Ke Daftar Isi rrosla;ng Seminar Tekn%gi ser/a Fasililas Nuk/ir
dan Kese/ama/all PLTN
Serpong. 9-10 Febroari 1993 PRS G. PPTKR - BATAN
APLlKASI METODE ANALISIS DERAU DALAM KOMISIONING RSG-GAS. Oleh
Uju Jujuratisbela Pusat Reaktor Serba Guna - Badan Tenaga Atom Nasional
ABSTRAK APLIKASI MErODE
ANALISIS DERAU DALAM KOMISIONING
RSG-GAS. Parameter
kinetik reaktor yang berkaitan dengan keselamatan operasi reaktor, perlu diukur teliti pada sa at komisioning reaktor. Konstanta peluruhan neutron serempak (a) dan usia rerata neutron serempak (0 dapat ditentukan dengan menggunakan metode analisis derau. Hasil pengukuran a dan {teras satu masing-masing berharga 146 S·1 dan 52,40 detik. Harga a lebih besar 16,8% dan harga {)ebih kecil 14,5% dibandingkan dengan harga desain.
ABSTRACT APLLICA TION OF NOISE ANALYSIS METHOD IN RSG-GAS COMMISSIONING.
Kine-
tics parameter which has close relation to the reactor safety has to be measured accurately during nuclear conunissioning phase of reactor. Prompt neutron decay constant (a) and average prompt neutron lifetime (0 can be detennined by using noise analysis method. The measurement results of a and I arc 146 S·1 and 52,40s, respectively. The measured values ofa and (arc 16,8% greater and 14,5% least than design calculation, respectively.
PENDAHULUAN Karakteristik reaktor baik yang stat is maupun yang dinamis perlu ditentukan seteliti mungkin dalam fase komisioning nuklir agar keselamatan dan keandalan operasi terjamin. Beberapa parameterreaktoryang menggambarkan unjuk kerja operasi reaktor pada day a rendah yang biasanya diukur dengan metode standard dapat ditentukan pula dengan menggunakan metode analisis derau. Kalibrasi daya reaktorpada daya rendah yang biasanya dilakukan dengan metode aktivasi keping detektor yang diradiasi di beberapa tempat dalam teras reaktor, dapat dilakukan dengan menggunakan metode analisis derau. Metode analisis derau pada umumnya digunakan untuk menentukan parameter kinetik dad reaktor yang biasanya ditentukan dengan menggunakan metode standard yang mengganggu operasi reaktor. Konstanta peluruhan neutron serempak yang dikenal pula sebagai parameter Rossi - Alpha (a) yang merupakan perbandingan antara fraksi neutron kasip dan usia rerata neutron serempak merupakan parameter kinetik yang sangat penting dalam keselamatan operasi reaktor. Oleh karena itu parameter ini sangat perlu ditentukan secara eksperimen dengan teliti. Dengan mengetahui harga perhitungan untuk fraksi efektif neutron kasip, maka harga usia rerata neutron serempak dapat diperoleh dad a. Fungsi pindah reaktor yang mengandung parameter kinetik dan berisi infonnasi tentang stabilitas operasi reaktor perlu diukur pula dengan teliti. Dalam operasi reaktor daya tinggi beberapa parameter dinamis reaktor yang umumnya sukar ditentukan dengan menggunakan
72
metode standard dapat diketahui dengan menggunakan metode analisis derau. Besarvibrasi elemen bakar karena getaran laju alir pendingin dan getaran batang kendali yang dapat mengganggu integritasnya dapat ditentukan dengan metode ini tanpa mengganggu operasi reaktor. Pengembangan lebih lanjut dari metode analisis derau pada operasi reaktor day a tinggi dapat digunakan untuk monitoringkeselamatan operasi reaktor melalui pola rapat daya spektrum neutron padaoperasi daya tinggi. Metode analisis derau, persyaratan detektor neutron dan instrumentasi pengukuran derau, beberapa hasil yang diperoleh dengan menggunakan metode analisis derau pada operasi reaktor daya rendah selama komisioning Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy, dan prospek aplikasi anal isis derau pada operasi daya tinggi akan dibicarakan dalam bab selanjutnya.
