APLIKASI PROGRAM ALPHA-KP DALAM PERIllTUNGAN
perfDI TERAS FCA
Zuhair Pusat Pengembangan Sistem Reaktor Maju -BAT AN
Rokhmadi,TagorM.S Pusat Pengembangan Teknologi Reaktor Riset -BATAN
ABSTRACT APPLICATION OF ALPHA-KP CODE ON THE CALCULATION OF PelTIN FCA CORE. Effective delayed neutron fraction (pelf) is one of important kinetic parameters in nuclear reactor safety analysis. This Pelfplays important role in the theoretical interpretation of reactivity measurement, therefore it has to be accurately predicted by the neutronic calculation. The application of ALPHA-KP code on the calculation of PelTin FCA XIX- I core was conducted by using forward and adjoint neutron fluxes obtained from Batan-2DIFF diffusion code in 2-D R-Z reactor geometry. The effective macroscopic cross-sectionof. material in core and blanket regions were generated with I-D cell calculation code WIMS/D4 in structure of 69 energy group. Various delayed neutron data processed from Evaluated Nuclear Data Library (ENDF/BVI-2, JENDL-3.2), evaluated by Tomlinson and recommended by WPEC/SG6 were used to complete this application. The calculation result was then compared to those of CITATIONFBR & PERKY. The calculation of PelT with Batan-2DIFF & ALPHA-KP presents underestimated results but generally they have agreement with CITATION-FBR & PERKY. The use of evaluated library of JENDL-3.2 shows the most close result, i.e. -1.85%. The relative difference of 0.05% from experiment value indicates that the prediction accuracy of Pelfwith WPEC/SG6 nuclear data is the best one, which proved the application of ALPHA-KP code is good enough.
ABSTRAK APLIKASI PROGRAM ALPHA-KP DALAM PERHITUNGAN Pelf DI TERAS FCA. Fraksi neutron kasip efektif
13
PENDAHULUAN Salah satu parameter kinetik yang renting dalam analisis keselamatan reaktor nuklir adalah fraksi neutron kasip efektif (Pelf).Bagi pelaku eksperimen Pelf didetinisikan sebagai faktor konversi antara reaktivitas yang dihitung (% L\ k/k) dan reaktivitas yang diukur ($). Pelf ini memainkan peranan yang renting dalam interpretasi teoretik dari pengukuran reaktivitas karena besaran ini berhubungan dengan parameter reaktivitas seperti: reaktivitas bahan bakar, reaktivitas void sodium, reaktivitas Doppler dan reaktivitas batangkendali yang penting dalam studi karakteristik teras reaktor cepat. Oleh karena itu Pelfharus diprediksi secara akurat dengan perhitungan neutronik. Untuk melakukan perhitungan parameter kinetik, program ALPHAKP[l] telah dibuat berdasarkan teori gangguan dalam geometri reaktor 2-D (X-Y dan R-Z) dan banyak kelompok energi neutron. Validitas program ALPHA-KP telah diuji dengan cara membandingkan antara basil perhitungan dan basil pengukuran parameter kinetik di Perangkat Kritik Air Berat DCA (Deuterium Critical Assembly)[2] menggunakan fluks neutron forward dan adjoint dari CIT A TION[3] dan TWODANT[4]. Dalam makalah ini, aplikasi program ALPHA-KP dalam perhitungan Pelf di teras FCA (Fast Critical Assembly) XIX-l dilakukan dengan memanfaatkanfluks neutron forward dan adjoint yang diperoleh dari program difusi Batan-2DIFF[5]. Tampang lintang makroskopik efektif material di daerah teras dan di daerah blanket digenerasi denganprogram perhitungan sel 1-D WIMS/D4[ 6] dalam struktur 69 kelompok energi. Berbagai data neutron kasip yang diolah dari Evaluated Nuclear Data Library (ENDF/BVI-2[7], JENDL-3.2[8]), dievaluasi oleh Tomlinson[9] dan direkomendasikan oleh WPEC/SG6 (Working Party on International Evaluation Cooperation, Sub group 1.6 on Delayed Neutron Data Validation), telah digunakan untuk melengkapi basil aplikasi ini. Hasil perhitungan Batan-2DIFF & ALPHA-KP kemudian dibandingkan dengan basil perhitungan CITATION-FBR[10] & PERKY[ll] dan nilai eksperimen.
