagram kelas, xml, java, kode sumber, sinkronisasi. v Universitas Kristen Maranatha

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

PENGEMBANGAN PROGRAM PERHITUNGAN KOEFISIEN DIFUSI MATERIAL DALAM REKAYASA PERMUKAAN

BAB V HASIL DAN PEMBAHASAN

Metode Monte Carlo adalah metode komputasi yang bergantung pada. pengulangan bilangan acak untuk menemukan solusi matematis.

PENENTUAN DENSITAS PLASMA ION KARBON PADA TEKANAN ATMOSFIR UNTUK MENCAPAI KESETIMBANGAN TERMODINAMIK Dadhe Riawan*, Saktioto, Zulkarnain

MODEL SISTEM PAKAR TROUBLESHOOTING PROSES REAKTOR UREA DENGAN CLIPS

STUDI KARAKTERISTIK ALIRAN PADA TUJUH SILINDER VERTIKAL DENGAN SUSUNAN HEKSAGONAL DALAM REAKTOR NUKLIR MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM FLUENT

TRANSFORMASI MOBIUS 1. Sangadji *

UNIVERSITAS NEGERI YOGYAKARTA F A K U L T A S M I P A

PEMILIHAN KEBIJAKAN SISTEM PENGGANTIAN SPARE PART PADA PERUSAHAAN CONSUMER GOOD DENGAN MENGGUNAKAN METODE SIMULASI

ABSTRAK. Kata Kunci: information retrieval, rekomendasi, wanita, web portal UNIVERSITAS KRISTEN MARANATHA

PETUNJUK PENGGUNAAN PROGRAM RIETICA UNTUK ANALISIS DATA DIFRAKSI DENGAN METODE RIETVELD

POTENSI PRODUKSI MOLYBDENUM-99 ( PADA REAKTOR SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MO-99 PRODUCTION (SAMOP)

IMPLEMENTASI DAN PENGUJIAN

VALIDASI DAN KARAKTERISASI FLOW METER E-MAG UNTUK PENGEMBANGAN SISTEM AKUISISI DATA FASILITAS EKSPERIMEN UNTAI UJI BETA ABSTRAK

Bab IV Simulasi Metode Monte Carlo Mengatasi Masalah dalam Distribusi Data

ABSTRACT. i Universitas Kristen Maranatha

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

PENGEMBANGAN IDEAL SOLUTION SYSTEM VERSI 2.0 DENGAN MENERAPKAN MODEL PROTOTYPING

STUDI MAGNETISASI PADA SISTEM SPIN MENGGUNAKAN MODEL ISING 2D

Prodi Fisika FMIPA, Universitas Sebelas Maret, Surakarta.

ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL

PENENTUAN DOSIS SERAP RADIASI- 99m Tc PADA TUMOR PARU-PARU DALAM TAHAP DIAGNOSIS MENGGUNAKAN SOFTWARE MONTE CARLO N-PARTICLE X VEETHA ADIYANI

Abstrak Kata Kunci :

BAB III METODOLOGI PENELITIAN. 3.1 Desain Penelitian Berikut merupakan desain penelitian yang akan digunakan pada proses

ISSN (Media Cetak) ISSN (Media Online) Implementasi Metode Eliminasi Gauss Pada Rangkaian Listrik Menggunakan Matlab

BAB IV PERBANDINGAN DATA DAN ANALISIS JUMLAH MONITOR UNIT OUTPUT SOFTWARE ISIS DENGAN OUTPUT SIMULASI MONTE CARLO

ABSTRAK. Universitas Kristen Maranatha

Tugas Akhir Untuk memenuhi persyaratan mencapai pendidikan Diploma III (D III) Disusun oleh : QODARUDIN ROBBANI J0D004047

Perancangan Graphical User Interface untuk Pengendalian Suhu pada Stirred Tank Heater Berbasis Microsoft Visual Basic 6.0

BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang Masalah

SISTEM PENDUKUNG KEPUTUSAN TENDER PROYEK MENGGUNAKAN METODE BENEFIT COST RATIO

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah

PENGARUH PENGAYAAN URANIUM TERHADAP NILAI FAKTOR MULTIPLIKASI EFEKTIF (k eff ) REAKTOR SUHU TINGGI HTR PROTEUS

BAB 1 PENDAHULUAN. Dalam pengembangan perangkat lunak, tim developer membangun cetak

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang

Penerapan Fitur Web Server PLC SIMATIC S Untuk Monitoring dan Kontrol Pada Studi Kasus Simulasi Caramel Cooker Process ABSTRAK

