PROSES PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK
PEMBEN-TUKAN TAMPANG LINTANG STAINLESS STEEL
Suwoto, Zuhair
Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional
ABSTRAK
PROSES PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PEMBENTUKAN DATA TAMPANG LINTANG STAINLESS STEEL. Material stainless steel telah banyak digunakan di reaktor nuklir maupun industri non nuklir. Perlu dilakukan pengolahan data nuklir untuk pembentukan tampang lintang dari bahan campuran (stainless steel). Data tampang lintang bahan penyusunnya diperoleh dari file ENDF(Evaluated Nuclear Data File) yang tersedia (file ENDF/B-VI.8, JEFF-3.1 dan JENDL-3.3). File data nuklir tersebut masih mentah harus diolah sedemikian rupa sehingga nantinya dapat digunakan dalam perhitungan fisika nuklir. Pengolahan data nuklir untuk pembentukan tampang lintang dari campuran beberapa nuklida ini menggunakan program LINEAR, RECENT, SIGMA1, FIXUP dan MIXER dari program utilitas PREPRO2000. Pengolahan data nuklir ini dimulai dari proses linearisasi (program LINEAR) dan pembentukan tampang lintang dari parameter resonansi (MF2) sehingga menjadi tampang lintang “point-wise” dari energi 10-5 eV sampai 107 eV pada suhu mutlak (0K) dengan program RECENT. Untuk mencapai suhu yang dikehendaki (300 K), data tersebut kemudian diolah lagi dengan melakukan “pelebaran tampang lintang Doppler” dengan menggunakan program SIGMA1. Program FIXUP digunakan untuk menguji konsistensi tampang lintang yang digunakan. Selanjutnya dengan menentukan densitas bahan campuran (gr/cm3) dan densitas serta fraksi berat masing-masing nuklida penyusunnya kemudian dapat menggunakan program MIXER. Untuk memudahkan pengamatan dan analisis, semua tampang lintang stainless steel SUS-310 dilakukan pengelompokan energi sebanyak 650 grup energi (TART-struktur energi) dengan program GROUPIE. Telah dibentuk tampang lintang total, hamburan elastik, hamburan non-elastik dan capture untuk stainless steel SUS-310 dari file ENDF/B-VI.8, JEFF-3.1 dan JENDL-3.3. Validasi dilakukan terhadap stainless steel dari file ENDF/B-VI.8. Dari hasil validasi terhadap pengolahan dan pembentukan tampang lintang total stainless steel SUS-310, diperoleh informasi bahwa tampang lintang yang dihasilkan sangat baik dengan perbedaaan kesalahan perhitungan yang relatif sangat kecil di bawah 0,01%.
Kata kunci: pengolahan data nuklir, file data nuklir terevaluasi, program LINEAR, RECENT, SIGMA1, MIXER, GROUPIE.
ABSTRACT
NUCLEAR DATA PROSESSING FOR GENERATION OF STAINLESS STEEL CROSS-SECTIONS DATA. Stainless steel has been used as important material in nuclear reactor and also in non nuclear industries. Nuclear data processing for generation of composite mixture cross-sections from several nuclides have been made. Provided evaluated nuclear data file (ENDF) such as ENDF/B-VI.8, JEFF-3.1 and JENDL-3.3 files were employed. “Raw” nuclear data cross-sections on file ENDF should be prepared and processed before it used in calculation. Sequence of nuclear data processing for generation of mixture cross-sections data from several nuclides is started from LINEAR, RECENT, SIGMA1 and MIXER codes taken from PREPRO2000 utility code. Nuclear data processing is started from linearization of nuclear cross-sections data by using LINEAR code and counting background contribution of resonance parameter (MF2) with RECENT code (0 K) at energy ranges from 10-5 to 107 eV. Afterward, the neutron cross-sections data should be processed and broadened to desire temperature (300 K) by using SIGMA1 code. Consistency of each cross-sections which used in nuclear data processing is checked and verified using FIXUP code. The next step is to define the composite mixture density (gr/cm3) of stainless steel SUS-310 and weight fraction of each nuclide composition prior used it in MIXER code. All of the stainless steel SUS-310 cross sections are condensed to 650 energy groups structure (TART-energy structure) by using GROUPIE code to evaluate, analysis and review it more easily. The total, elastic scattering, non-elastic scattering and capture cross-sections of stainless steel SUS-310 have been made of ENDF/B-VI.8, JEFF-3.1 and JENDL-3.3 files. The stainless steel cross-sections made of ENDF/B-VI.8 file was taken as reference during validation process. The validation result of total cross-sections for stainless steel SUS-310 is clearly observed that the differences of total cross-sections error in nuclear data processing is relatively low than 0,01%.