TEORI Generasidata neutron kasip Dalam analisis dinamika reaktor nuklir, penanganan neutron kasip mencakup penggunaandata neutron kasip yang terdiri dari konstanta peluruhan (~), fraksi neutron kasip (Pi) clan spektra neutron kasip (xi) untuk setiap isotop fisi. Dalam reaktor termal secara praktis hanya satu isotop fisi 0235 yang dipertimbangkan dalam perhitungan. Dalarn reaktor cepat yang berbahanbakar plutonium, kontribusi isotop Pu239 clan0238 tidak dapatdiabaikan. Secara klasik, data neutron kasip difttting dalam 6 kelompok temporal tradisional Keepin[12]. Data neutron kasip dari evaluated library, yakni
14
JENDL-3.2 clan ENDF/BVI-2 digenerasidengan suatu teknik pengolahandata. JENDL-3.2 menderivasispektra neutron kasip dari Saphier[13]dan mengadopsi konstanta peluruhan, emisi neutron kasip per fisi (total delayed neutron yields, Vd)clan kelimpahan relatif (relative abundance, ai) dari data yang dievaluasi oleh Tuttle[14]. Brady clan England[15] melakukan kalkulasi clan evaluasi spektra energi neutron kasip untuk rentang precursor yang luas clan merevisi data parameteremisi neutron kasip sebagaifungsi energi fisi. Untuk fisi cepat, data Brady clan England secara universal diadopsi dalam ENDF/BVI-2. Data yang direkomendasikan oleh WPEC/SG6 dalam proyek OECD/NEAfCRP&NDC diadopsi dari R.W. Waldo[16] dengan spektraneutron fisi kasip diperoleh dari evaluasi Brady clan England. Analisis eksperimen di FCA secara konvensional menggunakan spektra energi dari Saphier clan kompilasi data parameterneutron kasip yang dievaluasi oleh Tomlinson.
Deskripsi Fast Critical Assembly(FCA) FCA adalall perangkatkritik cepat bertipe meja belah dengandaya termal maksimum 2000 W. FCA didesain untuk studi karakteristik fisika teras reaktor cepat, studi karakteristik fisika teras reaktor air ringan konversi tinggi, studi transmutasi TRU (trans-uranium), dll. Perangkat reaktor dibagi ke dalam 2 bagian yang dipisahkan untuk pemuatan bahan bakar kemudian dilekatkan untuk operasi. Tampang lintang FCA diperlihatkan dalam Gambar 1. Teras reaktor disusun dalam larik 51 x 51 kisi stainless steel dengan dimensi 5,52 cm x 5,52 cm. Struktur matriks FCA dilukiskan dalam Gambar 2. Teras eksperimen FCA dibentuk oleh pelat material reaktor (uranium, plutonium, stainless-.~teel,dll.) yang disusun ke dalam rak-rak (drawers). Rakrak yang berisi pelat material reaktor dimasukkan ke dalam struktur matriks untuk menyusun pola yang diinginkan sehingga terbentuk saranglebah persegi untuk setiap perangkat. Rak bahan bakar FCA ditunjukkan dalam Gambar 3. Fasilitas FCA memiliki fleksibilitas yang tinggi dalam komposisi bahan bakar clan geometri teras sehingga eksperimen yang dilakukan di FCA dapat memberikan data integral untuk desain teras reaktor cepat dengan memanfaatkan berbagai perangkatsimulasi.
