PENGARUH TAMPANG LINTANG DATA NUKLIR TERBARU DALAM PERHITUNGAN DESAIN NEUTRONIK TERAS RGTT200K

ABSTRAK
PENGARUH TAMPANG LINTANG DATA NUKLIR TERBARU DALAM PERHITUNGAN
DESAIN NEUTRONIK TERAS RGTT200K. Pustaka File Data Nuklir Terevaluasi (ENDF,
Evaluated Nuclear Data Files) merupakan database file data nuklir yang berisi data tampang lintang
neutron yang perlu diolah terlebih dahulu sehingga dapat digunakan sebagai pustaka dalam
perhitungan neutronik fisika reaktor, baik reaktor air ringan maupun reaktor temperatur tinggi. Teras
Reaktor Gas Temperatur Tinggi berdaya 200MWt yang mampu kogenerasi (RGTT200K) diambil
sebagai obyek penelitian dalam perhitungan fisika neutronik menggunakan program Monte Carlo
MCNP5 v1.2 dengan menggunakan tampang lintang data nuklir energi kontinu (ACE-file) digenerasi
dengan program NJOY99v364 pada temperatur 1200K yang diperoleh dari pustaka file data nuklir
terbaru ENDF/B-VII, JENDL-4, JEFF-3.1 dan CENDL-3.1. Analisis pengaruh tampang lintang data
nuklir terbaru dilakukan pada nuklida yang digunakan dalam perhitungan fisika neutronik teras
RGTT200K untuk masing-masing pustaka file data nuklir yaitu Helium-3, Helium-4, Boron-10,
Boron-11, Carbon-12, Oksigen-16, Silikon-28, Silikon-29, Silikon-30, Uranium-235 dan Uranium238.
Hasil perhitungan nilai multiplikasi efektif (keff) pada teras RGTT200K menunjukkan bahwa
perbedaan tampang lintang data nuklir yang ada pada file pustaka data nuklir ENDF/B-VII, JENDL4,
JEFF-3.1 dan CENDL-3.1 memberikan efek dalam penurunan maupun kenaikan nilai faktor
multiplikasi efektif, namun tidak lebih dari 1%.
Kata Kunci: Data nuklir, ENDF/B-VII, JENDL-4, JEFF-3.1, CENDL-3.1, RGTT200K
ABSTRACT
EFFECT ON NEWEST NUCLEAR DATA CROSS-SECTIONS FOR DESIGN NEUTRONIC
CALCULATION OF RGTT200K CORE. Evaluated Nuclear Data File (ENDF) library is a
database of nuclear data is necessary processed first so that it can be used as a library in neutronic
reactor physics calculation code, both light-water reactors and high temperature reactors. High
Temperature Gas Reactor core is a 200MWt cogeneration capable (RGTT200K) is taken as the
object of research using Monte Carlo MCNP5 v1.2 code by utilizing 1200K continuous energy
nuclear data libraries (ACE-file) generated using NJOY99v364 code taken from newest nuclear data
library such as ENDF/B-VII, JENDL-4, JEFF-3.1 and CENDL-3.1 files. Analysis of effect on
nuclear data cross-sections for each nuclides are performed in neutronic calculation of RGTT200K
core using newest nuclear data libraries that are Helium-3, Helium-4, Boron-10, Boron-11, Carbon12,
Oxygen-16, Silicon-28, Silicon-29, Silicon-30, Uranium-235 and Uranium-238. The results of
calculation of the effective multiplication factor (keff) on RGTT200K core show that differences exist
in differences of nuclear data cross-sections library on ENDF/B-VII, JENDL-4, JEFF-3.1 and-3.1
CENDL give effect to decrease or increase the value of effective multiplication factor, but not more
than 1 %.
Keywords: Nuclear Data, ENDF/B-VII, JENDL-4, JEFF-3.1, CENDL-3.1, RGTT200K