Keywords: Nuclear Data Processing, Evaluated Nuclear Data File, LINEAR, RECENT, SIGMA1, MIXER codes.
PENDAHULUAN
nteraksi neutron dengan inti suatu atom material tertentu dapat menyebabkan berbagai macam reaksi nuklir dengan keboleh-jadian reaksi neutron-nuklir dinyatakan dengan besarnya tampang lintang sebagai fungsi dari energi neutron.
Ketergantungan tampang lintang reaksi terhadap energi neutron serta banyaknya isotop-isotop yang digunakan dalam analisis reaktor nuklir
menjadikan data tampang lintang neutron (neutron
cross-sections) tersebut merupakan kumpulan data yang sangat penting peranannya bagi perhitungan
neutronik fisika reaktor maupun perhitungan
shield-ing lainnya. Ketelitian dan keakuratan perhitungan
teoritis, baik perhitungan neutronik fisika reaktor
maupun perhitungan shielding yang dilakukan
sangat ditentukan oleh ketelitian pendekatan geometri yang diambil dan juga oleh ketersediaan data tampang lintang nuklir yang memadai.
Semenjak material stainless steel banyak
digunakan di dunia industri, baik industri nuklir maupun non nuklir, banyak penelitian yang
me-nyangkut pengembangan material khususnya
stain-less steel. Material ini banyak digunakan sebagai bahan struktur reaktor nuklir maupun bahan pelapis perisai radiasi disamping timbal dan beton. Dengan
demikian keberadaan material stainless steel,
khususnya ditinjau dari segi tampang lintang data nuklir sangat penting untuk diteliti dan diketahui.
Seperti telah diketahui para peneliti di bidang data nuklir, sumber utama data nuklir adalah eksperimen-eksperimen fisika nuklir dengan akselerator, reaktor-reaktor riset maupun generator neutron lainnya. Data eksperimental tersebut dilengkapi dengan data-data yang dihitung secara teoretik dengan model-model nuklir terbaru. Saat ini, pemahaman teoretik reaksi-reaksi nuklir telah berkembang maju dan telah digunakan untuk interpolasi, ekstrapolasi dan untuk memeriksa konsistensi data eksperimental serta untuk memperkirakan secara akurat data yang tidak dapat diukur secara eksperimental.
Pada umumnya, tidak ada satupun data nuklir, baik yang ditentukan secara eksperimental maupun secara teoretik dapat secara langsung digunakan dalam aplikasi perhitungan fisika nuklir. Data nuklir tersebut harus diolah dan ditransformasikan terlebih dahulu ke dalam suatu basis data agar dapat digunakan secara mudah
sebagai input/masukan bagi program-program untuk
perhitungan fisika reaktor. Kumpulan file data
nuklir terevaluasi yang tersedia sekarang ini (versi terbaru) cukup banyak jumlahnya diantaranya ENDF/B-VI.8 (USA/IAEA), JEFF-3.1 (Eropa), JENDL-3.3 (Jepang), CENDL-2 (China),
BROND-2.2 (Rusia) dan lainnya. Dalam kompilasi file data
tersebut, data tampang lintang fungsi energi masih merupakan ”data mentah” yang harus diolah dan diproses terlebih dahulu sebelum dapat dipakai dalam perhitungan fisika reaktor.
Dalam perhitungan fisika reaktor, kadangkala dijumpai bahan/material yang merupakan gabungan/ campuran dari berbagai nuklida yang tidak ada data
tampang lintang nuklirnya, seperti material stainless
steel yang banyak digunakan sebagai bahan struktur
maupun bahan shielding. Untuk mengatasi
per-masalahan tersebut, akan dilakukan pembentukan
data tampang lintang stainless steel dengan program
komputer MIXER dari program PREPRO2000[1].
Banyak tipe stainless steel yang ada, diantaranya
adalah tipe stainless steel SUS-310, SUS-304L,
SUS-304LTP dan lainnya. Komposisi bahan
pen-dukung stainless steel ini bermacam-macam sesuai
dengan tipenya masing-masing. Material/bahan
nuklida dasar penyusun stainless steel adalah
nuklida Fe (besi), Cr (krom), Ni (nikel), Mn (mangan), Si (silikon) dan C (karbon).
Pada makalah ini akan dibahas dan dijelas-kan proses dan langkah-langkah pengolahan data nuklir yang berkaitan dengan proses pembentukan
tampang lintang dari bahan campuran yaitu stainless
steel tipe SUS-310 pada suhu operasi 300 K.