TEOR! Mctodc analisis dcrau Adanya sifat stokastik dari reaksi neutron berantai, rapat neutron dalam reaktor cenderung berfIuktuasi disekitar harga reratanya. Fluktuasi ini yang disebut sebagai derau reaktor. Analisis dari fluktuasi neutron ini dapat digunakan untuk menyelidiki kelakuan kinetikdan dinamikreaktor. Beberapa penelitian sudah dilaksanakan orang, yaitu dengan melakukan berbagai pengukuran pada reaktor penelitian dan reaktor daya baik pada keadaan subkritis maupun kritis. Dalam reaktor daya tinggi, spektrunl Fourier akan mem beri infonnasi tentang
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan serta Fasililas Nuklir
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRS G. PPTKR - BATAN
PLTN
stabilitas reaktor, sedangkan dalam rap at spektnun daya dapat memungkinkan dilakukan evaluasi parameter kinetik tertentu. Penggunaan teknik analisis derau untuk menentukan parameter reaktor telah dilakukan oleh Moorel') yang kemudian dilanjutkan oleh Bennett(2) melalui pengembangan teori dasardari Rice. Studi derau dari rakitan subkritis atau reaktor subkritis dilakukan oleh Luckow dan Uhrigl3•4). Luckow menyelidiki perbandingan variasi terhadap eacahan rerata yang keluar dari kamarpulsa yang ditempatkan dalam reaktor, sebagai suatu metode untuk menentukan usia rerata neutron serempak dan tingkat daya reaktor absolut. Uhrig memberikan cara penggunaan hasil pengukuran rapat spektrum daya reaktor subkritis untuk menentukan konstanta multiplikasi efektif. Teknik pengukuran derau efektif telah dilakukan oleh CohnlS) dan Griffin dkk.(6) untuk menentukan rapat spektnun daya dari reaktor kritis. Pengembangan selanjutnya dikerjakan oleh Rajagopall7J dan Balcomb dkk.lS) dengan menggunakan masukan random acak dan teknik korelasi silang . . Telah diketahui bahwa suatu reaksi fisi berantai dalam suatu reaktor dapat terjadi karena neutron bereaksi dengan bahan bakar reaktor. Keluamya neutron dan perubahan populasinya bukanlah merupakan proses yang sinambung, melainkan proses diskrit acak. Sifat statistik dari .reaksi fisi berantai akan menyebabkan fluktuasi populasi neutron yang pada gilirannya mengakibatkan daya reaktor berfluktuasi juga .secara acak pada suatu tingkat daya rerata tertentu. Fluktuasi rapat neutron terhadap suatu tingkat rerata ini yang disebut sebagai derau reaktor (reactor noise) yang dalam pembicaraan selanjutnya disebut derau. Adanya fluktuasi tersebut dapat dipahami oleh karena proses-proses dalam reaktor, seperti proses difusi, moderasi, dU., merupakan proses statistik. Parameter reaktor seperti penampang lintang, jalan bebas rata-rata, usia Fenni, dU., adalah harga rerata dari variabel-variabel yang mempunyai bentuk fungsi distribusi statistik tertentu. Perubahan harga parameter statistik yang bersifat acak terse but menimbulkan perubahan reaktivitas yang bersifat acak pula dan bertindak sebagai masukan acak pada reaktor yang memberikan keluaran populasi rapat neutron net) yang bentuknya bergantung pada watak kinetis dari reaktor. 8,7 4,3 16,8 Sumber derau reaktor Beberapa sumber penyebab terjadinya fluktuasi populasi neutron dapat digolongkan sebagai berikut : 1. Derau peralatan (Instrument Noise) Derau yang terjadi pada alat-alat yang dipergunakan dalam pengukuran, misalnya kabel-kabel, amplifier, sistem pencacah, dll. 2. Derau penembakan (Bombardement Noise) Derau yang terjadi karena datangnya neutron-neutron pada detektor secara diskrit, sehingga menimbulkan fluktuasi pada pulsa (arus) yang keluar dari detektor. 3. Derau neutron terkorelasi (Correlated Neutron Noise) Fluktuasi yang disebabkan oleh neutron-neutron yang berasal dari satu rantai fisi yang sarna, mencapai
73
detektor mendahului derau yang lainnya. 4. Derau reaktivitas imbas (Induced Reactivity Noise) Fluktuasi yang disebabkan oleh faktor-faktor yang mempengaruhi reaktivitas, antara lain: a. Fluktuasi temperatur atau laju alir pending in b. Konsentrasi bahan bakar yang tidak unifonn atau adanya turbulensi aliran ke dalam reaktor homogin c. Perubahan rapat air pendingin d. Gerakan acak bahan bakar dalam elemen bahan bakar e. Fluktuasi gerakan batang kendali f. Fluktuasi tekanan pompa pending in Derau peralatan dapat dikurangi antara lain dengan cara penyusunan dan perancangan sist'em deteksi serta pemilihan komponen yang teliti. Dengan demikiansumber derau reaktor dapat digolongkan menjadi: 1. Derau penembakan 2. Derau neutron terkorelasi 3. Dcrau reaktivitas.