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

PREDIKSI LEPASAN RADIONUKLIDA MELALUI "BUFFER MATERIAL" DI TEMPAT PENYIMPANAN LlMBAH DEKAT PERMUKAAN DI PPTN SERPONG MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO

Simulasi Pengendali Kiln PT. Semen Tonasa (Tonasa IV) Menggunakan Fuzzy Logic Toolbox Program Matlab St. Nawal Jaya

Laju Sedimentasi pada Tampungan Bendungan Tugu Trenggalek

MATLAB UNTUK STATISTIKA & TEKNIK OPTIMASI Aplikasi untuk Rekayasa & Bisnis

BAB II LANDASAN TEORI

A. Model Desain Perangkat Lunak

Simulasi Transformasi Linier pada Bidang 2D Dengan Menggunakan OpenGL API

Studi Perhitungan Benchmark Kritikalitas Teras Metalik dan MOX di FCA

SATIN Sains dan Teknologi Informasi

Transkripsi:

Pengembangan Antarmuka Konversi File Data Nuklir Terevaluasi pada Rentang Suhu. (Dinan Andiwijakusuma) PENGEMBANGAN ANTARMUKA KONVERSI FILE DATA NUKLIR TEREVALUASI PADA RENTANG SUHU TERTENTU UNTUK APLIKASI MCNP D. Andiwijayakusuma * ABSTRAK PENGEMBANGAN ANTARMUKA KONVERSI FILE DATA NUKLIR TEREVALUASI PADA RENTANG SUHU TERTENTU UNTUK APLIKASI MCNP5. Data nuklir merupakan bagian penting untuk pengembangan dan aplikasi di bidang ilmu dan teknologi nuklir. Salah satu aplikasi simulasi dan komputasi nuklir adalah MCNP, yaitu untuk menghitung simulasi partikel berbasis metoda Monte Carlo. MCNP memerlukan data nuklir dalam bentuk ACE format. Data nuklir format ACE ini bisa diperoleh melalui ENDF (Evaluated Nuclear Data File) yang telah diproses oleh aplikasi NJOY. Dalam penelitian ini dilakukan pengembangan antarmuka untuk memperoleh data nuklir dalam bentuk ACE format dari ENDF melalui proses perhitungan NJOY khusus untuk perubahan temperatur pada rentang tertentu. Telah dibuat antarmuka konversi ENDF menjadi format ACE untuk digunakan pada aplikasi MCNP5 untuk perhitungan simulasi nuklir. Kata-kata kunci: Data nuklir, MCNP, NJOY, ACE format ABSTRACT DEVELOPMENT OF CONVERSION INTERFACE OF EVALUATED NUCLEAR DATA AT TEMPERATURE RANGE IN PARTICULAR FOR MCNP5 APPLICATIONS. Nuclear-data is an important part in the development of applications on nuclear science and technology. MCNP is an application which of simulation calculation which calculate particle simulation using Monte Carlo method. MCNP code needs data in appropriated format called ACE format. ACE-format nuclear data can be obtained using ENDF (Evaluated Nuclear Data File) which is processed by NJOY calculation. In this research, we develop an interface to transform ENDF nuclear data to ACE format at certain temperature changes. From the ENDF interface ACE, format conversion has been made to be used on nuclear applications MCNP5 simulations. Keywords: Nuclear data, MCNP, NJOY, ACE format PENDAHULUAN Penggunaan data nuklir dalam pengembangan dan aplikasi di bidang ilmu dan teknologi nuklir merupakan bagian yang sangat penting. Data nuklir yang diperoleh melalui eksperimen harus disempurnakan, dikarenakan tidak adanya teori prediktif untuk reaksi induksi netron dalam rentang resonansi energi. Data hasil pengukuran kemudian dikoreksi untuk kondisi eksperimen seperti efek background, suhu ruangan, * Pusat Pengembangan Informatika Nuklir (PPIN) BATAN, e-mail: dinan@batan.go.id 153

Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir 2010, Oktober 2010 (153-159) geometri dan lain sebagainya. Namun data hasil eksperimen tidak bisa digunakan secara langsung untuk aplikasi perhitungan simulasi, diperlukan analisis cermat untuk menghasilkan himpunan data yang koheren. Evaluasi data melibatkan tahapan yang sangat panjang dan dalam memperoleh data yang koheren untuk setiap nuklida. Evaluasi data merupakan proses menganalisis data penampang lintang hasil eksperimen lalu mengkombinasikannya dengan prediksi dari perhitungan model nuklir kemudian dicoba mengekstrak menjadi nilai sebenarnya dari data penampang lintang (pada suhu 0 Kelvin). METODOLOGI Data nuklir yang sudah dievaluasi banyak ragamnya tergantung dari negara mana yang mempubilkasikan data nuklir hasil eksperimen tersebut, salah satu nya adalah ENDF (Evaluated Nuclear Data File). ENDF merupakan hasil dari Cross Section Evaluation Working Group (CSEWG) dan selanjutnya dikelola oleh National Nuclear data Center (NNDC) di Amerika Serikat. Sistem ENDF dikembangkan untuk penyimpanan dan pengambilan data nuklir, data tersebut kemudian digunakan untuk aplikasi pada teknologi nuklir, salah satunya adalah untuk aplikasi simulasi perhitungan netronik menggunakan MCNP (Monte Carlo N particle). MCNP [5] membutuhkan data nuklir dalam bentuk format ACE (A Compact ENDF), dalam format ini terdapat detail representasi data ENDF untuk data netron dan photon. Solusi untuk memperoleh data nuklir dalam bentuk format ACE adalah menggunakan perangkat lain yang dinamakan NJOY [4]. NJOY merupakan perangkat yang digunakan untuk mengkonversi data nuklir format ENDF ke dalam pustaka data untuk dan disesuaikan dengan aplikasi tertentu. NJOY memberikan akses yang seluas-luasnya untuk berbagai data nuklir di seluruh dunia termasuk ENDF/B-VI atau ENDF-BVII [6] di US, JEFF-3.1 di Eropa, JENDL- 3.3 di Jepang, BROND-2.2 di Rusia, dan CENDL di Cina. NJOY mempunyai kemampuan yang komperhensif untuk memproses data evaluasi dan mampu menjembatani untuk aplikasi yang membutuhkan metode Monte Carlo untuk energi kontinyu seperti MCNP. Penanganan NJOY juga meliputi variasi efek nuklir, termasuk resonansi, perluasan efek Doppler, pemanasan (heating), perusakan radiasi, hamburan termal, produksi gas dan sebagainya. MCNP juga membutuhkan data nuklir secara spesifik untuk suhu tertentu. Data ini bisa dihasilkan dari code NJOY dengan mengadopsinya dari format data ENDF. Namun jika langsung diintegrasikan pada MCNP tentu NJOY merupakan code yang terlalu besar, jika data yang dibutuhkan hanya untuk data nuklida pada suhu tertentu dengan format ACE. Secara sederhana, pengguna hanya perlu membuat input file sesuai dengan data yang dibutuhkan untuk kemudian dijalankan pada NJOY. Setelah NJOY dijalankan, maka diperoleh data format baru, namun sebenarnya hanya sedikit saja yang bisa dimanfaatkan dari hasil akhirnya (data dalam format ACE). Gambar 154

Pengembangan Antarmuka Konversi File Data Nuklir Terevaluasi pada Rentang Suhu. (Dinan Andiwijakusuma) berikut ini merupakan proses sekuensial pada NJOY untuk mendapatkan pustaka data nuklir format ACE, setelah diberi input file. Gambar 1. Proses sekuensial NJOYENDF menjadi format ACE [1] PEMBAHASAN Pembuatan antarmuka ini adalah untuk membatasi jumlah parameter yang diberikan pengguna dalam membuat NJOY input file sehingga lebih memudahkan, yaitu parameter suhu untuk nuklida tertentu. Kemudian antarmuka ini akan menjalankan proses perhitungan NJOY dan kemudian menyimpannya dalam direktori tertentu, lalu dilakukan update file XSDIR untuk dapat digunakan pada aplikasi MCNP. Gambar 2 adalah diagram alir proses dalam melakukan konversi file ENDF yang diproses ke dalam format ACE untuk nuklida dan pada suhu tenterntu. Gambar 2. Diagram alir antarmuka ENDF2ACE 155

Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir 2010, Oktober 2010 (153-159) Kemudian dilakukan penentuan nuklida yang akan diproses yaitu dengan memilih file ENDF sesuai dengan nuklida yang telah kita pilih. Setelah itu dilakukan pula penentuan nama folder untuk output, lalu lokasi aplikasi njoy99.exe dan file XSDIR sebagai katalog yang menampung hasil output dari aplikasi NJOY berupa file data nuklir dalam bentuk ACE Format. Nomor atom dan nomor massa juga diinputkan untuk melakukan pengecekan, kemudian harga suhu awal dan akhir serta selisih suhu yang kita inginkan untuk mendapatkan kerapatan data untuk temperatur. Setelah semua parameter diinputkan, maka program akan mulai berjalan untuk melakukan proses menggunakan aplikasi NJOY. Pada aplikasi ini hasil output file data nuklir berupa format ACE disimpan di direktori yang telah ditentukan dan nama file tersebut akan diupdate pada file XDIR sebagai katalognya. Proses perhitungan menggunakan NJOY terus berulang dimulai dari suhu awal (terendah) hingga suhu tertinggi (akhir). Gambar berikut ini adalah bentuk antarmuka yang ramah terhadap pengguna dalam bentuk Graphical User Interface (GUI). Gambar 3. Antarmuka ENDF2ACE Pengembangan dilakukan menggunakan bahasa pemrograman python [7] versi 2.5 dengan library grafik menggunakan wx.python. Pada penelitian ini dilakukan percobaan melakukan konversi data nuklida uranium U92238 dari pustaka ENDF-VII dengan rentang suhu 300K hingga 1000K menggunakan aplikasi NJOY99304.exe. Untuk satu file ACE format U92238 estimasi proses perhitungan sekitar 50 60 menit. Lama waktu proses ini tergantung dari jenis nuklidanya, untuk nuklida Oksigen O8016 hanya membutuhkan waktu 1 menit untuk setiap file ACE format. Berikut ini gambar cuplikan hasil output berupa file ACE format untuk nuklida U92238 beserta cuplikan isi dari XSDIR. 156

Pengembangan Antarmuka Konversi File Data Nuklir Terevaluasi pada Rentang Suhu. (Dinan Andiwijakusuma) Gambar 4.a Cuplikan folder output Gambar 4.b Cuplikan isi file XSDIR KESIMPULAN Telah dilakukan pengembangan antarmuka konversi data nuklir terevaluasi untuk kebutuhan simulasi perhitungan neutronik menggunakan metoda Monte Carlo MCNP. Dengan antarmuka ini bisa diperoleh data nuklir dengan rentang suhu tertentu ke dalam format ACE yang bisa di baca oleh MCNP. Hal ini digunakan untuk melakukan perhitungan simulasi aplikasi nuklir dengan karakteristik bahan/nuklida tertentu dengan rentang suhu yang diinginkan atau disesuaikan dengan simulasi yang akan dilakukan. 157

Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir 2010, Oktober 2010 (153-159) DAFTAR PUSTAKA 1. CABELLOS, O. and RUGAMA, Y., Processing and validation of JEFF3.1 library in ACE format at 10 different temperatures, International Conference on Nuclear Data for Science and Technology, 2007. 2. BRIESMER, J.F., MCNP, A General Monte Carlo N-Particle transport Code, Version 4C, LA-13709-M, 2000. 3. MAC FARLANE, R.E., user Input for NJOY. http://t2.lanl.gov/codes/njoy99/userinp 4. http://www-rsicc.ornl.gov/codes/psr/psr4/psr-480.html, NJOY 5. http://mcnp-green.lanl.gov/, MCNP 6. http://t2.lanl.gov/data/neutron7.html, Data ENDF B-VII 7. http://www.python.org/, python 2.5. DISKUSI LELI YUNIARSARI 1. Apakah antarmuka yang dimaksud berupa card-card interface yang terdiri dari software dan hardware, kalau betul pengembangan apa yang ditambahkan ke dalam hardwarenya? 2. Selain suhu apa bisa dilakukan untuk parameter lain? (data nuklir yang lain) DINAN ANDIWIJAYAKUSUMA 1. Antarmuka yang dimaksud adalah software interface berupa Graphical User Interface. Pengembangan ini dimaksudkan untuk memudahkan user untuk mengenerate data nuklir format ACE untuk MCNP, dimana selama ini pembuatannya dilakukan manual dan mulai pembuat input hingga mengelola output dari NJOY untuk memperoleh data nuklir yang siap pakai untuk MCNP5. 2. Parameter lain bisa ditambahkan untuk pengembangan tergantung permintaan user sesuai dengan kemampuan NJOY. 158

Pengembangan Antarmuka Konversi File Data Nuklir Terevaluasi pada Rentang Suhu. (Dinan Andiwijakusuma) DAFTAR RIWAYAT HIDUP Nama : Dinan Andiwijayakusuma Tempat & Tanggal Lahir : Bandung, 27 Desember 1980 Pendidikan : S-1 Riwayat Pekerjaan Makalah : Bidang Komputasi - PPIN-BATAN : Pengembangan Antar muka. 159

Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir 2010, Oktober 2010 (153-159) 160