ALUR PEMANFAATAN DATA NUKLIR
Beberapa aktivitas yang berkaitan langsung dengan data nuklir dapat diidentifikasikan mulai dari produksi data nuklir dasar, evaluasi dan pemrosesan data nuklir terevaluasi dan aplikasi data nuklir itu sendiri. Proses-proses yang berkaitan
dengan pembentukan File Data Nuklir Terevaluasi
(ENDF, Evaluated Nuclear Data File) dari awal
produksi data nuklir hingga menjadi data nuklir terevaluasi untuk aplikasinya pada perhitungan fisika nuklir disajikan pada Gambar 1.
Produksi Data Nuklir
Produksi data nuklir yang utama adalah data nuklir yang diperoleh dari hasil percobaan laboratorium yang tersedia maupun dari hasil perhitungan secara teoritis menggunakan model inti tertentu. Perhitungan secara teoritis ini diperlukan karena kesulitan dan atau keterbatasan dalam pelaksanaan percobaan secara eksperimental. Data hasil percobaan maupun perhitungan secara teoritis
kemudian dikompilasi dalam file komputer dalam
bentuk format basis data. Kompilasi file data ini
dibentuk dalam file komputer dalam bentuk CINDA
(Computer Index of Nuclear Reaction Data) dan
dalam file EXFOR (EXchange FORmat).
Gambar 1. Kegiatan terkait dari proses produksi data nuklir hingga aplikasinya[2].
Evaluasi Data Nuklir
Evaluasi data nuklir diperlukan untuk
me-review, data-data yang dihasilkan dari percobaan maupun dari hasil perhitungan secara teoritis. Hal ini dilakukan untuk memastikan bahwa data-data yang dihasilkan terhindar dari kesalahan-kesalahan yang diakibatkan oleh metoda yang digunakan dalam percobaan atau perhitungan teoritis sudah ketinggalan zaman atau kesalahan-kesalahan sistematik. Sehingga dalam evaluasi ini diperlukan kerja tim yang baik dari berbagai laboratorium terkemuka di suatu negara atau bahkan antar negara dengan spesialisasi pada tipe data dan rentang energi yang digunakan. Dewasa ini telah banyak
bentuk file data yang sudah dievaluasi dengan
memakai format ENDF-6[3] dalam bentuk file data
nuklir terevaluasi, ENDF (Evaluated Nuclear Data
File). File data nuklir terevaluasi yang tersedia di
dunia saat ini diantaranya ENDF/B-VI.8, JENDL-3.3, JEF-3.1, CENDL-2 dan BROND-2.2 dan lainnya seperti ditampilkan pada Tabel 1.
Tabel 1. Beberapa pustaka file data nuklir terevaluasi dan bentuk format ENDF-6. Negara Pembuat File Data Nuklir Bentuk Format
USA / IAEA ENDF/B-VI.8 ENDF-6
JEPANG JENDL-3.3 ENDF-6
CHINA CENDL-2 ENDF-6
RUSIA BROND-2.2 ENDF-6
Proses Data Nuklir Terevaluasi
Proses pengolahan data nuklir terevaluasi biasanya dimulai dengan mereduksi (dalam pem-bentukan/generasi tampang lintang multikelompok) data nuklir yang tersedia dari basis data dengan melakukan uji konsistensi data, cek kesalahan format data dan lainnya. Dalam kegiatan peng-olahan data nuklir terevaluasi ini, banyak program
komputer (computer code) yang telah tersedia,
diantaranya PREPRO2000, NJOY, MINX dan lainnya. Aplikasi data tampang lintang multi-kelompok (69 grup/172 grup energi) untuk program WIMS/D-5B dapat dibentuk menggunakan program NJOY[4,5], sedangkan untuk pembentukan tampang lintang campuran dari beberapa nuklida meng-gunakan PREPRO2000. Pengolahan data nuklir biasanya dilakukan pada seluruh jangkauan energi
neutron yaitu dari energi 10-5 eV sampai 107 eV.
Aplikasi Data Nuklir
Aplikasi data nuklir, baik sebagai pustaka data multikelompok maupun sebagai pustaka data energi kontinyu banyak digunakan dalam per-hitungan fisika reaktor baik dengan teori transport maupun difusi untuk reaktor termal maupun reaktor
cepat/pembiak, perhitungan shielding, perhitungan
pada radioterapi, dan lainnya.