Anallsls kondlsl eksperlmental dl RSG-GAS Detektor dan instnunentasi neutron terpasang di RSG_GAS untuk operasi rutin tak dapat digunakan untuk pengukuran derau, karena efisiensi detektomya rendah dan tidak dapat diatur posisinya agar sesuai dengan sensitivitasnya. Detektor yang mungkin dapat digunakan untuk pengukuran dengan metode analisis derau adalah detektor kamar fisi. Efisiesinya dalam satuan cacah perfisi (cpf) di dalam teras dapatdiperkirakan secara kasar dari laju cacahan pada suatu tingkat daya reaktor tertentu dengan menggunakan relasi laju fisi dan daya reaktor dalam 1W sebagai berikut : 1 W = 3,15 .
1010
fisi / s
(1)
Tabel dibawah ini menunjukan laju eacah (LC) dari kanal start-up (Fission Chamber = FC) pada berbagai tingkat daya reaktor dan efisiensi detektomya (E) dalam cacah per fisi (cpf). 1040665 1231739 1430 68 53 91 40 1462980 2129 36 27 55 107 Daya[W] LC[cps] LC2[cps] 3,1
1010.E1[cpf]
101O.E2[cpf]
Kedua kanal start-up tersebut efisiensinya menurun dengan naiknya daya reaktor. Hal ini disebabkan karena adanya latar belakang radiasi-g atau karena pengaturan diskriminator terlalu rendah. Dengan mempergunakan pencocokan least-squares antara data eksperimen dan persamaan LC = E. P . 3,15 .
1010
+B
(2)
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan serta Fasililas Nuklir
PLTN
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRS G, PPTKR -BAT AN
memberikan perkiraan yang baik untuk efisiensi kedua detektor. Sehingga efisiensi dan latar belakang didapatkan sebagai berikut: El = 2,4.10.9 cpf E2 ,,;, 1,8.10.9 cpf
Bl
839 cps 496 cps
B2
Seperti disebutkan terdahulu bahwa efisiensi minimum detektor yang diperlukan dalam pengukuran derau daya rendah sebesar Em = 10.5 cpf, maka kedua detektor tersebut tak dapat digunakan dalam pengukuran derau, karena efisiensinya yang 4 orde lebih rendah dari efisiensi minimum . Akan tetapi, hal ini hanya berlaku untuk posisinya pada saat ini saja. Bila ditempatkan pada posisi dengan fluks neutron berorde 4 kali lebih besar dari fluks pada posisinya sekarang, detektortersebut masih mungkin dapat digunakan untuk pengukuran derau di RSG-GAS. Posisi yang mungkin cocok untuk detektor kamar fisi adalah di Posisi lradiasi Pusat. Detektorneutron Kamar Ionisasi merupakan pilihan lain untuk digunakan dalam pengukuran derau. Sensitivitas detektor neutron ini, S[cps/nvJ, hams berbanding terbalik dengan harga fluks neutron spesifik pada posisi detektor dalam teras reaktor. Harga sensitivitas minimum dapat diketahui dari persamaan laju cacah [DR] berikut,
di
IP = 1,9 .104 nv/W.
