PENGEMBANGAN KODE UNTUK ANALISIS KETIDAKPASTIAN INPUT PARAMETER FUEL TEMPERATURE PADA KODE MONTE CARLO N-PARTIKEL TRANSPORT - Entin Hartini; Dinan Andiwijayakusuma (Jurusan Teknik Informatika, 2013)
Pada penelitian ini dilakukan pengembangan kode untuk analisis ketidakpastian parameter fuel temperature selama history iradiasi dalam perhitungan burn-up bahan bakar menggunakan kode Monte Carlo (MCNPX). Ketidakpastian parameter input fuel temperature diperhitungan dengan mengambil sekitar ±1% dan ± 5% dari nilai nominal 900K. Sehingga dibutuhkan data nuklir pada suhu tertentu. MCNPX memerlukan data nuklir dalam bentuk ACE format. Data nuklir format ACE ini bisa diperoleh melalui ENDF (Evaluated Nuclear Data File) yang telah diproses oleh aplikasi NJOY. Antarmuka dibuat untuk memperoleh data nuklir dalam bentuk ACE format dari ENDF melalui proses perhitungan NJOY khusus untuk perubahan temperatur pada rentang tertentu. Pengembangan kode dibuat dalam script phyton dan dilakukan kopling dengan MCNPX.