PROSES PENGOLAHAN DATA
NUK-LIR UNTUK CAMPURAN NUKLIDA
Program untuk pengolahan dan pemrosesan data nuklir yang dapat digunakan untuk pem-bentukan tampang lintang dari campuran beberapa nuklida diantaranya adalah program MIXER.
Proses pembentukan tampang lintang yang
tersusun dari beberapa nuklida seperti stainless steel
ini dimulai dari proses linearisasi, rekonstruksi tampang lintang dari parameter resonansi dan pelebaran tampang lintang pada suhu yang di-kehendaki dalam operasi. Semua proses pengolahan data nuklir dilakukan pada seluruh jangkauan energi
neutron yaitu dari energi 10-5 eV sampai 107 eV.
Proses pengolahan data nuklir dimulai dengan linearisasi tampang lintang dengan menggunakan program LINEAR dan pembentukan tampang lintang dari parameter resonansi MF2 dengan menggunakan program RECENT. Keluaran dari program RECENT ini merupakan tampang
lintang “point-wise” dengan suhu mutlak (0 K),
sehingga pada proses selanjutnya harus dihitung tampang lintang fungsi temperatur menggunakan pelebaran Doppler untuk suhu kamar (300 K) ataupun suhu-suhu diatasnya untuk mengetahui perilaku dan pelebaran tampang lintang yang ada
menggunakan program SIGMA1. Program RECENT dan SIGMA1 ini mirip dengan modul RECONR dan BROADR yang tersedia dalam program pengolah data nuklir NJOY. Kemudian file keluaran SIGMA1 diproses dengan program FIXUP untuk mengecek/verifikasi dan menguji konsistensi masing-masing tampang lintang.
Tahap selanjutnya adalah proses pem-bentukan tampang lintang data nuklir untuk
stainless steel SUS-310 dengan program MIXER. Keluaran dari program SIGMA1 merupakan masukan untuk program MIXER ini, dengan me-masukkan parameter dari masing-masing material/
nuklida penyusun stainless steel tersebut. Dari
program MIXER tersebut dapat ditentukan jenis reaksi tampang lintang campuran yang terjadi, baik itu tampang lintang total, elastik maupun tampang lintang lainnya. Dalam penentuan input/masukan program MIXER yang perlu diperhatikan adalah densitas gabungan dari campuran material tersebut
(gr/cm3) dan juga densitas masing-masing isotop
penyusunnya (gr/cm3) yang diperoleh dengan
mengalikan prosen berat dengan densitas masing-masing isotop penyusun tersebut.
Diagram alur proses pengolahan dan pem-bentukan tampang lintang gabungan dari beberapa nuklida penyusunnya ditampilkan pada Gambar 2.
Komposisi, abundansi, densitas atom beserta prosen berat nuklida penyusun stainless steel tipe SUS-310 ditampilkan pada Tabel 2.
Gambar 2. Proses pembentukan tampang lin-tang campuran dari beberapa nuklida.
Tabel 2. Komposisi nuklida penyusun Stainless Steel tipe SUS-310.
Nuklida Abundansi
di alam (%)
Densitas Atom[6]
(atoms/barn.cm) Prosen berat (
o /w) Besi, 26Fe 56 (ave.) 91,7540 0,0436 (50,75 wt%) Kromium, 24Cr52 (ave.) 83,7890 0,0230 (25,00 wt%) Nikel, 28Ni 58 (ave.) 68,0769 0,0167 (20,50 wt%) Silikon, 14Si28 (max.) 92,2297 0,0026 (1,500 wt%) Mangan, 25Mn 55 (max.) 100,000 0,0017 (2,000 wt%) Karbon, 6C12 (max.) 98,9300 0,0010 (0,250 wt%) Keterangan: 1 barn =10-24 cm2
HASIL DAN PEMBAHASAN
Dalam proses pengolahanan data nuklir untuk pembentukan tampang lintang gabungan/ campuran dari beberapa nuklida penyusunnya dalam
hal ini stainless steel tipe SUS-310 diperoleh dari
sumber data nuklir terevaluasi yang tersedia yaitu
file data ENDF/B-VI.8, JENDL-3.3 dan JEF-3.1.
Masing-masing nuklida yang digunakan dalam
pembentukan tampang lintang stainless steel tipe
SUS-310 seperti disebutkan pada Tabel 3.