(8)
TAT A KERJA Instrumcntasl untuk pcngukuran dcrau Untukanalisis deraudi RSG - GAS, analisis frekuensi dari derau merupakan teknik yang sangat cocok, karena aplikasinya yang sangat luas. Metode ini dapatdigunakan untuk menentukan parameter kinetikpada operasi reaktor daya rendah hampir kritis, kritis dan untuk studi dinamika reaktor pada tingkat daya yang lebih tinggi. Untuk pengukuran parameter kinetik, teknik analisis derau memerlukan detektor yang mempunyai efisiensi tinggi. Agar supaya peristiwa datangnya neutron terkorelasi pada detektor dapat dinyatakan, maka detektor tersebut hams cukup sensitif untuk mendeteksi neutron dengan kebolehjadian lebih dari satu neutron dapat terdeteksi untuk setiap rantai fisi tunggal. Ini berarti bahwa secara ekivalen sarna dengan dapat mendeteksi paling tidaksatu neutron dad setiap 1Osfisi dalam seluruh teras reaktor. Dengan detektor berefisiensi tinggi tersebut, metode statistik pencacahan hanya dapat digunakan pada daya reaktoryang lebih kecil dari 1W saja. Pada daya reaktor yang lebih tinggi, baik kamar fisi (Fission Chamber) maupun kamar ionisasi (Compensated Ionization Chamber) harus digunakan. Instrumentasi untuk pengukuran derau dapat dilihat pada Gambar 1.
(3) DR = S . <1>= E. 3,15 . 1010.P Sm= 3,15.10.Em. P/<1> 3.lOs.P/<1>[cps/nv] (4)
HASIL DAN PEMBAHASAN
dimana
HasH
E = Efisiensi detektor [ cps/nv ] P = Daya reaktor [ Watt ] <1>=Fluks neutron pada posisi detektor [ nv ]
/p= Fluks neutron spesifik [ nv/Watt ]
Pada saat komisioning RSG-GAS telah dilakukan beberapa eksperimen dengan mempergunakan metode analisis derau untuk menentukan parameter kinetik reaktor dengan mempergunakan instrumentasi yang tersedia dan detektor yang biasa digunakan untuk operasi reaktor. Eksperimen dilakukan pada daya reaktor yang cukup rendah untuk menghindarkan pengaruh luar yang tidak dikehendaki, seperti pengaruh medan radiasi gamma. Pengaruh dari neutron kasip dapat dihindari dengan mengatur waktu ketika dilakukan pengambilan data. 1. Konstanta peluruhan neutron serempak. Konstanta peluruhan neutron serempak yang disebut juga sebagai konstanta Rossi - Alpha, a ( = ~/A ) telah diukur dengan menggunakan analisis korelasi pribadi dad data cacahan neutron statistik yang dicatat dalam waktu tertentu (T). Fungsi korelasi pribadi terukur dicocokan melalui metode kuadrat terkecil (Least squares fit) dengan relasi berikut : «I>cc= N + A.B e-af G »0 (9)
»
Sensitivitas detektor dari pabrik dinyatakan dalam satuan ams/fluks [Nnv J, oleh karena itusensitivitas (S·) dapat dihitung dari S(cps/nv) dikalikan dengan muatan listrik rerata yang dihasilkan dari reaksi (n,a) dengan B 1O.Dengan asumsi bahwa salah satu dad dua partikel a memasuki volume gas BI0 dengan 80% energi awalnya, yaitu dengan : . Q=4,3 .10·'sC ,makasyaratsensitivitasminimum pengukuran derau menjadi :
untuk
(5)
S'm = 1,3. 1O·9.P/<1>[Nnv]
Sehingga efisiensi Kamar ionisasi (Cle) untuk posisi iradiasi pusat (CIP) dan posisi iradiasi (IP) menja-
di: S·CIP
sehingga konstanta.
= 2.10.15 Nnv
yang masing-masing
S·IP
=7.
10.14 Nnv
ditentukan
dim ana A dan B merupakan
2. Penentuan usia rerata neutron serempak Dengan mengetahui harga fraksi efetip neutron kasip (~) dari perhitungan neutronik teras dan harga a, maka harga [dapat ditentukan.
(6)
akan memenuhi fluks spesifik
di CIP = 6,5.105 nv/W, dan
a
.
(7)
74
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan serta Fasililas Nuklir
Serpong. 9-10 Februari 1993 PRS G, PPTKR -BATAN
PLTN
3. Penentuan Fungsi Respon Frekuensi (FRF) Fungsi respon frekuensi yang sering juga disebut sebagai fungsi pindah reaktor pada daya rendah dapat ditentukan dari relasi keluaran dan masukan yang diturunkan dari persamaan kinetik reaktor titik yang digabungkan dengan relasi persamaan perjam
Z(ioo) = [ioo N~ +. "" ~
ioo/~
{ J
~.