METODEPERHITUNGAN Model perhitungan sel Tampang lintang makroskopik efektif material di daerah teras clan di daerah blanket digenerasi dengan program perhitungan sel 1-0 WIMS/04. Geometri sel dimodelkan dengan multi-slab. Struktur 69 kelompok energi dari 0 hingga 10 MeV diterapkan untuk memberikan hasil perhitungan dengan akurasi yang tinggi. Pola sel dari rak-rak dilukiskan dalam Gambar 4a-4d dengan komposisi densitas atom seperti disajikan dalam Tabel I. Untuk sel
15
teras, opsi buckling search dikerjakan untuk mencapaikondisi kritis sedangkan untuk gel blanket digunakan buckling nolo Tabe\ Teras UCX
U235 U238 Cr
Mn Fe Ni
H C 0 Na
2,26IE-O3 1,709E-04 1,810E-O3 1,200E-04 6,473E-O3 7,894E-04 5,878E-O5 6,749E-O2 2,546E-O5
Komposisi terasFCA XIX-I (x 1024atom/cm3) .S'C?ft blanket
SB
Batang kendali UCSCRX
2,261E-O3 1,709E-O4 3, 117E-O3 2,495E-O3 1,667E-04 2,294E-O4 I, 122E-O2 8,975E-O3 1,41.3E-O3 I,O95E-O3 5,878E-O5 6,534E-O2 1.835E-O2 2,546E-O5
i
I
SBSCR
Matriks
DUB
MTX
8,442E-O5 4,OI7E-O2 3,908E-O3 1,810E-O3 1,229E-O3 1,200E-O4 8,200E-O5 2,817E-04 6,473E-O3 4,393E-O3 1,407E-O2 7,894E-O4 5,360E-O4 1,746E-O3
1,86IE-O5 9, I 59E-O3
1,861E-O5 9, 159E-O3
7.656E-O3
1,835E-O2 5,742E-O3 1,413E-O3
AI
DU blanket
Model perhitungan Perf Fraksi neutron kasip efektif
dimana,
m = isotop. i = kelompok neutron kasip. illdi = spektra neutron kasip. tJlld; = jumlah neutron kasip per fisi. illp = spektra neutron fisi serempak. tJllp = jumlah neutron serempakper fisi, <jJ,f = fluks forward clanfluks adjoint, clan braket <> menunjukkan integral energi. Konfigurasi teras FCA XIX- I dipilih untuk aplikasi program ALPHAKP. Karakteristik utama teras adalah berbahan-bakarpengkayaantinggi 93% (enriched uranium, EU) dengan moderator grafit clan geometri teras berukuran 33,0 cm x 50,8 cm. Teras reaktor dikelilingi oleh blanket bagian dalam (~'o.ft blanket) dengan ketebalan 30 cm yang terdiri dari pelat-pelat uraniumoksida susut kadar (depleted uranium-oxide) clan pelat-pelat sodium, clan blanket bagian luar (DU blanket) dengan ketebalan 15 cm yang terdiri dari sebuah blok logam uranium susut kadar. Konfigurasi teras FXA XIX-I dilukiskan dalam Gambar 5 clan model R-Znya diperlihatkan dalam Gambar6.
[6
I])~I
Perhitungan Pelfdikerjakan dengan kombinasi program ALPHA-KP clan Batan-2DIFF. Program Batan-2DIFF digunakan untuk melakukan perhitungan fluks neutron forward clan adjoint dalam geometri reaktor R-Z 2-D clan 69 kelompok energi. Fluks ini kemudian dimanfaatkan oleh program ALPHAKP untuk menentukan fraksi neutron kasip efektif (fJelf).Aliran perhitungannya diberikan dalam Galnbar 7.
BASIL DAN PEMBAHASAN Secara umum data neutron kasip total per fisi (Vd) JENDL-3.2 harganya tinggi sedangkal1 data Tomlinson rendah seperti diperlihatkan dalat11 Tabel 2. Hat11pir tidak ada perbedaan untuk data 0235, tetapi perbedaan yang berarti tampak untuk data 0238 daTi ENDF/BVI-2, WPEC/SG6 daD Tomlinson relatif terhadap data JENDL-3.2 Perbedaan ini mempunyai pengaruh yang cukup besar terhadap perbedaan dalam hasil perhitungan fJelf.