Proses pengolahan data nuklir untuk pembentukan tampang lintang campuran yang terbentuk dari kumpulan beberapa nuklida dimulai dari program LINEAR-RECENT-SIGMA1-FIXUP-MIXER yang terdapat pada utilitas program PREPRO2000. Program LINEAR digunakan untuk melinearisasi tampang lintang FILE3 (tabulasi energi versus tampang lintang) pada suhu 0 K dengan toleransi kesalahan perhitungan 0,001 (0,1%). Rekonstruksi tampang lintang dari parameter resonansi FILE2 dan tampang lintang
latar (background) FILE3 digunakan program
RECENT dengan toleransi kesalahan perhitungan 0,001 (0,1%). Bila kriteria toleransi kesalahan diberikan terlalu besar akan mengakibatkan
kesalahan perhitungan dan mengakibatkan tampang lintang yang dihasilkan tidak benar. Bila terlalu kecil, akan mengakibatkan kesalahan numerik dan perhitungan tidak konvergen. Program RECENT ini menghitung kontribusi tampang lintang total (MT=1), elastik (MT=2), fisi (MT=18) dan tampang
lintang tangkapan (capture) radiasi (MT=102)
dalam bentuk tabulasi linear terhadap energi. Untuk
broadening dan thinning tampang lintang pada suhu tertentu (300 K) digunakan program SIGMA1 dengan toleransi kesalahan perhitungan 0,001 (0,1%), sedangkan program FIXUP digunakan untuk mengkoreksi konsistensi tampang lintang, misalnya tampang lintang total (MT=1) sama dengan jumlahan dari tampang lintang hamburan elastik (MT=2) dan non-elastik (MT=3) dan lainnya. Bilamana telah dilakukan dan tidak ada kesalahan
data, maka file data tersebut baru siap digunakan
pada proses selanjutnya yaitu program MIXER. Dalam proses pembentukan tampang lintang gabungan/campuran dari beberapa nuklida ini program MIXER ini harus diketahui secara pasti
densitas material gabungan (gr/cm3) dan juga
densitas serta ZAI masing-masing nuklida pem-bentuknya.
Tabel 3. Nomor material (MAT) dari nuklida penyusun stainless steel SUS-310.
ENDF/B-VI.8 JEFF-3.1 JENDL-3.3
Nuklida
Nomor Material (MAT No) / Nomor Massa (ZAI)
26-Fe-56 2631/25056 2631/25056 2631/26056 24-Cr-52 2431/24052 2431/24052 2431/24052 28-Ni-58 2825/28058 2825/28058 2825/28058 25-Mn-55 2525/25055 2525/25055 2525/25055 14-Si-28 1400/14000 1425/14028 1425/14028 6-C-12 600/6000 600/6000 600/6000
Untuk mempermudah pengamatan tampang lintang total, elastik, non-elastik maupun tangkapan
radiasi (capture), semua pembentukan dan
peng-olahan data tampang lintang stainless steel SUS-310
dilakukan pada suhu 300 K dan tampang lintang dikelompokan menjadi 650 kelompok energi
sesuai struktur energi-TART[1] dengan program
GROUPIE.
Tampang Lintang Total (MF=3 MT=1)
Dalam format ENDF-6, tampang lintang total (MF=3 MT=1) merupakan penjumlahan dari tampang lintang hamburan elastik (MF=3 MT=2) dan tampang lintang hamburan non-elastik (MF=3 MT=3).
Bentuk dan profil tampang lintang total
stainless steel SUS-310 yang dihasilkan dari proses pengolahan data nuklir tersebut diatas untuk 650
grup energi (TART-struktur energi) ditampilkan
pada Gambar 3.
Tampang Lintang Elastik (MF=3 MT=2), Non Elastik (MF=3 MT=3), dan Capture (MF=3 MT=102)
Hasil pembentukan tampang lintang elastik (MF=3 MT=2), non elastik (MF=3 MT=3) dan
capture (MF=3 MT=102) untuk stainless steel SUS-310 pada suhu 300 K di tampilkan pada Gambar 4, 5 dan 6. T a m p a n g L in t a n g T o t a l S U S - 3 1 0 E n e r g i N e u t r o n ( e V ) 1 0- 5 1 0- 4 1 0- 3 1 0- 2 1 0- 1 1 00 1 01 1 02 1 03 1 04 1 05 1 06 1 07 1 08 Ta m p a n g Li nt a n g ( b a rn s ) 2 3 4 5 6 7 8 9 2 0 3 0 4 0 5 0 6 0 7 0 8 0 9 0 1 1 0 1 0 0 2 3 4 5 6 7 8 9 2 0 3 0 4 0 5 0 6 0 7 0 8 0 9 0 1 1 0 1 0 0 E N D F / B - V I. 8 J E F F - 3 . 1 J E N D L - 3 . 3 6 5 0 g r u p , T A R T - s t r u c t u r e F la t W e i g h t i n g S p e c t r u m 3 0 0 K
Gambar 3. Hasil pembentukan tampang lintang total (MF=3 MT=1) stainless steel SUS-310 untuk suhu 300 K.