I\.J
+
-------------- . ---------------------
}]"1
100
(10)
iooP(ioo)
hingga saat ini, perlu dicoba metode derau
dimana, P(ioo) = f
pet') e-I"'"dt'
Belum tersedianya instrumentasi penyaring frekuensi sehingga frekuensi yang diukur masih tercampur antara komponen DC dan komponen AC, merupakan faktor lain yang perludiperhatikan dalam koreksi hasil pengukuran .. Hasil pengukuran pada teras transisi lain tampaknya dipengaruhi oleh beberapa hal yang sama seperti pada teras transisi ke -1. Dari gambar 2 dan 3 tampak bahwa terdapat kesesuaian antara harga teoritis dan eksperimen untuk beberapa teras transisi. lni berarti bahwa harga usia rerata neutron kasip yang diperoleh dari eksperimen batang kendali jatuh bebas(9), sebesar 13,29 detik yang lebih besar 4% dari harga teoritis cukup dapat diterima. Dari segi metode analisis derau yang digunakan
(11)
o Perbandingan besar dan fase fungsi rcspon frckuensi sCC<'1ra tcoritis danckspcrimcnscbagai fungsi dari frekuensi dapat dilihat pada gambar 2 dan gambar 3. Pcmbahasan Dari tabell dapat dilihat bahwa hasil pengukuran a dan [teras satu masing-masing berharga 146 S-Idan 52,40 detik. Harga a lebih besar 16,8% dan harga (Iebih kecil 14,5% dibandingkan dengan harga desain RSGGAS pada Safety Analysis Report
75
lain agar
dapat memperoleh ketelitian yang lebih baik. Metode analisis korelasi silang yang memerlukan minimal dua buah detektor, dapat menghilangkan koreksi yang diakibatkan asumsi penggunaan kinetika reaktor titile. Metode analisis derau yang hingga saat ini masih tetap dilakukan walaupun persyaratan pengukuran derau belum dipenuhi, dimaksudkan untuk memahami metode itu sendiri dan memupuk keterampilan praktis sebagai persiapan pengukuran yang lebih baik dimasa datang. Pengukuran parameterparameterdinamikdengan metode anlisis derau untuk daya tinggi yang berguna untuk. monitoring dan analisis keselamatan operasi reaktor masih belum dilakukan, karena belum tersedianya instrumentasi yang memenuhi persyaratan untuk pengukuran derau. KESIMPULAN Dari pembahasan diatas dapat ditarik kesimpulan seperti berikut : 1. Pengukuran derau yang selama ini dilakukan menunjang pemahaman metode analisis derau dan keterampilan praktis dalam penggunaanya. 2. Untuk memperoleh hasil pengukuran yang lebih baik untuk menentukan parameter kinetik, selain diperlukan detektor neutron dan instrumentasi yang memenuhi persyaratan untuk pengukuran derau diperlukan pula metode analisis data derau yang lebih baik. 3. Perlu dilakukan perhitungan teoritis yang akurat untuk harga a dan [pada setiap teras transisi agar dapat dilakukan verifikasi yang lebih baik.
Prosiding Seminar Tekn%gi ser/a Fasililas Nuk/ir
dan Kese/ama/an PLTN
Serpong. 9-10 Februari 1993 PRS G, PPTKR - BATAN
DAFfAR PUSTAKA 1. MOORE,M.N. "The detennination of reactor transfer function from measurements at steady state operation",Nucl. Sci. Eng. 3, pp 387-394, March 1958 2. BENNET,E.F. " The Rice fonnulation of the file noise", Nucl. Sci. Eng.8, pp 53-60, January 1960 3. UHRIG, R.E. " Randon noise techniques in nuclear reactor system", The Ronald Press Company, New York, 1970. 4. BADGLEY,R.W. and UHRIG,R.E."Power Sci. Eng.19,pp 158-163,1964.
spectral density measurements in a subcritical nuclear reactor", Nucl.