Tabel2. Perbandinganneutron kasip total per fisi (Vd)antaradata nuklir ENDF/BVI-2 JENDL-3.2 1,670E-O2 1,672E-O2~E-O2 0238
4.400E-02
WPEC-SG6 1,660E-O2
4,500E~
Tomlinson l,650E-O2 4.399E-O2
Dari Tabel 3 dapat diarnati konstanta peluruhan 0235 daD 0238 dari Tomlinson dan WPEC/SG6 memiliki nilai yang sarna seperti dari JENDL-3.2. Bila nilai ENDF/BVI-2 dibandingkan dengan ketiga data nuklir yang lain, terdapat perbedaanyaqg dramatis dalarn konstanta peluruhan umur paro yang lebih pendek, yaitu di kelompok 5 daD6. Tabe!3. Perballdingankonstanta peluruhan (A;, sol)antara data nuklir
17
Spektra ENDF/BVI-2 menunjukkan stru~r yang lebih detil karena dibentuk oleh estimasi model dari spektrum yang tak terukur dan ekspansi dari spektrum yang terukur tidak lengkap. Ini bisa diamati dalam Gambar 8a-8fyang memperlihatkan secara umum spektra JENDL-3:2 di daerah energi kurang dari 50 keY atau lebih dari 1,74 MeV diekstrapolasimenjadi nol, sedangkanspektra ENDF/BVI-2 memiliki beberapa puncak energi dengaI1 intensitas yang bervariasi dari kelompok ke kelompok. Hasil perhitungan Pelf dengan kombinasi program Batan-2DIFF dan ALPHA-KP disajikan dalam Tabel 4. Dapat diamati dari Tabel 4, perhitungan Pelf dengan Batan-2DIFF & ALPHA-KP memperlihatkan basil di bawah estimasi tetapi secara umum bersesuaiandengan CITATION-FBR & PERKY dengan perbedaan relatif maksimum sebesar-5,30%. Penggunaan evaluated library JENDL-3.2 memperlihatkan basil yang paling dekat, yaitu -1,85%. Perhitungan CIT A TION-FBR & PERKY dikemukakan dalam Pustaka [17] dan [18]. Pada prinsipnya, perhitunganpeffakan memberikan basil yang lebih akurat hila struktur kelompok energi yang digunakan semakin banyak. Dibandingkan dengan reaktor termal, untuk menganalisis reaktor cepat dibutuhkan jumlah kelompok energi neutron yang lebih banyak. Hal ini disebabkan karena keterkaitan pada peubah energi di reaktor cepat jauh lebih kuat dibandingkan reaktor termal. Sebaliknya pada reaktor termal, keterkaitan pada peubah ruang lebih dominan dibandingkan reaktor cepat. Dalam perhitungan Pelfdi reaktor cepat, yang lebih penting lagi adalah struktur kelompok di daerah energi cepat haruslah cukup banyak karena ada beberapa puncak spektra neutron kasip terletak pada energi neutron yang berbeda. Di dalam pustaka SLAROM[19], struktur kelompok di daerah energi cepat dibagi ke dalam 34 kelompok sedangkan WIMS/D4 17 kelompok. Perbedaanpembagian inilah diperkirakan menjadi penyebabtimbulnya perbedaanbasil perhitungan antara Batan-2D1FF & ALPHA-KP dan CIT A TION-FBR & PERKY. Tabel 4. Hasil perhitunganPelfdengan Batan-2DIFF & ALPHA-KP -
rjf.ND[=:3~2 I ENDF/BVI-2 I WPEC-SG6
Batan-2DIFF& ALHPA KP
7,676E-03 ~ (0,9815)
7,505E-03
CIT ATION-FBR & PERKY,
7,82 I E-03 (1,000).
7,765E-03 (1,000).
(0,9665)
I
Tomlinson
7,404E-03 (0,9576)
7,285E-03 (0,9470)
7,732E-03 (I,GOO).
7,693E-03 (1,000).
,
*) Perhitungan CITATION-FBR & PERKY dinormalisasi menjadi I
Para peri set dalam sebuah tim dari sejumlah negara ikut berpartisipasi dalam eksperimen Peffdi teras FCA XIX-I. Dalam melakukan pengukuran Peff, setiap tim menggunakanmetode eksperimenyang berbeda-beda:JAERI dengan metode Covariance to mean, CEA dengan Noise, IPPE dengan Rossi-a clan Cf-source, dll. Hasil seluruh pengukuranpeffdengan berbagai metode tersebut kemudian dirata-ratakan dengan matriks korelasi clandiperoleh harga Peff'rerata
18
sebesar7,40E-03[20]. Perbandingan basil perhitungan Pelfdengan eksperimen (C/E) disajikan dalam Tabel 5. Perbedaan relatif sebesar 0,05% dari nilai eksperimen menur1jukkanakurasi prediksi Pelfdengan data neutron kasip yang direkomendasikan oleh WPEC/SG6 adalah yang paling baik; yang membuktikan aplikasi program ALPHA-KP cukup baik. Tabel 5. Hasil perhitungan
dan eksperimen
(C/E) Pelf
KE SIMPULAN Aplikasi program ALPHA-KP dalam perhitungan fraksi neutron kasip efektif (fJelf)telah dilakukan dengan data neutron kasip yang diolah dari Evaluated Nuclear Data Library (ENDF/BVI-2, JENDL-3.2), dievaluasi oleh Tomlinson daD direkomendasikanoleh WPEC/SG6. Perhitungan Pelf'dengan Batan-2DIFF & ALPHA-KP memperlihatkan basil di bawah estimasi tetapi secara umum bersesuaiandengan CITATIONFBR & PERKY dcngaJl perbedaan relatif maksimum sebesar -5,30%. Penggunaanevaluated library JENDL-3.2 memperlihatkan basil yang paling dekat, yaitu -1,85%.. Perbedaan relatif sebesar 0,05% dari nilai eksperimen menunjukkan akurasi prediksi Pelf dengan data neutron kasip YaJlg direkomendasikan oleh WPEC/SG6 adalah yang paling baik, yang membuktikan aplikasi program ALPHA-KP cukup baik.
