Suwoto, dkk.
ISSN 0216 - 3128
PROSES PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PEMBENTUKAN 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 “pointwise” 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 SUS310 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 crosssections 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.
Prosiding PPI - PDIPTN 2007 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2007
351
352
ISSN 0216 - 3128
Suwoto, dkk.
I
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.
Ketergantungan tampang lintang reaksi terhadap energi neutron serta banyaknya isotopisotop 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 shielding 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.
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 permasalahan 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 pendukung 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).
PENDAHULUAN nteraksi neutron dengan inti suatu atom material tertentu dapat menyebabkan berbagai macam reaksi nuklir dengan keboleh-jadian reaksi neutronnuklir dinyatakan dengan besarnya tampang lintang sebagai fungsi dari energi neutron.
Semenjak material stainless steel banyak digunakan di dunia industri, baik industri nuklir maupun non nuklir, banyak penelitian yang menyangkut pengembangan material khususnya stainless 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.
Pada makalah ini akan dibahas dan dijelaskan 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
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.
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.
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-
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).
Produksi Data Nuklir
Prosiding PPI - PDIPTN 2007 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2007
Suwoto, dkk.
ISSN 0216 - 3128
353
Gambar 1. Kegiatan terkait dari proses produksi data nuklir hingga aplikasinya[2].
Evaluasi Data Nuklir Evaluasi data nuklir diperlukan untuk mereview, 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, JENDL3.3, 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
OECD/NEA
JEF-3.1
ENDF-6
Prosiding PPI - PDIPTN 2007 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2007
ISSN 0216 - 3128
354
Proses Data Nuklir Terevaluasi Proses pengolahan data nuklir terevaluasi biasanya dimulai dengan mereduksi (dalam pembentukan/generasi tampang lintang multikelompok) data nuklir yang tersedia dari basis data dengan melakukan uji konsistensi data, cek kesalahan format data dan lainnya. Dalam kegiatan pengolahan data nuklir terevaluasi ini, banyak program komputer (computer code) yang telah tersedia, diantaranya PREPRO2000, NJOY, MINX dan lainnya. Aplikasi data tampang lintang multikelompok (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 menggunakan 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 perhitungan 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 NUKLIR UNTUK CAMPURAN NUKLIDA
Suwoto, dkk.
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 pembentukan tampang lintang data nuklir untuk stainless steel SUS-310 dengan program MIXER. Keluaran dari program SIGMA1 merupakan masukan untuk program MIXER ini, dengan memasukkan 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 masingmasing isotop penyusun tersebut. Diagram alur proses pengolahan dan pembentukan 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.
Program untuk pengolahan dan pemrosesan data nuklir yang dapat digunakan untuk pembentukan 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 dikehendaki 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
Gambar 2. Proses pembentukan tampang lintang campuran dari beberapa nuklida.
Prosiding PPI - PDIPTN 2007 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2007
Suwoto, dkk.
ISSN 0216 - 3128
355
Tabel 2. Komposisi nuklida penyusun Stainless Steel tipe SUS-310. Abundansi di alam (%)
Densitas Atom[6] (atoms/barn.cm)
Prosen berat (o/w)
91,7540
0,0436
(50,75 wt%)
Kromium, 24Cr (ave.)
83,7890
0,0230
(25,00 wt%)
58
68,0769
0,0167
(20,50 wt%)
92,2297
0,0026
(1,500 wt%)
100,000
0,0017
(2,000 wt%)
98,9300
0,0010
(0,250 wt%)
Nuklida Besi, 26Fe56 (ave.) 52
Nikel, 28Ni (ave.) 28
Silikon, 14Si (max.) 55
Mangan, 25Mn (max.) 12
Karbon, 6C (max.) Keterangan: 1 barn =10
-24
2
cm
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-FIXUPMIXER 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 pembentuknya.
Tabel 3. Nomor material (MAT) dari nuklida penyusun stainless steel SUS-310. Nuklida
ENDF/B-VI.8
JEFF-3.1
JENDL-3.3
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
Prosiding PPI - PDIPTN 2007 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2007
Suwoto, dkk.
ISSN 0216 - 3128
356
Untuk mempermudah pengamatan tampang lintang total, elastik, non-elastik maupun tangkapan radiasi (capture), semua pembentukan dan pengolahan 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 SUS310 pada suhu 300 K di tampilkan pada Gambar 4, 5 dan 6.