T a m p a n g L in t a n g E la s t i k S U S - 3 1 0 E n e r g i N e u t r o n ( e V ) 1 0- 5 1 0- 4 1 0- 3 1 0- 2 1 0- 1 1 00 1 01 1 02 1 03 1 04 1 05 1 06 1 07 1 08 T a m p a n g Li nt a n g ( b a rns ) 0 . 8 0 . 9 2 3 4 5 6 7 8 9 2 0 3 0 4 0 5 0 6 0 7 0 8 0 9 0 1 1 0 1 0 0 0 .8 0 .9 2 3 4 5 6 7 8 9 2 0 3 0 4 0 5 0 6 0 7 0 8 0 9 0 1 1 0 1 0 0 E N D F /B - V I .8 J E F F - 3 . 1 J E N D L - 3 .3 6 5 0 g r u p , T A R T - s t r u c t u r e F la t W e ig h t in g S p e c t r u m 3 0 0 K
Gambar 4. Hasil pembentukan tampang lintang elastik (MF=3 MT=2) stainless steel SUS-310 untuk suhu 300 K.
Tampang lintang non-elastik (MF=3 MT=3) T a m p a n g L i n t a n g N o n - E l a s t ik S U S - 3 1 0 E n e r g i N e u t r o n ( e V ) 1 0- 5 1 0- 4 1 0- 3 1 0- 2 1 0- 1 1 00 1 01 1 02 1 03 1 04 1 05 1 06 1 07 1 08 Ta m p an g Li n tan g (b ar n s ) 1 0- 4 1 0- 3 1 0- 2 1 0- 1 1 00 1 01 1 02 1 0- 4 1 0- 3 1 0- 2 1 0- 1 1 00 1 01 1 02 E N D F / B - V I . 8 J E F F - 3 . 1 J E N D L - 3 . 3 6 5 0 g r u p , T A R T - s t r u c t u r e F l a t W e i g h t i n g S p e c t r u m
Gambar 5. Hasil pembentukan tampang lintang non-elastik (MF=3 MT=3) stainless steel SUS-310 untuk suhu 300 K.
Tampang lintang capture (MF=3 MT=102)
T a m p a n g L in ta n g C a p tu re S U S -3 1 0 E n e rg i N e u tro n (e V ) 1 0-5 1 0-4 1 0-3 1 0-2 1 0-1 1 00 1 01 1 02 1 03 1 04 1 05 1 06 1 07 1 08 Tampa ng Li nta n g (ba rns) 1 0-4 1 0-3 1 0-2 1 0-1 1 00 1 01 1 02 1 0-4 1 0-3 1 0-2 1 0-1 1 00 1 01 1 02 E N D F /B -V I.8 J E F F -3 .1 J E N D L -3 .3 6 5 0 g ru p , T A R T - s tru c tu re F la t W e ig h tin g S p e c tru m
Gambar 6. Hasil pembentukan tampang lintang capture (MF=3 MT=102) stainless steel SUS-310 untuk suhu 300 K.
Untuk mengkaji dan mengevaluai profil
tampang lintang stainless steel, baik tampang
lintang total (MF=3 MT=1), elastik (MF=3 MT=2), non-elastik (MF=3 MT=3) maupun tampang lintang
capture (MF=3 MT=102) maka dilakukan analisa
perbedaan semua tampang lintang stainless steel
dari file JEFF-3.1 dan JENDL-3.3 terhadap
ENDF/B-VI.8 yang dianggap sebagai referensi. Hal ini dilakukan karena penulis belum memperoleh
P erbedaan Tam pang Lintang Total SU S-310 Terhadap E N D F/B -V I.8
Energi N eutron (eV)
10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101 102 103 104 105 106 107 108 Beda ( % ) t e rh ad ap ENDF/ B-VI. 8 -12 -11 -9 -8 -7 -6 -4 -3 -2 -1 1 2 3 4 6 7 8 9 11 12 -10 -5 0 5 10 -12 -11 -9 -8 -7 -6 -4 -3 -2 -1 1 2 3 4 6 7 8 9 11 12 -10 -5 0 5 10 JEFF-3.1 JEN D L-3.3 650 grup, TA R T - structure Flat W eighting Spectrum
Gambar 7. Perbedaan tampang lintang total (MF=3 MT=1) stainless steel SUS-310 terhadap file ENDF/B-VI.8.