UCAPAN TERIMAKASm Ucapan terimakasih kami sampaikaJlkepada Bapak Ir. Alfahari Mardi, M.Sc. yang telall memberikan dorongan yang membesarkan hati dalam penelitian ini. Pun kepada Bapak Dr. Ir. Dhandhang Purwadi, kami sampaikan terimakasih atas koreksinya yang bermanfaat dalam perbaikan makalah ini. Tak lupa kepada Bapak Dr. Hudi Hastowo kami sampaikan terimakasih atas koreksi, saran clan komentarnya yang berhargaterutama dalam cara penulisan makalah dan bahasanya.
19
DAFTAR PUSTAKA 1. T.M. SEMBIRING., "Program Perhitungan ParameterKinetik a", Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir VIII, Jakarta, 24-25 Februari, (1998) 2.
T .M. SEMBIRING, "Study of Measurementand Analysis on the Kinetic Parameter (j3e~A) by using DCA Facility", PNC-Technical Report, O-arai, (1997)
3. T.B. FOWLER and D.R. VONDY, "Nuclear Reactor Core Analysis Code: CITATION", ORNL-TM-2496 Rev. 2, Oak Ridge (1971) 4. R.E. ALCOUFFE, et al., "User's Guide for TWODANT: A Code Package for Two-dimensional, Diffusion-Accelerated, Neutral-Particle Transport", LA-I0049-M, Los Alamos National Laboratory, (1990) 5. P.H. LIEM, "Development and Verification of Batan's Standard, Twodimensional Multigroup Neutron Diffusion Code (Batan-2D1FF), Atom Indonesia, 20(2), (1994) 6.
J.R. ASKEW, F.J. FAYERS, and P.B. KEMSHELL, "A General Description of the Lattice Code WIMS", Brit. Nucl. Energy Soc., 5 (4), (1966)
7I.
P.F. ROSE and C.L. DUNFORD, "Data Formats and Procedures for the Evaluated Nuclear Data File ENDF-6", BNL-NCS-44945, (1990)
8.K.
SHIBATA, etal., "JapaneseEvaluated Nuclear Data Library, Version-3: JENDL-3", JAERJ 1319,(1990)
q -.L.
TOMLINSON, "Delayed Neutrons from Fission: A Compilation and Evaluation of Experimental Data", AERE-R6993, Atomic Energy Research Establishment, (1972)
10. S. IIJIMA, "Multi-dimensional Diffusion Calculation Code for Fast Reactor Neutronics: CITATION-FBR", JAERI, 1977 (in Japanese) 1I. S. IIJIMA, H. YOSHIDA, and H. SAKURAGI, "Multi-dimensional Perturbation Theory Code based on Diffusion Approximation: PERKY", JAERI-M 6993, (1977) 12. G.R. KEEPIN, Physics of Nuclear Kinetics, Addison-Wesley Publishing Co., Reading, Massachusetts,(1965) 13. D. SAPHIER, D. ILBERG, S. SHALEV, and S. YIFTAH, "Evaluated Delayed Neutron Spectra and Their Importance", Nucl. Sci. Eng., 62, 660, (1977) 14. R.J. TUTTLE, "Delayed-Neutron Data for Reactor-Physics Analysis", Nucl. Sci. Eng., 56, 37, (19-75)
20
]5. M.C. BRADY and T.R. ENGLAND, "De]ayed Neutron Data and Group Parametersfor 43 Fissioning Systems", Nuc/. Sci. Eng., 103, ]29, (]989) 16. R.W. WALDO, R.A. KARAM, and R.A. MEYER, "De]ayed Neutron Yields: Time Dependent Measurements and Predictive Mode]", Physical Review C, 23(3), ].] ]3, (]98]) ]7. ZUHAIR, "Analisis Fraksi Neutron Kasip Efektif (Peff) di Teras FCA dengan Perhitungan Teori Difusi", Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Pene]itian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir, Yogyakarta, 8-]0 Juli, (1997) 18. S. OKAJIMA, ZUHAIR, T. SAKURAI, and H. SONG, "Eva]uation of Delayed Neutron Data using FCA peff Benchmark Experiment", Nuc/. Sci. Techno/.,35(]2), 963, (]998) ]9. M. NAKAGAWA and K. TSUClllHASffi, "SLAROM: A Code for Cell Homogenization Calculation of FastReactor", JAERI ]294, (] 984) 20. T. SAKURAI, et aI., "Benchmark Experiments of Effective Delayed Neutron Fraction (Peff) in JAERI-FCA ", Proc. of the International Conference on the Physics of Nuclear Scienceand Technology, Long Island -New York, Oct. 5-8, (]998)
2\
Garnbar4a. Pola setrak untukterasaktif (UCX).