5. COHN,C.E." Transfer function measurements",
NucI.Sci.Eng.5 pp 331-335, March 1,1959.,
6. GRIFFIN,C.W. and LUNDOLM JR.,J.G." Measurements of the SRE and KEWB prompt neutron lifetime using random noise and reactor oscillation techniques",NAA_SR_3765,Atomic International, Canoga Park, California, Oct. 15, 1959. 7. RAJAGOPAL, V."Detennination February,1962.
of reactor transfer function by statistical correlation methods'" NucI.Sci.Eng. 12,
8. BALCOMB,J.B., DEMUTH,H.,and GYPTOPOULOS,E.P." A Correlation method for measuring response of reactor systems", NucI.Sci.Eng., VoUl, No.2, Oct. 1961.
the impuls
9. SINGH,O.P., JUJURA TIS BELA, U., ARBIE,B." Kinetics and noise experiments on G.A. Siwa bcssy reactor as part of reactor technology development programme in Indonesia", Second Asian Symposium on Research Reactor (ASRR II), Indonesia, May 23 - 25, 1989. 10. JUJURA TISBELA,U., ARBIE,B., PlNEM,S., TUKIRAN, SUP ARLINA,L."Kinetics Parameter Measurements on RSG-GAS, A low enriched fuel reactor", International Meeting On Reduced Enrichment for Research And Test Reactor, Jakarta, 4 - 7 November 1991. 11. SAFErY ANALYSIS REPORT, Revisi 7,1987.
76
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselama/an ser/a Fasililas Nuklir
Serpong, 9-10 Februarl1993 PRS G, PPTKR -BATAN
PLTN
PASS LOW /FILTER HIGH DIGITAL
10 hours Recordi ng Ti me -PE> RECORDER LY ANALOG UAL, HV
0-1000 V DC AMPLIFIER ANALISER SIGNAL
---~ --~
Tektronik DSA Model 601 / 11A32
0- + 1000 V DC FM, DC - 5 kHz
DC URRENT B UAL TRACE SCILLOSCOPE
Tektronik Model 2250 or equivalent
o - 10 kHz
8 pole Butterworth / RC Krohn-Hite Model 3342R
10-4A, 0 - 10 kHz Keithley Instruments Model 428 or equivalent
ICO-AMPERE OURCE
10-12
-
10-10
-
10-4A
Keithley Instruments Model 261 or equivalent
10
S > 0,04/
Gambar 1 : Instrumentasi untuk pengukuran derau
77
[Nnv]
Prosiding Seminar Tekn%gi serla Fasililas Nuk/ir
dan Kese/amalan PLTN
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRS G, PPTKR -SATAN
FASE FRF
o
-:-:
-20
TEOT.~pS :
: : :: :::
.'7-~~' ~~~~Jm~~~r~T~~~~~ If'" -+-: ey.Sp.~IMEN:TERAB :1 ~: ~~
~1$$p.$rM~N~T~~~~~ :T~I:1M:V ~~~~~IM~N
-60
-80
... -100 1.0001:-04
:' u uuu;l :::::~~~ : :~
... 1.000E-03
0.01
u uuu''',' . ..
u u 1
0.1
10 fRl!KUENSI [llz]
GAMBAR
2 : FASE
FRF
vs FREKUENSI
TERAS
r,lILIV,
DAN V
I
I I
1000
..... . ....
.
. . .
...
TEORIT-IS: , ..
"If
...
:
I
:::
-~ F.~s?~~~p~:N : : ::::~.,TE~A~
I~
-;t(-: cKSPERi~.~af'{T::i'l1\8
IIi : : I: : :
*
100
I
r"
-a-:
I I
I' iI I
10
I 1
0.1 1.000E-04 GAMBAR 3
1.000E-OS BESAR
FRF
O.Ot vs FREKUENSI
78
0.1 TERAS
FREKUEHSIIH~! 1
I,III,IV,
DAN V
Serpong, 9-10 Februari 1993 PRS G. PPTKR -BATAN
Prosiding Seminar Teknofogi dan Kesefamaran PLTN serra Fasilitas Nuklir
EUlRON a] [l/s] SEREMPAK
Tabel1 : Harga konstanta peluruhan neutron serempak (a) dan usia rerata neutron serempak (C) teras I dan V
KETERANGAN
USIA RERATA NEUTRON SEREMPAK %DEV. 145 125 TEORIEKSP. FRAKSI 127 NEUTRON %DEV. PELURUHAN [ I] [s] 61,3E-652,4E-6 16,8 EKSP. -14,5 61,3E-4 1,6 -1,7 60,2E-4 KASIP = EFEKTIF
~=0,00765
"HARGA EKSP. - HARGA TEORI % DEV. = ------------.100 HARGA TEORI
79
%
Ke Daftar Isi