Perbadaan Tam pang Lintang Elastik SUS-310 Terhadap ENDF/B-VI.8
Energi Neutron (eV)
10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101 102 103 104 105 106 107 108 B e d a ( % ) t e rh ad ap E NDF /B -VI. 8 -12 -11 -9 -8 -7 -6 -4 -3 -2 -1 1 2 3 4 6 7 8 9 11 12 -10 -5 0 5 10 -12 -11 -9 -8 -7 -6 -4 -3 -2 -1 1 2 3 4 6 7 8 9 11 12 -10 -5 0 5 10 JEFF-3.1 JENDL-3.3
650 grup, TART - structure Flat W eighting Spectrum
Gambar 8. Perbedaan tampang lintang elastik (MF=3 MT=2) stainless steel SUS-310 terhadap file ENDF/B-VI.8.
P erbedaan Tam pang Lintang N on-E lastik S U S -310 Terh ad ap E N D F/B -V I.8
E nergi N eu tro n (eV )
10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101 102 103 104 105 106 107 108 B e da ( % ) te rh a d a p EN DF /B -VI. 8 -600 -500 -400 -300 -200 -100 0 100 -600 -500 -400 -300 -200 -100 0 100 J EF F -3.1 JEN D L -3.3 6 50 g ru p , T A R T - stru ctu re F lat W eigh tin g S pectru m
Gambar 9. Perbedaan tampang lintang non-elastik (MF=3 MT=3) stainless steel SUS-310 terhadap file ENDF/B-VI.8.
Perbedaan Tampang Lintang Capture SUS-310 Terhadap ENDF/B-VI.8
Energi Neutron (eV)
10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101 102 103 104 105 106 107 108 Beda (% ) terhad ap EN DF /B -VI. 8 -600 -500 -400 -300 -200 -100 0 100 -600 -500 -400 -300 -200 -100 0 100 JEFF-3.1 JENDL-3.3
650 grup, TART - structure
Flat Weighting Spectrum
Gambar 10. Perbedaan tampang lintang capture (MF=3 MT=102) stainless steel SUS-310 terhadap file ENDF/B-VI.8.
Dari Gambar 7 dan Gambar 8 tampak bahwa perbedaan tampang lintang total dan hamburan
elastik stainless steel tipe SUS-310 terlihat pada
energi di atas 57,544 keV, dengan beda maksimum
sekitar ± 11,3% untuk JENDL-3.3 dan beda
maksi-mum sekitar ± 11,9 % untuk JEFF-3.1 pada energi
131,830 keV. Perbedaan yang agak mencolok pada
tampang lintang non-elastik dan capture terlihat
pada Gambar 9 dan Gambar 10, khususnya pada
energi 5,248 keV dengan beda ± 524,2 % untuk file
JENDL-3.3, trehadap file ENDF/B-VI.8 walaupun perbedaan ini tidak terlalu signifikan besar pada tampang lintang hamburan elastik maupun tampang lintang totalnya. Hal ini dikarenakan besaran tam-pang lintang non elastik pada energi 5,248 keV re-latif sangat kecil dibandingkan dengan tampang lin-tang hamburan elastik, seperti tampak pada Tabel 4.
Untuk memvalidasi hasil pengolahan dalam
pembentukan tampang lintang stainless steel tipe
SUS-310 yang telah diperoleh, maka akan dilakukan uji bentukan tampang lintang total (MF=3 MT=1) terhadap jumlahan dari data tampang lintang pembentuknya yaitu tampang lintang hamburan elastik (MF=3 MT=2) dengan tampang lintang hamburan non elastik (MF=3 MT=3). Pada Gambar 11 tampak jelas hasil pembentukan data tampang
lintang total stainless steel SUS-310 yang
dinyatakan dalam perbedaan (%) yang relatif sangat kecil di bawah 0,01 % terhadap data tampang
lintang total stainless steel SUS-310 (MF=3 MT=1)
yang merupakan jumlahan dari MF=3 MT=2 dan MF=3 MT=3.
Tabel 4. Perbedaan tampang lintang total, hamburan elastik, non elastik dan capture file ENDF/B-VI.8 dan JENDL-3.3 untuk stainless steel SUS-310 pada energi 5,248 keV.