T a m p a n g L in ta n g T o t a l S U S -3 1 0
Tampang Lintang (barns)
100 90 80 70 60 50 40
300 K
100 90 80 70 60 50 40
E N D F /B - V I.8 J E F F - 3 .1 J E N D L - 3 .3
30
30
20
20
10 9 8 7 6 5 4
10 9 8 7 6 5 4
3
3
2
2 6 5 0 g ru p , T A R T - s tr u c tu re F la t W e ig h t in g S p e c t r u m
1
1 1 0 -5
1 0 -4
1 0 -3
1 0 -2
1 0 -1
100
101
102
103
104
105
106
107
108
E n e rg i N e u tro n (e V )
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 ik S U S - 3 1 0
Tampang Lintang (barns)
100 90 80 70 60 50 40
300 K
100 90 80 70 60 50 40
E N D F /B - V I.8 J E F F - 3 .1 J E N D L - 3 .3
30
30
20
20
10 9 8 7 6 5 4
10 9 8 7 6 5 4
3
3
2
1 0 .9 0 .8
2 6 5 0 g ru p , T A R T - s tru c tu re F la t W e ig h t in g S p e c t r u m 1 0 -5
1 0 -4
1 0 -3
1 0 -2
1 0 -1
1 0 .9 0 .8 100
101
102
103
104
105
106
107
108
E n e rg i N e u tro n (e V )
Gambar 4. Hasil pembentukan tampang lintang elastik (MF=3 MT=2) stainless steel SUS-310 untuk suhu 300 K.
Prosiding PPI - PDIPTN 2007 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2007
Suwoto, dkk.
ISSN 0216 - 3128
357
Tampang lintang non-elastik (MF=3 MT=3) T a m p a n g L in t a n g N o n - E la s t ik S U S - 3 1 0 102
102
Tampang Lintang (barns)
E N D F /B - V I.8 J E F F - 3 .1 J E N D L - 3 .3 101
101
100
100
1 0 -1
1 0 -1
1 0 -2
1 0 -2
1 0 -3
1 0 -3 6 5 0 g ru p , T A R T - s tru c tu re F la t W e ig h t in g S p e c t r u m
1 0 -4
1 0 -4 1 0 -5
1 0 -4
1 0 -3
1 0 -2
1 0 -1
100
101
102
103
104
105
106
107
108
E n e rg i N e u tro n (e V )
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 0 102
102 E N D F /B -V I.8 J E F F -3 .1 J E N D L -3 .3
Tampang Lintang (barns)
101
101
100
100
1 0 -1
1 0 -1
1 0 -2
1 0 -2
1 0 -3
1 0 -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
1 0 -4
1 0 -4 1 0 -5
1 0 -4
1 0 -3
1 0 -2
1 0 -1
100
101
102
103
104
105
106
107
108
E n e rg i N e u tro n (e V )
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 data tampang lintang referensi untuk stainless steel.
Prosiding PPI - PDIPTN 2007 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2007
Suwoto, dkk.
ISSN 0216 - 3128
358
Perbedaan Tam pang Lintang Total SU S-310 Terhadap EN D F/B -VI.8 12 11 10 9 8 7 6 5 4 3 2 1 0 -1 -2 -3 -4 -5 -6 -7 -8 -9 -10 -11 -12
JEFF-3.1 JEND L-3.3
Beda (%) terhadap ENDF/B-VI.8
12 11 10 9 8 7 6 5 4 3 2 1 0 -1 -2 -3 -4 -5 -6 -7 -8 -9 -10 -11 -12
650 grup, TA R T - structure Flat W eighting Spectrum 10 -5
10 -4
10 -3
10 -2
10 -1
10 0
10 1
10 2
10 3
10 4
10 5
10 6
10 7
10 8
Energi N eutron (eV)
Gambar 7. Perbedaan tampang lintang total (MF=3 MT=1) stainless steel SUS-310 terhadap file ENDF/B-VI.8.