Gambar4b. Pola sel rak untuk blanketbagiandalam(8B).
Gambar4c. Pola sel rak untuk blanketbagianluar (DUB). 23
Gambar4d. Pola sel rak untuk batangkendali yang tersisip di daerahteras (UCSCRX)dan blanket(SBSCR).
I 0
, ...'00"'"
,
Core 0
UCdrawer
III
UCLdrawer (9/8)
(95195)
In
UCRdrawer (819)
~
Sa'Iy/Conlr~ rod (4f 4 )
121 UC.NS drawer (4/4) 1m UC-NS drawer (' / , )
5011 blanket
0
58 drawlr
(354 I 354)
@) SB-NSdr_r
(6/61
DUB blanket
0
DUBdra-
1285/285)
121 DUB.NSdrawer (313)
Gambar5. KonfigurasiterasFCA XIX-l 24
Gambar 6. Mode! R-Z da!am perhitungan ftl!ff
25
Data komposisi geometri
dan
set rak teras
_u
J} Tampang lintang makroskopik efektif 69 kelompok energi
[J [
Batan-2DIFF 1
IJ Fluks forward daD adjoint
R-Z 2-D
t.
ALPHA-KP
J
IJ
~
Garnbar 7. Aliran perhitunganfiefi'denganprogramALPHA-KP.
26
-
0.20
"E
:;s
~ 10
-=
0.15
:D '-
~
10
~
U IV
0.10
0-
W
c: '-0
-
0.05
:;s IV
Z
"0 IV
>-a;
0.00
10
a
-0.05
104
105
106
Neutron EnerQY (eV)
Gambar 8a. Spektra energi neutron kasip 0238 kelompok 1
-
0.20
'c
;:]
~
~ :Zi
0.15
~ u
0.10
~ Q)
0U)
c: 0 ...
0.05
":5 Q)
Z
"U Q)
>.
0.00
111
"Q) 0 -0.05
10~
105
106
Neutron Energy (eV)
Gambar 8b. Spektra energi neutron kasip U238 kelompok 2.
27
10.
'c :I
c:-
~
..
:0
0.14
0.12 0.10
.<2-
0.08
.~ U
aJ
a. (f)
0.06
c
g :I
0.04
aJ
Z "0
0.02
>Cd -a;
0.00
aJ
a
-0.02
105 Neutron Energy (eV)
106
Gambar 8c. Spektra energi neutron kasip U238 kelompok 3.
-
0.15
-c :J
?:-
~
:a
~
0.10
~ u
Q) Co (/)
0.05
C 0
"-
"'5 Q)
Z "U
0.00
Q)
>11I
"Q)
a
.0.05
105
106
Neutron Energy (eV)
Gambar 8d. Spektraenergi neutron kasip U238 kelompok 4.
28
-
0.15
'c
::J
~t1I
~
:a ...
0.10
~
t1I ...
U
Q)
a. (/)
0.05
c
0 ...
""5 Q)
Z
"tJ
0.00
Q)
>-
t1I
""Q)
a
-0.05
104
105
106
Neutron Energy (eV)
Gambar 8e. Spektra energi neutron kasip U238 kelompok
-
0.20
'c
~
~
~
0.15
::is
~ ~ u
0.10
Q)
a.
cn c:
'-0
0.05
"t) Q)
0.00
s Q) z >.
~ "Q)
0 -0.05
10~
106
105
Neutron Energy (BV)
Gambar 8f. Spektra energi neutron kasip 0238 kelompok 6.
Kembali ke Jurnal
29