File Data Nuklir (SUS-310) σt (barn) σe (barn) σnon-e (barn) σc (barn)
ENDF/B-VI.8 6,2336 6,2316 2,0590E-3 2,0590E-3
JENDL-3.3 6,2656 6,2528 0,0129 0,0129
Beda terhadap ENDF/B-VI.8 (%) ± 0,5133 ± 0,3402 ± 524,2351 ± 524,2351
keterangan: σt (tampang lintang total), σe (tampang hamb. lintang elastik),
σnon-e (tampang lintang hamb. non elastik), σc (tampang lintang capture)
B eda (%), B entukan Tam pang Lintang Total (M F3 M T1) thd. (M F3 M T2) + (M F3 M T3)
E nergi N eu tron (eV )
10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101 102 103 104 105 106 107 108 Beda (% ) -0.010 -0.008 -0.006 -0.004 -0.002 0.000 0.002 0.004 0.006 0.008 0.010 -0.010 -0.008 -0.006 -0.004 -0.002 0.000 0.002 0.004 0.006 0.008 0.010 E N D F/B -VI.8 JE FF-3.1 JE N D L-3.3 650 grup, TA R T - structure Flat W eighting S pectrum
V alidasi Tam pang Lintang Total SU S-310
Gambar 11. Perbedaan tampang lintang total (MF=3 MT=1) stainless steel SUS-310 terhadap jumlahan dari tampang lintang elastik (MF=3 MT=2) dan tampang lintang non-elastik (MF=3 MT=3).
Secara keseluruhan pengolahan data nuklir
untuk pembentukan tampang lintang stainless steel
SUS-310 menunjukkan hasil yang sangat baik karena perbedaaan kesalahan yang relatif sangat kecil di bawah 0,01%.
KESIMPULAN
Proses pengolahan data nuklir untuk pembentukan tampang lintang campuran yang terbentuk dari kumpulan beberapa nuklida dapat dilakukan melalui program LINEAR-RECENT-SIGMA1-FIXUP-MIXER dari utilitas program PREPRO2000. Untuk mempermudah evaluasi dan analisis hasil tampang lintang yang diperoleh, dilakukan pengelompokan energi sebanyak 650 grup (TART-struktur energi) dengan program GROUPIE.
Dari hasil validasi yang dilakukan terhadap
tampang lintang total stainless steel SUS-310
diperoleh informasi bahwa pengolahan dan pembentukan tampang lintang yang telah dilakukan memberikan hasil yang sangat baik dengan ditunjukkannya perbedaaan kesalahan yang relatif sangat kecil di bawah 0,01 %.
DAFTAR ACUAN
1. D.E. Cullen, PREPRO2000: 2000 ENDF/B
Pre-processing Codes, report IAEA-NDS-39, Rev. 10, April 1, 2000.
2. A. TRKOV, Evaluated Nuclear Data
Processing and Nuclear Reactor Calculations,
Workshop on Nuclear Reactor – Physics, Design and Safety, 11 April – 13 May 1994, ICTP, Trieste, ITALY.
3. V. MCLANE, ENDF-102: Data Formats and
Procedures For The Evaluated Nuclear Data
File ENDF-6, NNDL-BNL-UPTON, NY
11973-500.
4. SUWOTO, ZUHAIR, TUMPAL
PAN-DIANGAN, 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 Fasilitas Nuklir, Jakarta, 20 Agustus 2003, ISSN=0854 – 2910.
5. SUWOTO, ZUHAIR, SUHARNO, Studi
Pembangkitan Pustaka Tampang Lintang Data Nuklir untuk Program WIMS/D-5B, Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir, Yogyakarta, 12 Juli 2005, ISSN 0216-3128.
6. MAERKER, R.E.: STD5. Stainless Steel
Broomstick Experiment - An Experimental Check of Neutron Total Cross Sections, ORNL-TM-3871 (Revised), 1972.
TANYA JAWAB
Jati Susilo
− Kenapa objek yang diambil adalah SS-310,
bagaimana dengan material lainnya?
Suwoto
− Pada prinsipnya proses pengolahan/pembentuk-an tamppengolahan/pembentuk-ang lintpengolahan/pembentuk-ang stainless steel tipe lainnya yang perlu diperhatikan adalah kandungan masing-masing unsur/nuklida penyusunnya serta komposisi prosen berat masing-masing unsur penyusunnya.
![Gambar 1. Kegiatan terkait dari proses produksi data nuklir hingga aplikasinya [2] .](https://thumb-ap.123doks.com/thumbv2/123dok/4113163.2810493/3.918.242.731.93.648/gambar-kegiatan-terkait-proses-produksi-nuklir-hingga-aplikasinya.webp)