Perbadaan Tampang Lintang Elastik SUS-310 Terhadap ENDF/B-VI.8 12 11 10 9 8 7 6 5 4 3 2 1 0 -1 -2 -3 -4 -5 -6 -7 -8 -9 -10 -11 -12
JEFF-3.1 JENDL-3.3
Beda (%) terhadap ENDF/B-VI.8
12 11 10 9 8 7 6 5 4 3 2 1 0 -1 -2 -3 -4 -5 -6 -7 -8 -9 -10 -11 -12
650 grup, TART - structure Flat Weighting Spectrum 10 -5
10 -4
10 -3
10 -2
10 -1
10 0
10 1
10 2
10 3
10 4
10 5
10 6
10 7
10 8
Energi Neutron (eV)
Gambar 8. Perbedaan tampang lintang elastik (MF=3 MT=2) stainless steel SUS-310 terhadap file ENDF/B-VI.8.
Prosiding PPI - PDIPTN 2007 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2007
Suwoto, dkk.
ISSN 0216 - 3128
359
P erbedaan Tam pang Lintang N on-E lastik S U S -310 Terhadap E N D F/B -V I.8 100
100
Beda (%) terhadap ENDF/B-VI.8
0
0 JEFF-3.1 JEN D L-3.3
-100
-100
-200
-200
-300
-300
-400
-400
-500
-500 650 grup, TA R T - structure Flat W eighting Spectrum
-600
-600 10 -5
10 -4
10 -3
10 -2
10 -1
10 0
10 1
10 2
10 3
10 4
10 5
10 6
10 7
10 8
Energi N eutron (eV)
Gambar 9. Perbedaan tampang lintang non-elastik (MF=3 MT=3) stainless steel SUS310 terhadap file ENDF/B-VI.8.
Perbedaan Tampang Lintang Capture SUS-310 Terhadap ENDF/B-VI.8 100
100
Beda (%) terhadap ENDF/B-VI.8
0
0 JEFF-3.1 JENDL-3.3
-100
-100
-200
-200
-300
-300
-400
-400
-500
-500 650 grup, TART - structure Flat Weighting Spectrum
-600
-600 10-5
10-4
10-3
10-2
10-1
100
101
102
103
104
105
106
107
108
Energi Neutron (eV)
Gambar 10. Perbedaan tampang lintang capture (MF=3 MT=102) stainless steel SUS-310 terhadap file ENDF/B-VI.8.
Prosiding PPI - PDIPTN 2007 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2007
Suwoto, dkk.
ISSN 0216 - 3128
360
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 maksimum 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 tampang lintang non elastik pada energi 5,248 keV relatif sangat kecil dibandingkan dengan tampang lintang 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. 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
± 0,5133
± 0,3402
± 524,2351
± 524,2351
File Data Nuklir (SUS-310)
Beda terhadap ENDF/B-VI.8 (%) 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) 0.010
0.010 Validasi Tam pang Lintang Total SU S-310
END F/B-VI.8 JEFF-3.1 JEND L-3.3
0.008
0.008 0.006
0.004
0.004
0.002
0.002
0.000
0.000
-0.002
-0.002
-0.004
-0.004
-0.006
-0.006
Beda (%)
0.006
-0.008
-0.008
650 grup, TAR T - structure Flat W eighting Spectrum
-0.010
-0.010 10 -5
10 -4
10 -3
10 -2
10 -1
10 0
10 1
10 2
10 3
10 4
10 5
10 6
10 7
10 8
Energi Neutron (eV)
Gambar 11. Perbedaan tampang lintang total (MF=3 MT=1) stainless steel SUS310 terhadap jumlahan dari tampang lintang elastik (MF=3 MT=2) dan tampang lintang non-elastik (MF=3 MT=3). Prosiding PPI - PDIPTN 2007 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2007
Suwoto, dkk.
ISSN 0216 - 3128
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%.
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 PANDIANGAN, 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, ORNLTM-3871 (Revised), 1972.
KESIMPULAN Proses pengolahan data nuklir untuk pembentukan tampang lintang campuran yang terbentuk dari kumpulan beberapa nuklida dapat dilakukan melalui program LINEAR-RECENTSIGMA1-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 %.
361
TANYA JAWAB Jati Susilo
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.
− Kenapa objek yang diambil adalah SS-310, bagaimana dengan material lainnya? Suwoto − Pada prinsipnya proses pengolahan/pembentukan tampang lintang stainless steel tipe lainnya yang perlu diperhatikan adalah kandungan masing-masing unsur/nuklida penyusunnya serta komposisi prosen berat masing-masing unsur penyusunnya.
Prosiding PPI - PDIPTN 2007 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2007
